用MCNP程序计算水平辐照孔道屏蔽

研究堆中水平辐照孔道用以从堆芯附近引出高能中子流。由于水平辐照孔道的几何形状比较复杂 ,采用两维输运计算模型将会引入较大的误差 ;同时 ,在计算过程中由于粒子穿行的距离比较长 ,所需的计算时间也是很大的。讨论了如何用 Monte Carlo方法的 MCNP程序进行水平孔道的屏蔽计算 ,引入了分段 -衔接计算方法 ,着重介绍了与 MC-NP的接口和表面源的设置问题。计算结果表明 ,分段 -衔接的 MCNP方法能够大大的改善 Monte Carlo方法的抽样 ,很好地解决水平辐照孔道的屏蔽计算问题     

用MCNP计算^252Cf源中子活化分析装置的中子通量

本文介绍蒙特卡罗方法计算中子传输程序集，用来计算了黑龙江省技术物理所＾２５２Ｃｆ源中子活化分析装置中的中子通量，与实际测量结果进行了比较，还计算了装备各表面处的中子与光子通量，考核了装置的防护屏蔽性能。     

用系统学研究ADS靶材料的质子反应裂变截面

用系统学公式研究ADS靶材料的质子反应裂变截面，旨在为核设计提供依据。首先在液滴模型、壳修正模型等相关的理论模型的基础上，利用铅、秘这两个重要核材料质子裂变反应截面的实验数据得到了一系列的理论参数。基于所给出的一组最佳理论参数，对无实验数据的能区裂变截面及其他重要核素的裂变截面进行了预言，可知随着靶核的质子数Z和质量数A的减小，裂变截面减小得很快。     

加速器驱动的次临界系统生产233U的可行性研究

加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）是加速器技术和核反应堆技术的结合,其主要目的是应对当今快速增长的放射性核废料处理需求.本文初步探讨了在ADS系统中利用232Th生产可裂变核233U的可能性,估计了所需加速器的性能及其生产233U的产率和效率.我们建议用Be做中子慢化剂和增殖剂,将反应堆的中子能量大部分控制在1keV–1MeV,从而最大限度地降低232U的含量.也可进一步利用重水做慢化剂高233U的纯度.所生产的233U既可经分离取后在热堆中燃烧,也可直接用于钍基熔盐堆的初始装料,发挥233U优异的热中子性能.我们的结果表明,在技术上和经济上利用ADS生产233U很可能是可行的.我们的结果还表明,如果这一ADS系统主要目的是生产233U,所选择的次临界堆的最佳是快中子堆,而不是慢中子堆或快慢结合堆.最后我们建议对钍基核反应堆、233U的取分离工和辐射防护等方面的课开展进一步深入研究.     

基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

一种基于MCNP的堆芯物理—热工耦合计算方法

核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.     

强流离子束物理问题及其束晕-混沌的控制方法

强流离子束在国防和国民经济领域中有着极其重要的广泛的应用和发展前景。特别是强流加速器驱动的放射性洁净核能系统。比常规核电更安全、更干净、更便宜，成为20世纪90年代以来国内外该领域的研究热点。但是，处理强流束产生的复杂时空束晕-混沌现象已经成为强流离子束应用中的关键技术之一，需要有效地控制束晕才能确保强流离子束的许多重要应用。在此对强流离子束的主要用途、物理技术问题、宏观粒子模拟的基本方法，尤其是束晕-混沌的控制方法的研究进展，进行简要评述，并指出今后的研究方向。     

核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发

针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.     

用MCNP模拟中子煤质检测时外水增加对低位热值的影响

利用MCNP程序模拟了煤样品中外水含量的增加对低位热值的影响.模拟结果显示煤样品随着外水分的增加,C元素的特征γ峰计数不断减少,计算得到的低位热值明显降低.用中子法进行煤质检测时,煤中外水含量越大,对C元素测量结果带来的误差越大,从而对低位热值计算精确度产生的影响越大.     

MCNP可视化输入程序的开发

MCNP(Monte Carlo N-particle)输入文件格式较复杂,特别是对相关物体几何参数的描写更难,不仅书写麻烦,而且很容易出错。为方便用户准确得到输入文件,进行了MCNP可视化输入程序的开发。程序运行于Windows平台下,使用VC 和OpenGL语言编译。应用该程序,用户能够在一个三维可视化环境中创建几何体并定义区域,描写数据卡,最后直接得到符合MCNP输入文件格式要求的inp文件。     

MCNP与DORT耦合计算方法研究

 基于蒙特卡罗方法的MCNP程序和离散纵标法的DORT程序, 在解决辐射屏蔽设计过程中确定屏蔽方案时, 单独使用MCNP或DORT计算屏蔽效果的两个粒子输运程序各自存在某方面缺陷的问题.通过研究MCNP与DORT两个程序的功能与特点, 编写接口程序, 实现了MCNP与DORT的耦合计算, 弥补各自运算中的缺陷, 扩展了程序的适用范围.通过验证, 表明自主开发的接口程序能够完成两个程序输入输出文件的相互转化, 耦合计算精度满足要求, 且对各类问题有较好的处理能力, 该耦合接口程序已初步应用于工程计算.     

基于Web2.0环境的图书馆员2.0思考

论述了图书馆员2.0的角色、内涵及主要特征,提出了图书馆培育图书馆员2.0的主要途径,指出Web2.0和图书馆2.0的出现对图书馆生存和发展产生了巨大的影响。     

岩石对γ射线衰减系数的测量和MCNP模拟

岩石线性衰减系数是解决地质问题的重要的物性参数.本文以实验和MCNP模拟相结合的方法给出岩石（石英砂岩）样品的衰减系数的模拟和测量方法.这种方法对岩矿石等混合物的γ射线衰减系数的确定以及解决地质问题具有重要的意义.     

基于Web2．0的图书馆2．0应用研究

介绍了图书馆的2.0概念,分析了Web2.0关键技术在图书馆2.0中的应用,探讨了图书馆2.0应用中存在的问题。     

Web2．0将会带来更加和谐的Lib2．0

阐述了Web2．0的概念、特点、组成与应用，论述了走向Lib2．0的必然性及Lib2．0新理念的实现途径，并提出了一些创新设计。     

MCNP源程序修改及应用

MCNP程序是一个大型多功能蒙特卡罗计算程序,它适应于核科学和工程方面的多种课题.虽然MCNP程序的通用性很强,可以满足大多数的实际应用,但针对一些特殊的应用还是需要用户对源程序进行修改并重新编译.目前,大多数MCNP程序用户对如何修改和编译源程序了解得比较少,与之相应的文献资料也很少见.有鉴于此,本文对该问题进行了总结并对如何处理作了详细的介绍,目的是为用户更好的理解程序构成、提高对程序的应用能力提供帮助.