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MCNP/MCNPX几何栅元划分方法对精确放疗剂量计算的影响研究 被引量:14
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作者 赵攀 陈义学 +2 位作者 林辉 郑善良 吴宜灿 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期258-262,共5页
复杂几何模型的建立是Monte Carlo粒子输运程序MCNP/MCNPX在放疗领域广泛应用的关键与难点,发展了基于医学CT影像的MCNP/MCNPX自动建模软件,提出并实现了3种几何柵元划分的方法。根据临床实例数据,分别建立了3种MCNP几何模型。在此基础... 复杂几何模型的建立是Monte Carlo粒子输运程序MCNP/MCNPX在放疗领域广泛应用的关键与难点,发展了基于医学CT影像的MCNP/MCNPX自动建模软件,提出并实现了3种几何柵元划分的方法。根据临床实例数据,分别建立了3种MCNP几何模型。在此基础上,研究分析了3种几何柵元划分方法及重复结构描述方法对计算结果的影响,为MCNP/MCNPX在放疗中的应用提供基础。 展开更多
关键词 剂量计算 建模 MCNP/mcnpx 栅元 体元
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用MCNPx程序计算宽能谱中子雷姆仪的响应曲线 被引量:4
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作者 苏有武 朱小龙 李武元 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2005年第2期198-199,211,共3页
利用MCNPx程序计算了宽能谱中子雷姆仪的响应曲线。计算表明,增加铅层对低能中子的响应没有明显的影响,但在高能区(几百MeV以上)宽能谱中子雷姆仪的响应与铅层的厚度有关。铅层厚度为0.6cm时响应比普通雷姆仪提高约3倍,当铅层厚度增加到... 利用MCNPx程序计算了宽能谱中子雷姆仪的响应曲线。计算表明,增加铅层对低能中子的响应没有明显的影响,但在高能区(几百MeV以上)宽能谱中子雷姆仪的响应与铅层的厚度有关。铅层厚度为0.6cm时响应比普通雷姆仪提高约3倍,当铅层厚度增加到1.2cm时响应高约5倍。虽然计算结果与ICRP建议书中的H(10)曲线相比还有一定的差别,但改变慢化体的结构对提高高能中子的探测效率是有明显效果的。 展开更多
关键词 mcnpx 高能中子 雷姆仪
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利用MCNPX模拟中子多重性脉冲序列采集 被引量:6
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作者 易凌帆 颜拥军 +1 位作者 周剑良 王庆震 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第6期562-564,587,共4页
介绍了中子多重性测量分析方法的理论关系式以及中子脉冲序列的形成原理,并利用MCNPX与MATLAB程序模拟便携式中子符合探测器(PNCC)进行中子多重性测量,得到了铀材料的中子多重性分布,实现了中子脉冲序列的采集。实验研究验证了便携式中... 介绍了中子多重性测量分析方法的理论关系式以及中子脉冲序列的形成原理,并利用MCNPX与MATLAB程序模拟便携式中子符合探测器(PNCC)进行中子多重性测量,得到了铀材料的中子多重性分布,实现了中子脉冲序列的采集。实验研究验证了便携式中子符合探测器用于中子多重性测量的可行性。 展开更多
关键词 中子多重性 中子脉冲序列 mcnpx MATLAB
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微颗粒X射线荧光强度MCNPX模拟与WDXRF实验 被引量:2
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作者 刘合凡 葛良全 +6 位作者 周子航 陆成伟 宋丹林 邓也 黄凤霞 胡翔 曾国强 《光谱学与光谱分析》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期607-611,共5页
为研究样品微颗粒在X射线荧光(XRF)分析中对测量结果的影响,运用蒙特卡罗模型MCNPX对X射线荧光仪进行建模,研究了样品颗粒粒径对X射线荧光特征峰强度、峰总比和源峰探测效率的影响,并设计波长色散X射线荧光光谱法(WDXRF)分析实验对模拟... 为研究样品微颗粒在X射线荧光(XRF)分析中对测量结果的影响,运用蒙特卡罗模型MCNPX对X射线荧光仪进行建模,研究了样品颗粒粒径对X射线荧光特征峰强度、峰总比和源峰探测效率的影响,并设计波长色散X射线荧光光谱法(WDXRF)分析实验对模拟结果进行了检验。结果表明:对于样品微颗粒X射线荧光强度与粒径尺寸的关系,MCNPX模拟值与理论计算值保持一致;MCNPX模拟结果与WDXRF实验结果存在一定差异,这取决于MCNPX模型对待测样品状态的假设与实际情况存在一定的差异性;运用样品粉碎、研磨至小颗粒并进行压片处理的办法,可使WDXRF实测结果尽可能的减小与MCNPX理论模拟结果的差异性;在待测样品的颗粒粒径达到一定尺寸时,其峰总比、源峰探测效率、特征峰X射线荧光计数均趋于稳定值;颗粒粒径在某一特定尺寸范围之内,颗粒度效应的影响不容忽视;除此之外,颗粒度效应的影响基本可以忽略。论文充分考虑了待测样品颗粒粒径对XRF分析结果的影响,为减小因颗粒度效应引起分析结果的不确定性提供了一种可行的研究思路,该方法也可为X射线分析的生产实践提供一定的技术参考。 展开更多
关键词 微颗粒 X射线荧光分析 mcnpx WDXRF
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Neutronic design investigation of a liquid injection-based second shutdown system for a typical research reactor using MCNPX 被引量:1
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作者 Ehsan Boustani Mostafa Hassanzadeh 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2018年第3期51-60,共10页
Safety systems, built on state-of-the-art technology, are essential for achieving acceptable levels of plant safety to minimize hazards to the reactor and the general public. The second shutdown system(SSS) as an engi... Safety systems, built on state-of-the-art technology, are essential for achieving acceptable levels of plant safety to minimize hazards to the reactor and the general public. The second shutdown system(SSS) as an engineered safety feature and a part of the reactor protection system(RPS) is a means for rapidly shutting down a nuclear reactor, keeping it in a subcritical state and serving as a backup to the first shutdown system(FSS). In this research, one SSS with two types of optimum chamber designs is proposed that take into account the main current characteristic features of the Tehran research reactor with improvements over earlier designs. They are based on a liquid neutron absorber injection that is preferably different, diverse, and independent from the FSS based on the rod drop mechanism. The major design characteristics of this SSS with two different chambers were investigated using MCNPX 2.6.0 code. The performed calculations showed that the designed SSS is a reliable shutdown system, assuring an appropriate shutdown margin and injection time, with no significant effects on the effective delayed neutron fraction while causing minimal variations to the core structure. Further, the reasonable financial cost and the prolongation of the operation cycle are additional advantages of this design. 展开更多
关键词 TEHRAN research reactor SECOND SHUTDOWN system Nuclear safety Design criteria mcnpx code
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利用MCNPX模拟钴-60辐照装置研发样品吸收剂量的研究 被引量:1
6
作者 曾弟明 《同位素》 CAS 2021年第5期454-461,I0002,共9页
本文采用高能粒子输运程序MCNPX2.5.0对钴-60辐照装置建立几何模型,对位于辐照室中垂直于双板源架中心点3 m处的研发样品的吸收剂量(率)进行模拟计算。根据实际生产,选择辐照室有或无辐照产品两种工况,一是分别模拟12种不同包装规格且... 本文采用高能粒子输运程序MCNPX2.5.0对钴-60辐照装置建立几何模型,对位于辐照室中垂直于双板源架中心点3 m处的研发样品的吸收剂量(率)进行模拟计算。根据实际生产,选择辐照室有或无辐照产品两种工况,一是分别模拟12种不同包装规格且不同质量研发样品在不同辐照时间的吸收剂量;二是模拟计算包装规格相同且质量不同的10种样品的吸收剂量率;三是模拟计算包装规格不同但质量相同的9种样品的吸收剂量率。结果表明,在辐照室有或无辐照产品两种工况下,后者的值比前者平均大4.19倍;三类研发样品的吸收剂量(率)及变化规律可以作为实际生产研发的参考。MCNPX理论模拟计算对于辐照新产品具有重要的实际指导意义。 展开更多
关键词 辐照装置 mcnpx2.5.0 吸收剂量
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基于MCNPX的HFETR典型裂变产物逃脱率系数分析 被引量:1
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作者 赖立斯 夏星汉 +4 位作者 韩良文 高业栋 李冲 马小春 李松发 《核安全》 2021年第3期25-29,共5页
本文采用MCNPX程序对某一炉段的堆芯布置进行建模,计算出了整个运行炉段不同时刻元件芯体内典型裂变产物的累积量,结合该炉段实际运行期间监测的一回路水质数据,通过数值计算得到HFETR典型裂变产物的逃脱率系数,并与核电厂辐射屏蔽设计... 本文采用MCNPX程序对某一炉段的堆芯布置进行建模,计算出了整个运行炉段不同时刻元件芯体内典型裂变产物的累积量,结合该炉段实际运行期间监测的一回路水质数据,通过数值计算得到HFETR典型裂变产物的逃脱率系数,并与核电厂辐射屏蔽设计标准进行比较。结果表明:HFETR典型裂变产物的逃脱率系数与核电厂标准存在数量级上的差距。因此,本文的研究成果对同类型研究堆的辐射屏蔽设计提供了参考。 展开更多
关键词 高通量工程实验堆(HFETR) mcnpx 裂变产物 逃脱率系数
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Calculation of photon attenuation coefficient and dose rate in concrete with the addition of SiO_2 and MnFe_2O_4 nanoparticles using MCNPX code and comparison with experimental results
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作者 M.Hassanzadeh S.M.Sadat Kiai 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2018年第11期152-158,共7页
One of the most important safety features of nuclear facilities is the shielding material used to protect the operating personnel from radiation exposure. The most common materials used in radiation shielding are conc... One of the most important safety features of nuclear facilities is the shielding material used to protect the operating personnel from radiation exposure. The most common materials used in radiation shielding are concretes. In this study, a Monte Carlo N-Particle eXtended code is used to calculate the gamma-ray attenuation coefficients and dose rates for a new concrete material composed of MnFe_2O_4 nanoparticles, which is then compared with the theoretical and experimental results obtained for a SiO_2 nanoparticle concrete material. According to the results, the average relative differences between the simulations and the theoretical and experimental results for the linear attenuation coefficient(l) in the SiO_2 nanoparticle materials are 6.4% and 5.5%, respectively. By increasing the SiO_2 content up to 1.5% and the temperature of MnFe_2O_4 up to 673 K, l is increased for all energies. In addition, the photon dose rate decreases up to 9.2% and3.7% for MnFe_2O_4 and SiO_2 for gamma-ray energies of0.511 and 1.274 MeV, respectively. Therefore, it was concluded that the addition of SiO_2 and MnFe_2O_4 nanoparticles to concrete improves its nuclear properties and could lead to it being more useful in radiation shielding. 展开更多
关键词 SHIELDING Radiation CONCRETE Attenuation COEFFICIENT Photon DOSE mcnpx code SiO2 and MnFe2O4 NANOPARTICLES
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X-ray Spectra Calculations for Inspection of Semiconductors with Different Target/Filter Combinations Using MCNPX
9
作者 Jeong-Ho Kim Hye-Min Park +6 位作者 Ki-Hyun Park Chan-Jong Park Seung-Ho Lee Dong-Sung Kim Joong-Suk Youn Seing-Won Jeon Koan-Sik Joo 《Journal of Physical Science and Application》 2016年第4期8-12,共5页
X-rays are commonly used for inspecting semiconductors. However, excessive radiation dose could damage semiconductors. Therefore, unnecessary exposure needs to be reduced. The ray quality, which is influenced by the t... X-rays are commonly used for inspecting semiconductors. However, excessive radiation dose could damage semiconductors. Therefore, unnecessary exposure needs to be reduced. The ray quality, which is influenced by the tube voltage and filter, determines the exposure. We designed an X-ray tube for inspecting semiconductors with different target/filter combinations and calculated X-ray spectra using the MCNPX (Monte Carlo n-particle extended) code. The target material was W, and the filters were made of Mo, W, and Zr. The W/W combination showed the lowest flux. The MCNPX code can reduce the development time and cost of the target/filter combination for inspecting semiconductors. 展开更多
关键词 INSPECTION semiconductor damage FILTER mcnpx.
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Radiation Shielding Analysis for Pressurized Heavy Water Reactors (CANDU) Using MCNPX Code
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作者 Afrah El-Khawlani Moustafa Aziz Ali Ellithi 《材料科学与工程(中英文B版)》 2022年第2期50-57,共8页
MCNPX(Monte Carlo N-Particle Transport Code)computer code is used to design a model to CANDU(Canada Deuterium Uranium)reactor core and its shielding system.It is assumed that reactor core is fueled with natural uraniu... MCNPX(Monte Carlo N-Particle Transport Code)computer code is used to design a model to CANDU(Canada Deuterium Uranium)reactor core and its shielding system.It is assumed that reactor core is fueled with natural uranium.The core radiation sources are calculated which consider prompt neutrons,neutron induced gamma and prompt gamma radiations.The total neutron flux and dose rate are calculated along the shield and at outer shield points.The results indicated that the major dose rate component at outer shield points is due to neutron induced gamma dose rate(μSv/h). 展开更多
关键词 CANDU reactor mcnpx code reactor shielding natural uranium radiation source
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Analysis of Neutronic Parameters for Supercell of CANDU Reactor Using MCNPX Code
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作者 Afrah EL-Khawlani Moustafa Aziz Ibrahim Ali Ellithi 《材料科学与工程(中英文B版)》 2013年第8期550-553,共4页
关键词 代码分析 超级单体 CANDU堆 中子学 CANDU反应堆 燃耗计算 铀燃料 运行条件
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MCNPX Modeling of BN-600 Full MOX Fast Reactor Core
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作者 Moustafa Aziz Mohga Hassan 《材料科学与工程(中英文B版)》 2013年第8期530-534,共5页
关键词 混合氧化物燃料 建模 快堆 三维模型 富集区 核心参数 功率分布 增殖因子
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基于MCNPX的HFETR燃耗计算接口程序开发 被引量:1
13
作者 雷鸣 李松发 +3 位作者 赖立斯 刘鹏 蔡文超 赵鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S02期149-154,共6页
基于蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(MCNPX),分析了高通量工程试验堆(HFETR)燃耗计算的基本需求,并利用MCNPX对HFETR堆芯进行建模,开发了HFETR的MCNPX燃耗计算接口程序。对HFETR连续3个运行寿期开展燃耗和物理参数计算,并与传统燃耗计算程... 基于蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(MCNPX),分析了高通量工程试验堆(HFETR)燃耗计算的基本需求,并利用MCNPX对HFETR堆芯进行建模,开发了HFETR的MCNPX燃耗计算接口程序。对HFETR连续3个运行寿期开展燃耗和物理参数计算,并与传统燃耗计算程序ECP493计算的中心位置中子注量率和燃料元件净增燃耗以及HFETR各燃耗步的实际运行棒位进行了对比,结果存在一定偏差,但与实际运行总体趋势一致。为了提高计算准确性,后续需要继续提高反应堆建模的精确程度。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆(HFETR) 蒙特卡洛燃耗计算 蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(mcnpx)
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利用MCNPX模拟研究不同中子源对有源符合中子法的影响 被引量:1
14
作者 刘枫飞 卢佳颖 +1 位作者 伍华彬 于震 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期196-202,共7页
利用MCNPX软件建立了有源井型符合计数器(简称AWCC)测量模型,模拟了诱发中子源分别为Am-Li源和Am-Be源时AWCC测量贫化铀的中子符合计数率,研究了两种诱发中子源下AWCC测量贫化铀质量的精度。研究表明,Am-Be源引起的诱发中子符合计数率低... 利用MCNPX软件建立了有源井型符合计数器(简称AWCC)测量模型,模拟了诱发中子源分别为Am-Li源和Am-Be源时AWCC测量贫化铀的中子符合计数率,研究了两种诱发中子源下AWCC测量贫化铀质量的精度。研究表明,Am-Be源引起的诱发中子符合计数率低于Am-Li源引起的诱发中子符合计数率,Am-Be源下的质量刻度曲线拟合度高于Am-Li源下的,相应的质量测量误差也小于Am-Li源下的,Am-Li源下的检验点铀质量相对误差区间为0.3%~13%,Am-Be源下的为0.1%~4.5%。使用AWCC装置测量贫化铀质量时,选取Am-Be源作为诱发中子源时相对误差更小。 展开更多
关键词 Am-Li源 Am-Be源 贫化铀质量 AWCC mcnpx
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基于MCNPX的重离子治癌相关问题研究
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作者 刘源源 吉尚戎 +3 位作者 李金阳 骆鹏 张晖 李强 《原子核物理评论》 CSCD 北大核心 2017年第2期236-241,共6页
利用MCNPX模拟计算了医用重离子加速器示范装置(HIMM)上提供的碳离子束在水中的深度剂量分布,并与在HIMM装置上实验测量得到相应能量碳离子束的深度剂量分布进行比较,发现模拟结果与实验测量结果相符合,验证了MCNPX用于重离子输运模拟... 利用MCNPX模拟计算了医用重离子加速器示范装置(HIMM)上提供的碳离子束在水中的深度剂量分布,并与在HIMM装置上实验测量得到相应能量碳离子束的深度剂量分布进行比较,发现模拟结果与实验测量结果相符合,验证了MCNPX用于重离子输运模拟的准确性。开发了基于射线追踪技术的解析传输接口软件RTIM和基于PYDICOM的DCVM软件,将存储在DICOM文件中的补偿器信息和患者CT图像信息转化为MCNPX可识别的构造实体表示法信息,从而实现了在MCNPX中对重离子TPS产生的补偿器和患者CT图像建模。这些研究为利用MCNPX模拟HIMM被动式束流配送系统构形后的重离子束流在患者体内的剂量分布奠定了基础。 展开更多
关键词 重离子治癌 mcnpx 构造实体表示法 蒙特卡罗模拟 CT
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用MCNPX计算ADS金属靶散裂中子产额及散裂源中子效率
16
作者 景桂芬 时磊 《四川大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2011年第3期641-646,共6页
为了分析加速器驱动系统(ADS)中质子束能量对金属靶散裂产生的中子产额及靶内中子能谱、靶表面的泄漏谱的影响,利用MCNPX对ADS的重金属铅靶、钨靶在不同能量的质子束轰击下的中子产额、中子能谱及靶表面的中子泄漏谱进行了模拟计算,与... 为了分析加速器驱动系统(ADS)中质子束能量对金属靶散裂产生的中子产额及靶内中子能谱、靶表面的泄漏谱的影响,利用MCNPX对ADS的重金属铅靶、钨靶在不同能量的质子束轰击下的中子产额、中子能谱及靶表面的中子泄漏谱进行了模拟计算,与国际上其他研究机构的模拟结果进行了比较,结果相近.并对铅靶、钨靶的中子产额及泄漏谱进行比较,模拟结果是钨靶的中子产额较铅靶的中子产额大但中子泄漏谱计数较铅的小.结合MCNP5还对一个次临界基准体系中散裂源中子相对于裂变中子的效率进行了计算. 展开更多
关键词 中子产额 中子能谱 中子泄漏谱 源中子效率 mcnpx 金属靶
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^(238)U裂变电离室修正因子及探测响应的蒙特卡罗模拟计算 被引量:4
17
作者 李春娟 陈军 +2 位作者 吴海成 王志强 刘毅娜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期208-214,共7页
利用蒙特卡罗(MC)粒子输运程序MCNPX分别计算了用238U裂变电离室测量由加速器产生的14.8 MeV和25.5 MeV准单能中子注量率以及将其推广应用于测量散裂中子源和宇宙中子源的中子注量率时,由电离室结构、电离室气体、空气等引起的对探测器... 利用蒙特卡罗(MC)粒子输运程序MCNPX分别计算了用238U裂变电离室测量由加速器产生的14.8 MeV和25.5 MeV准单能中子注量率以及将其推广应用于测量散裂中子源和宇宙中子源的中子注量率时,由电离室结构、电离室气体、空气等引起的对探测器裂变计数率的修正因子,并给出了探测器在各种情况下的探测响应。为解决蒙特卡罗模拟中探测片太薄、统计误差过大的问题,计算中采用了Dxtran球和强迫碰撞两种方差减少技巧,以降低统计误差、提高计算效率。对于源中子谱覆盖范围较宽、抽样效率低的情况,采用了高能和低能两部分能谱分别计算的方法,以提高计算效率。将模拟计算得到的修正因子应用于探测响应的理论公式,得到相应的探测响应,并与MC模拟计算直接得到的探测响应进行了比较,对模拟计算进行自洽性验证。利用伴随α粒子测量装置和电离室同时测量14.8 MeV准单能中子注量率,得出238U裂变电离室对串列加速器上14.8 MeV准单能中子场的探测响应,与MC模拟计算结果进行比较,对模拟计算进行实验验证。 展开更多
关键词 238U裂变电离室 修正因子 探测响应 mcnpx
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质子放疗过程中射束与人眼体作用的蒙特卡罗模拟计算 被引量:2
18
作者 刘云鹏 汤晓斌 +3 位作者 谢芹 陈飞达 耿长冉 陈达 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期602-607,共6页
选用62MeV质子束,构建了人眼体MCNPX模型,模拟计算了质子束放疗过程中人眼体模型的剂量分布。模拟中考虑了两种情况:1)理想的治疗情况,肿瘤区的剂量值为50.03Gy,在有效的治疗水平上,同时其他组织受量都在可接受的剂量范围内;2)最坏的治... 选用62MeV质子束,构建了人眼体MCNPX模型,模拟计算了质子束放疗过程中人眼体模型的剂量分布。模拟中考虑了两种情况:1)理想的治疗情况,肿瘤区的剂量值为50.03Gy,在有效的治疗水平上,同时其他组织受量都在可接受的剂量范围内;2)最坏的治疗情况,即模拟病人在放疗期间直视射束时的剂量分布,结果大部分剂量都沉积在了角膜、晶状体和前房,而肿瘤区的剂量为零。计算结果与有关文献报道的结果相吻合,初步证实了MCNPX程序能很好的模拟质子放疗,可用于病人放疗计划,而最坏治疗情况中的模拟结果可用于临床医学事故的剂量重建。 展开更多
关键词 质子束 剂量分布 mcnpx
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加速器驱动的10MW次临界反应堆物理方案研究 被引量:2
19
作者 付元光 赵晶 +1 位作者 顾龙 杨永伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期261-264,共4页
加速器驱动的次临界系统(ADS)是未来最有可能实现工业化嬗变核废料的装置。通过设计1个10MW的ADS物理方案,研究ADS的嬗变能力。采用MCNPX和ORIGEN的耦合程序,利用基于ENDF6.8处理所得的6个温度(300、600、900、1 200、1 500、1 800K)下... 加速器驱动的次临界系统(ADS)是未来最有可能实现工业化嬗变核废料的装置。通过设计1个10MW的ADS物理方案,研究ADS的嬗变能力。采用MCNPX和ORIGEN的耦合程序,利用基于ENDF6.8处理所得的6个温度(300、600、900、1 200、1 500、1 800K)下连续能量核数据库,计算得到ADS随燃耗时间变化的有效增殖因数keff、功率峰因子和质子束流强度。同时通过计算给出了该设计方案下ADS燃料多普勒系数、冷却剂空泡系数和有效缓发中子份额,利用这些物理量研究了该ADS方案的安全特性,并通过燃耗计算研究了ADS的嬗变能力。结果表明,在1 000d燃耗时长内,keff和质子流强随时间的波动较小,燃料燃耗深度较浅,系统可提升功率运行,在假想事故下系统能保持次临界状态。系统嬗变支持比约为8。 展开更多
关键词 ADS 嬗变 mcnpx ORIGEN
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基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究 被引量:1
20
作者 王事喜 周培德 +1 位作者 杨勇 张强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期285-288,共4页
选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组... 选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。 展开更多
关键词 中国示范快堆 次临界快堆 mcnpx程序
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