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MCNP4C在低能X光子解谱中的应用
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作者 刘巧凤 魏可新 +2 位作者 张春明 宋明哲 孙微 《辐射防护通讯》 2012年第5期28-31,共4页
在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的... 在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的响应函数是注量谱解谱过程中的关键,本文在基于过滤的低能X光子参考辐射场中,使用蒙特卡罗方法MCNP4C程序建立CdZnTe探测器的几何模型,并计算出探测器响应函数,构建响应矩阵进行解谱,得到注量谱。结果表明,计算得到的标准源脉冲高度谱和实验测量结果基本一致,利用本文解谱结果得到的参考辐射场半值层与实验测量值基本吻合,相对偏差不大于5%。 展开更多
关键词 剂量仪校准 解谱 响应函数 mcnp4c
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MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对比研究 被引量:1
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作者 付强 李红 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2007年第4期213-218,232,共7页
本文基于球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例,建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型,给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值,并通过对二者进行分析和... 本文基于球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例,建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型,给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值,并通过对二者进行分析和对比,得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大。 展开更多
关键词 HTR-PM设备间 Γ射线 辐射屏蔽设计 mcnp4c QAD-CGA
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基于MCNP模拟的中子多重性计数器^3He管的设计 被引量:11
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作者 王中杰 张全虎 +1 位作者 刘杰 管才路 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第12期1626-1628,1648,共4页
为设计高性能的中子多重性计数器,采用MCNP4C计算软件建立3He管计算模型,模拟计算3He管的参数对多重性计数器探测效率的影响,针对中子多重性计数器中3He管进行了初步设计,以满足中子多重性测量要求。
关键词 中子多重性计数器 3He管 mcnp4c
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EDXRF分析装置的角度布置对荧光计数率影响的蒙特卡罗模拟 被引量:3
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作者 张江云 黄宁 +1 位作者 刘艳芳 张龙强 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第2期136-138,187,共4页
在EDXRF分析中,X射线荧光计数率与待测元素种类和含量有密切关系。但X射线荧光计数率又与很多因素有关,其中X光管、样品和探测器的几何位置关系是一个重要的影响因素。为了设计较好计数率的能量色散型X荧光分析仪,采用MCNP4C程序,建立... 在EDXRF分析中,X射线荧光计数率与待测元素种类和含量有密切关系。但X射线荧光计数率又与很多因素有关,其中X光管、样品和探测器的几何位置关系是一个重要的影响因素。为了设计较好计数率的能量色散型X荧光分析仪,采用MCNP4C程序,建立与实际相符的几何模型,模拟了不同入射角和出射角时的X荧光计数率,得到了X光管与样品、探测器与样品之间的最佳角度。所得结果与文献资料进行比较,其结果符合得很好。 展开更多
关键词 EDXRF 计数率 mcnp4c 最佳角度
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γ射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟 被引量:3
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作者 宋明哲 魏可新 +3 位作者 高飞 侯金兵 王红玉 倪宁 《同位素》 CAS 2014年第3期152-156,共5页
由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^*(10)的约定真值。本研究采用H^*(10)标准电离室法测定周围剂量当量H^*(10)的约... 由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^*(10)的约定真值。本研究采用H^*(10)标准电离室法测定周围剂量当量H^*(10)的约定真值,利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序,提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明,在15~1500keV能量范围内,该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求,该研究结果对H^*(10)标准电离室的建立具有重要的指导作用。 展开更多
关键词 ν射线 周围剂量当量H^*(10) 标准电离室 mcnp4c
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高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算 被引量:2
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作者 邱立青 傅蓉 +2 位作者 秦乐刚 邓才玉 王庆梅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期58-60,73,共4页
用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HF... 用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量。截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆 压力容器 焊缝 快中子注量 mcnp4c程序
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计算X射线通量的几种方法的比较 被引量:1
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作者 杜川华 许献国 赵洪超 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2009年第4期849-852,886,共5页
综述了目前计算X射线在材料中通量的几种方法:利用质量衰减系数直接计算的理论方程和描述粒子运动统计规律的蒙特卡罗方法。分别采用理论方程、蒙特卡罗软件MCNP4C和EGSnrc三种途径计算了黑体谱X射线穿过几种常用复合材料的透射率和透射... 综述了目前计算X射线在材料中通量的几种方法:利用质量衰减系数直接计算的理论方程和描述粒子运动统计规律的蒙特卡罗方法。分别采用理论方程、蒙特卡罗软件MCNP4C和EGSnrc三种途径计算了黑体谱X射线穿过几种常用复合材料的透射率和透射谱,根据计算过程和计算结果,结合相关参考文献,分析比较了理论方程与蒙特卡罗软件之间、两种蒙特卡罗软件MCNP4C和EGSnrc之间的差异。 展开更多
关键词 X射线 蒙特卡罗 mcnp4c EGSnrc透射率 透射谱
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模型3500碘-125植入治疗粒子源的剂量学特征 被引量:1
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作者 雷鹏 柳婵娟 张志红 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2008年第5期978-981,1004,共5页
本文主要是对植入科学公司生产的模型3500碘-125植入治疗粒子源的一系列剂量学特征的研究。粒子源的各个剂量学参量通过使用蒙特卡罗方法计算得到。计算模型材料采用了两种等效水:固体水和液态水。粒子源的剂量学参量如剂量率常数、径... 本文主要是对植入科学公司生产的模型3500碘-125植入治疗粒子源的一系列剂量学特征的研究。粒子源的各个剂量学参量通过使用蒙特卡罗方法计算得到。计算模型材料采用了两种等效水:固体水和液态水。粒子源的剂量学参量如剂量率常数、径向剂量函数和各项异性函数等的确定依照美国医学物理学家协会(American Association of Physicists in Medicine AAPM)第43次工作报告。蒙特卡罗模拟得到液态水的剂量率为0.997 cGyh-1U-1,固态水的为1.027 cGyh-1U-1。与前同类研究比较,本次研究的剂量率常数与同类研究所报道的数据较为一致。 展开更多
关键词 蒙特卡罗 mcnp4c 模型3500 碘-125 剂量率 植入治疗
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电子器件γ辐射屏蔽材料设计及性能研究 被引量:3
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作者 李作胜 张衍 +3 位作者 刘育建 方俊 栾伟玲 吴国章 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第21期31-36,共6页
为获得具有良好伽马射线屏蔽性能的封装材料,采用蒙特卡罗软件(MCNP4C)进行核电机器人电子器件屏蔽材料设计和屏蔽性能模拟,并分别结合小剂量率单向?射线和大剂量率各向同性Co-60源对所制备的钨/氧化铝复合封装材料的屏蔽性能进行实测... 为获得具有良好伽马射线屏蔽性能的封装材料,采用蒙特卡罗软件(MCNP4C)进行核电机器人电子器件屏蔽材料设计和屏蔽性能模拟,并分别结合小剂量率单向?射线和大剂量率各向同性Co-60源对所制备的钨/氧化铝复合封装材料的屏蔽性能进行实测。结果表明:试验值与模拟值相近,MCNP4C软件可较好地进行材料设计和屏蔽性能评估。另外,随着钨含量的增大,材料的线性衰减系数和屏蔽率都逐渐增大,半衰减厚度值降低。钨添加量为70%时,材料的综合性能最佳。与商业环氧塑料和氧化铝陶瓷封装材料相比,该复合材料的屏蔽率分别提高了3.79倍和1.13倍,半衰减厚度减小7.04 cm和2.06cm,可为机器人电子器件提供较好的防护作用。 展开更多
关键词 核电站 mcnp4c软件 模拟 屏蔽封装材料 电子器件
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屏蔽材料对γ射线屏蔽情况的蒙特卡罗模拟 被引量:6
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作者 冯江平 陈羽 +1 位作者 孙慧斌 谢芹 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第1期106-110,123,共6页
屏蔽防护在反应堆、一般放射性测量以及低水平放射性测量中都起着极为重要的作用。运用蒙特卡罗MCNP4C程序,模拟了几种常用的屏蔽材料对γ射线屏蔽情况。通过对模拟结果的分析,给出这些屏蔽材料对γ射线的衰减系数、有效衰减系数,并对... 屏蔽防护在反应堆、一般放射性测量以及低水平放射性测量中都起着极为重要的作用。运用蒙特卡罗MCNP4C程序,模拟了几种常用的屏蔽材料对γ射线屏蔽情况。通过对模拟结果的分析,给出这些屏蔽材料对γ射线的衰减系数、有效衰减系数,并对能量发散情况进行定量分析,同时补充了一些辐射防护手册中没有提供而在实际工作中有用的屏蔽材料的屏蔽数据,以便于设计出有效的γ射线屏蔽防护。 展开更多
关键词 MCNP Γ射线 辐射屏蔽 衰减系数 有效衰减系数
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基于欧美人种人体模型比吸收分数比较
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作者 魏平刚 过惠平 +1 位作者 张维维 杨杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期608-611,共4页
本文以肺(左肺和右肺)为源器官,利用MCNP4C程序对数学模型进行模拟计算,求出靶器官的比吸收分数值,并对不同成年男性模型、年龄模型和性别模型的比吸收分数(SAFs)进行分析比较。结果表明:小孩的比吸收分数比成年人高,女性的比男性的高... 本文以肺(左肺和右肺)为源器官,利用MCNP4C程序对数学模型进行模拟计算,求出靶器官的比吸收分数值,并对不同成年男性模型、年龄模型和性别模型的比吸收分数(SAFs)进行分析比较。结果表明:小孩的比吸收分数比成年人高,女性的比男性的高。对于源器官与靶器官同体的,SAFs伴随能量升高在0.01~0.05MeV之间有明显的下降趋势;不同体的,SAFs伴随能量升高在0.01~0.05MeV之间有明显的升高趋势。而在0.05~4MeV区间,各个靶器官的比吸收分数趋于一常数值。因此,在内照射剂量的评价过程中对小孩、成年男性和女性要区别对待。 展开更多
关键词 人体模型 比吸收分数 mcnp4c 肺通用源卡
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Measurement and Monte Carlo simulation of γ-ray dose rate in high-exposure building materials 被引量:1
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作者 A. Abbasi M. Hassanzadeh 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2017年第2期30-34,共5页
Natural radioactivity radionuclides in building materials, such as^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K, cause indoor exposure due to their gamma-rays. In this research, in a standard dwelling room(5.0 m 9 4.0 m 9 2.8 m), with ... Natural radioactivity radionuclides in building materials, such as^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K, cause indoor exposure due to their gamma-rays. In this research, in a standard dwelling room(5.0 m 9 4.0 m 9 2.8 m), with the floor covered by various granite stones, was set up to simulate the dose rates from the radionuclides using MCNP4 C code. Using samples of granite building products in Iran, activities of the^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K were measured at 3.8–94.2, 6.5–172.2 and 556.9–1529.2 Bq kg^(-1),respectively. The simulated dose rates were26.31–184.36 n Gy h^(-1), while the measured dose rates were 27.70–204.17 n Gy h^(-1). With the results in good agreement, the simulation is suitable for any kind of dwelling places. 展开更多
关键词 RADIOACTIVITY Building materials Absorbed DOSE Experimental mcnp4c
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叠层式探测器响应函数的理论计算和实验验证
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作者 雷家荣 魏熙晔 +3 位作者 袁永刚 赵林 赵敏智 崔高显 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第4期381-384,共4页
光子能谱是脉冲辐射场中的重要参数。叠层式组合探测器可用于测量脉冲辐射场光子注量谱,而组合探测器对各种不同能量的光子的响应函数是光子能谱解谱的基础。本文用MCNP/4C对其响应函数进行了模拟计算,并采用热释光探测技术对典型能量... 光子能谱是脉冲辐射场中的重要参数。叠层式组合探测器可用于测量脉冲辐射场光子注量谱,而组合探测器对各种不同能量的光子的响应函数是光子能谱解谱的基础。本文用MCNP/4C对其响应函数进行了模拟计算,并采用热释光探测技术对典型能量点的γ射线的响应函数进行了实验验证。结果表明,叠层式组合探测器响应函数的理论模拟值和实验测量结果在实验测定精度内符合良好。 展开更多
关键词 叠层式探测器 能谱 响应函数 MCNP/4C
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次临界系统中α本征值与k本征值的关系 被引量:3
14
作者 邱有恒 李茂生 邓力 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第z1期967-971,共5页
以Godiva临界模型为基础,建立了两种次临界模型,并计算了两种模型中不同易裂变核材料含量的k本征值和α本征值。结果表明,并非k越小,α就会越小。对于含氢介质较多的系统,即使k很小,由于瞬发中子寿命很大,α也会接近于0,因而α不能直观... 以Godiva临界模型为基础,建立了两种次临界模型,并计算了两种模型中不同易裂变核材料含量的k本征值和α本征值。结果表明,并非k越小,α就会越小。对于含氢介质较多的系统,即使k很小,由于瞬发中子寿命很大,α也会接近于0,因而α不能直观地表征系统的临界特性,而k比α更适合这样的系统。对瞬发中子寿命较小的次临界系统,α绝对值较大,能直观地显示系统中子随时而间的衰减行为,对这种系统,使用α是合适的。 展开更多
关键词 本征值 次临界 瞬发中子寿命 mcnp4c(Monte Carle N-particle)
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对X-γ射线天空反散射的分析 被引量:2
15
作者 宋卓人 苏秦 +4 位作者 朱英俊 刘岳洲 戴海炎 葛永铭 张为民 《中国辐射卫生》 2010年第2期147-150,共4页
目的分析屏蔽室外由天空反散射引起辐射剂量的数值变化规律和日常辐射监测中对天空反散射的监测方法。方法通过蒙特卡罗程序MCNP4C建模模拟多种条件下X-γ射线的天空反散射。结果通过统计学方法分析出大尺寸空间天空反散射的阴影半径经... 目的分析屏蔽室外由天空反散射引起辐射剂量的数值变化规律和日常辐射监测中对天空反散射的监测方法。方法通过蒙特卡罗程序MCNP4C建模模拟多种条件下X-γ射线的天空反散射。结果通过统计学方法分析出大尺寸空间天空反散射的阴影半径经验公式。结论屏蔽室外由天空反散射引起的剂量数值变化规律上并不单调递减,在建筑物的阴影半径处达到剂量最大值,建议在阴影半径处进行监测。 展开更多
关键词 天空反散射 蒙特卡罗方法 mcnp4c 阴影半径
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UF_6转化金属铀核临界安全分析 被引量:1
16
作者 张强 王林博 +1 位作者 丁铜伟 黄婧 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S1期122-126,共5页
采用我国现行核临界安全标准及MCNP4C程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了MCNP4C程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常... 采用我国现行核临界安全标准及MCNP4C程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了MCNP4C程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常与可信事故工况下的中子有效增殖因子,并结合核临界安全标准的要求,评价该生产线的安全性。分析结果表明,该生产线次临界控制参数或最大中子有效增殖因子均小于相应次临界限值,处于次临界安全状态。 展开更多
关键词 mcnp4c 临界安全分析 正常工况 事故工况
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Analytical and statistical calculation of gamma dose rate for the accident of losing the shield for Tehran Research Reactor
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作者 Farshid Tabbakh Azim Ahmadinyar 《Chinese Physics C》 SCIE CAS CSCD 北大核心 2008年第11期877-881,共5页
In this paper we study the analytical and statistical results of estimating the gamma dose rate at pool access floor in TRR when the core shield accidentally decreases to some non-permitted levels. Due to the risk of ... In this paper we study the analytical and statistical results of estimating the gamma dose rate at pool access floor in TRR when the core shield accidentally decreases to some non-permitted levels. Due to the risk of experimental techniques, we use the analytical and statistical methods. In normal conditions (no risk), the discrepancies between experiment and two methods are justified and it is found that for such problems we have to normalize these methods to experimental results as follows: the analytical method by factor 0.13 and MCNP by 1.7. 展开更多
关键词 TRR GAMMA-RAY dose rate mcnp4c
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