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采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减,基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下,研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明:采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时,微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小;误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。 相似文献
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采用蒙特卡罗方法模拟了高空核爆炸瞬发辐射中子、γ射线、X射线电离大气的过程,给出了几种爆炸场景下瞬发辐射产生的附加电离电子密度空间分布.针对大气密度随高度非均匀连续变化的特性,采用质量距离抽样方法取代常用的步长抽样方法,无需根据大气密度随高度的变化进行分层处理,提高了计算效率.结果表明:对于不同的爆高,瞬发辐射电离分布存在显著的差异;随着爆高的增加,瞬发辐射附加电离区范围增大,但电子密度的峰值减小.
关键词:
高空核爆炸
瞬发辐射
大气电离
蒙特卡罗方法 相似文献
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Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。 相似文献
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Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。 相似文献
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在中国原子能科学研究院的高压倍加器上利用中子飞行时间方法测量了2.8 MeV中子引起238U裂变的瞬发中子能谱,通过增大样品量和设计合适的屏蔽体提高了效应/本底比,使得测量数据的不确定度满足预期目标(在5.5~14 MeV能区内,能量间隔为0.5 MeV条件下能谱的不确定度小于10%)。将实验几何、中子源能量分布及角分布、探测效率、束流的时间结构等实验条件输入到MCNP程序里,模拟了出射的中子谱,模拟结果与测量结果在不确定度范围内一致,验证了在入射中子能量较低时238>U的裂变瞬发中子谱评价数据的可靠性。The Prompt Fission Neutron Spectrum (PFNS) of 238U induced by 2.8 MeV neutron was measured using the Cockcroft-Walton accelerator in China Institute of Atomic Energy (CIAE). The signal/background ratio was improved by increasing the amount of sample mass and using an appropriate shielding system. The final uncertainty of neutron energy spectrum in 5.5~14 MeV region is less than 10% with a bin size of 0.5 MeV which has reached this project's anticipation. The experimental geometry, the angular distribution and energy distribution of neutron source, the detection efficiency and time structure of deuteron beam were inputted into the MCNP code to simulate the outgoing neutron spectrum. The simulated results agree with the experimental ones within the uncertainty. The result indicates that the evaluated PFNS for 238U at low neutron energy is reliable. 相似文献
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248 Cm和252Cf自发裂变瞬发中子谱测量 总被引:1,自引:0,他引:1
在飞行时间方法测量 2 0 0keV— 1 2MeV能区内2 48Cm和2 5 2 Cf自发裂变瞬发中子谱 ,以国际原子能机构推荐的2 5 2 Cf自发裂变瞬发中子谱为标准 ,可以免去探测器效率刻度的问题并消除系统误差 ,提高测量精度 .实验用一个微型电离室作为裂变碎片探测器 ,两个芪晶体中子探测器测量中子及一套基于微机的距离分别为 3 2 ,50和 1 0 0cm ,经过对数据的处理和分析给出了 2 0 0keV— 1 2MeV的中子能区内的实验数据 .用Maxwell分布对实验数据进行拟合 ,得到的核温度为 (1 4 0 1± 0 0 0 6)MeV . 相似文献
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为了讨论PGAI技术分析的准确性,并验证冷中子和热中子应用于PGAI技术的可行性,通过蒙特卡罗模拟计算软件对PGAI技术理想化模型进行了研究,采用高准直的冷中子及热中子束和高纯锗探测器,对一块5 cm× 5 cm×1 cm均匀铁单质样品进行了模拟计算及图像重建,选取的等效体积大小为1 cm×1 cm×1 cm。结果显示:两种能量中子可以用于PGAI技术实现元素分布测量,但无论使用何种能量中子,由于物料体效应带来的中子自屏效应、中子散射效应以及伽马射线自吸收作用,即便在对均匀单质样品进行测量时,图像重建结果也无法保证各位置元素响应的一致性。因此,在后续工作中,需理清PGAI物理机制,建立相应的修正模型。 相似文献
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在中子检测爆炸物的研究中,利用14 MeV中子与原子序数大于5的原子核相互作用可产生特征射线的特性,采用伴随粒子法结合D-T中子飞行时间技术,使用尺寸为12.5 cm20 cm的大体积NaI(Tl)探测器,对爆炸物所含元素C,N,O以及一些模拟炸药样品进行了瞬发谱测量。获得了几种典型样品的特征谱,并对其进行了分析。实验结果与欧盟同期结果进行了比较,表明本实验研究达到了目前国际同类实验的水平,可以为中子检测爆炸物识别技术提供实验支持。 相似文献
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在中子检测爆炸物的研究中,利用14 MeV中子与原子序数大于5的原子核相互作用可产生特征射线的特性,采用伴随粒子法结合D-T中子飞行时间技术,使用尺寸为12.5 cm20 cm的大体积NaI(Tl)探测器,对爆炸物所含元素C,N,O以及一些模拟炸药样品进行了瞬发谱测量。获得了几种典型样品的特征谱,并对其进行了分析。实验结果与欧盟同期结果进行了比较,表明本实验研究达到了目前国际同类实验的水平,可以为中子检测爆炸物识别技术提供实验支持。 相似文献
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在反应堆pin-by-pin精细建模及蒙特卡罗模拟计算研究中, 由于不同栅元的功率密度差异较大, 导致蒙特卡罗方法临界计算的样本在不同栅元之间的分配不均衡, 由此引起栅元内的各种计数的统计误差差异较大. 为使大部分栅元内计数的统计误差降至一个合理的水平, 单纯增加总样本已不是一个高效的解决方法. 通过在特定临界计算迭代算法的基础上改进并实现均匀裂变源算法的思想, 对大亚湾压水堆pin-by-pin模型取得了具有较高效率的数值结果. 本工作为具有自主知识产权的蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT最终达到反应堆pin-by-pin模型(包括一系列国际基准模型)的模拟性能要求提供了一个有效的工具. 相似文献
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瞬发伽马活化成像中,样品内部的中子自屏蔽和伽马自吸收效应会使测量结果产生不均匀分布。针对成像单元响应不一致的问题,研究了样品内部中子场不均匀分布和伽马自吸收效应的影响,并进行了理论推导,建立了用于修正成像单元响应和图像重建的数学模型,利用数学模型对Fe,H元素瞬发伽马活化成像的蒙特卡罗模拟进行了元素图像重建。结果显示,样品内中子场和γ自吸收对成像的影响得到明显改善,Fe和H元素的含量分布使用此模型可以被精确重建,验证了数学模型的有效性。 相似文献
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以热中子反应堆235U裂变源为辐射源,利用MCNP程序对其能谱进行模拟并研究其辐射防护,结果表明对235U裂变源所发射的能量高于3MeV的瞬发中子,重金属具有良好的屏蔽效果,而对于能量低于1MeV的中子,轻氢材料的防护效果更好;W/LiH,W/B4C,TiH2/W三种复合材料当质量比满足:W:LiH=19:1,W:B4C=9:1,W:TiH2=3:1时材料的屏蔽效果最佳;通过遗传算法结合MCNP模拟,得到W/TiH2/B4C,TiH2/Cu/Gd,TiH2/B4C/Gd三种复合材料的最优组分配比,源每次裂变产生的粒子穿过这三种材料后在等效组织中造成的剂量当量率(10-11Sv·h-1)与材料厚度呈指数下降关系,三种材料分别可近似为1.071exp(-0.187 8x),1.077exp(-0.166 2x)和1.608exp(-0.171 9x),x为材料厚度(cm). 相似文献
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在核辐射科学研究中经常使用MCNP蒙卡计算程序,但其计算结果只是给定位置的物理量。为了快速获得计算点附近的感兴趣位置处的值,本研究建立了一种3点插值计算方法。首先分析了粒子在材料中输运的物理规律,给出了满足3点插值的空间范围,建立了插值计算模型。然后利用距离平方反比权重法,结合粒子衰减规律,推导了插值计算公式。最后设计了计算机程序,并用X射线屏蔽后注量的MCNP计算结果进行验证。通过和直接采用的距离平方反比权重法和克里金插值法对比,考虑物理作用机制的该计算方法精度更高,且误差在10%以内。 相似文献
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在核辐射科学研究中经常使用MCNP蒙卡计算程序,但其计算结果只是给定位置的物理量。为了快速获得计算点附近的感兴趣位置处的值,本研究建立了一种3点插值计算方法。首先分析了粒子在材料中输运的物理规律,给出了满足3点插值的空间范围,建立了插值计算模型。然后利用距离平方反比权重法,结合粒子衰减规律,推导了插值计算公式。最后设计了计算机程序,并用X射线屏蔽后注量的MCNP计算结果进行验证。通过和直接采用的距离平方反比权重法和克里金插值法对比,考虑物理作用机制的该计算方法精度更高,且误差在10%以内。 相似文献