MCNP程序

摘要： 海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。

摘要： 作为近年来核能领域研究热点方向之一的小型移动式铅铋堆,为便于应用在偏远地区或海岛等条件恶劣的场景,可运输性成为其设计目标之一.由于使用将全部核燃料放置在堆本体内的整堆运输方式,因此,有必要进行整堆运输过程的临界安全问题研究,分别研究小型移动式铅铋堆运输过程中不同工况下的堆芯临界安全问题,并分析水密度变化和湿沙含水量变化的影响.经过计算得到最恶劣事故工况下的堆芯有效增殖因数大于次临界限值的结果,不满足临界安全要求,并且分析采用其他运输方式的可能性.

摘要： 为了解决大型通用粒子输运计算程序MCNP建模困难的问题,提出一种基于特征分解的BRep模型到MCNP半空间构造实体几何(CSG)模型转换算法.该算法定义了半空间转换元的概念,并以此概念为基础,提出以几何特征和拓扑结构为依据的BRep模型识别方式;根据不同的特征,算法构造了合适的分解面,将Brep模型分解为半空间转换元组合,并为存在半空间描述歧义的转换元添加了合适的辅助面.通过多个模型的算法测试展示了算法的模型转换能力,通过效率测试验证了算法的计算效率,结果证明所提算法大幅提高了MCNP输入文件的制作效率.

摘要： 硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10-7 MeV的中子吸收效果比较显著。

摘要： 使用低浓铀燃料是近年来空间核动力发展的重要趋势.本文采用蒙特卡罗程序MCNP对低浓铀核热火箭发动机代表方案SCC T E堆芯进行了物理特性研究计算.计算结果表明:该方案是一典型的热中子堆,初始剩余反应性和停堆深度满足正常运行需求;燃料分区富集优化后,径向功率变化较为平缓,轴向功率峰进一步上移,有利于提高氢气出口温度,从而提高比冲;燃料、慢化剂和反射层温度功率效应均为负值,满足设计要求;氢进入效应为正值,可以补偿部分温度功率效应.目前该方案缺乏掉落临界安全事故应对措施,在入水后有效增殖因数达到1.194,仍需要进一步改进.

摘要： 为确保仅、β低本底测量仪测量的可靠性,对其影响因素进行了分析建模,并设计了仿真软件进行计算,所得数据与实验验证结果有很好的一致性.结果 表明影响α、β低本底测量仪测量可靠性最主要因素有仪器探测效率和样品测量,需提高样品测量过程中的精确度,减少制作质量-效率曲线时人为的操作误差.仿真软件可用于实验室α、β低本底测量仪测量及可靠性评估,能够提高测量的时效.

摘要： 基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性.MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算.分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性.

摘要： 针对一般的测量物质线性吸收系数实验的缺点,文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)和全能峰面积法模拟计算了不同实验条件下物质γ射线吸收的线性吸收系数,计算与公认值的偏差.通过使偏差在较小的合理范围内,并与其它方法对比,找出了合适的实验条件,使测量装置易于调试,可得射线能量信息,而且比计数法的准确度高,探测效率较高,以此改进并简化了实验.

摘要： According to the design requirement of copper conductor CFETR, the neutronics design and analysis of its helium cooled solid blanket (HCSB) and shielding are conducted. The design of HCSB based on casing pipes is proposed.Neutronics design and analysis show that Tritium Breeding Ratio(TBR)of HCSB with casing pipes reaches 1.25, and meets the tritium self-efficiency requirement, and radiation induced conductivity (RIC) and radiation induced electrical degradation (RIED) effect on insulation of toroidal field coil will not be remarkable in reactor life time.%根据铜导体CFETR设计要求,对铜导体CFETR固态包层和屏蔽进行了中子学设计与分析,提出了套管结构的氦冷固态包层设计方案.包层设计和屏蔽分析结果表明,基于套管的氦冷固态包层的氚增殖比(TBR)达到了1.25, 满足铜导体CFTER氚自持设计要求;环向场线圈绝缘层在堆寿期内不会出现显著的辐射感应电导率(RIC)与辐射引起的电气性能退化(RIED)效应.

摘要： 反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度.采用 MCNP和 ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好.单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了 CMRR反应堆的运行安全.%In this research,MCNP code and ORIGEN code are used to calculate the control rod reactivity worth effects by simulating the 3D core model of CMRR reactor.The integral and differential behaviors of reactivity worth effects are measured by rod-drop experiments and digital inverse kinetic method with each other.The calculated and measured results are well accorded. The integral reactivity worth of one safety rod is about 4%Δk/k.Even in an accident when one safety rod gets stuck,the CMRR shutdown margin is still greater than 10%Δk/k,and CMRR is totally safe.So the physical design of CMRR is highly reliable and the operation could be safe.

摘要： 该文通过MCNP程序模拟计算对锎源屏蔽体的准直孔进行了设计改造,使准直孔束流出口处的能谱更加接近锎源原始谱.模拟计算所使用的方法是:(1)改变准直孔的形状;(2)改变探测面距离锎源的距离;(3)在准直孔内堵上不同厚度的石蜡塞;(4)在准直孔内壁贴上一层镉片.计算结果符合设计要求.

摘要： 该文通过MCNP程序模拟计算对锎源屏蔽体的准直孔进行了设计改造,使准直孔束流出口处的能谱更加接近锎源原始谱.模拟计算所使用的方法是:(1)改变准直孔的形状;(2)改变探测面距离锎源的距离;(3)在准直孔内堵上不同厚度的石蜡塞;(4)在准直孔内壁贴上一层镉片.计算结果符合设计要求.

摘要： 该文通过MCNP程序模拟计算对锎源屏蔽体的准直孔进行了设计改造,使准直孔束流出口处的能谱更加接近锎源原始谱.模拟计算所使用的方法是:(1)改变准直孔的形状;(2)改变探测面距离锎源的距离;(3)在准直孔内堵上不同厚度的石蜡塞;(4)在准直孔内壁贴上一层镉片.计算结果符合设计要求.

摘要： 该文通过MCNP程序模拟计算对锎源屏蔽体的准直孔进行了设计改造,使准直孔束流出口处的能谱更加接近锎源原始谱.模拟计算所使用的方法是:(1)改变准直孔的形状;(2)改变探测面距离锎源的距离;(3)在准直孔内堵上不同厚度的石蜡塞;(4)在准直孔内壁贴上一层镉片.计算结果符合设计要求.

摘要： 该文通过MCNP程序模拟计算对锎源屏蔽体的准直孔进行了设计改造,使准直孔束流出口处的能谱更加接近锎源原始谱.模拟计算所使用的方法是:(1)改变准直孔的形状;(2)改变探测面距离锎源的距离;(3)在准直孔内堵上不同厚度的石蜡塞;(4)在准直孔内壁贴上一层镉片.计算结果符合设计要求.

摘要： 根据中子源有效性系数的物理意义，建立了基于MCNP程序的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟外置14MeV源中子与本征分布源中子的产生及在系统内的输运过程，统计二者引起的泄漏中子计数，其比值即为外置14MeV中子源的有效性系数。计算表明，14MeV入射中子的平均有效性系数随外源距离的变化在一定范围内（100cm～200cm）并不敏感，近似为常数0.78，同时也得到了入射中子相对于252Cf中心点源的有效性系数为0.95，可供相关实验研究参考。

摘要： 根据中子源有效性系数的物理意义，建立了基于MCNP程序的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟外置14MeV源中子与本征分布源中子的产生及在系统内的输运过程，统计二者引起的泄漏中子计数，其比值即为外置14MeV中子源的有效性系数。计算表明，14MeV入射中子的平均有效性系数随外源距离的变化在一定范围内（100cm～200cm）并不敏感，近似为常数0.78，同时也得到了入射中子相对于252Cf中心点源的有效性系数为0.95，可供相关实验研究参考。

摘要： 根据中子源有效性系数的物理意义，建立了基于MCNP程序的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟外置14MeV源中子与本征分布源中子的产生及在系统内的输运过程，统计二者引起的泄漏中子计数，其比值即为外置14MeV中子源的有效性系数。计算表明，14MeV入射中子的平均有效性系数随外源距离的变化在一定范围内（100cm～200cm）并不敏感，近似为常数0.78，同时也得到了入射中子相对于252Cf中心点源的有效性系数为0.95，可供相关实验研究参考。

摘要： 根据中子源有效性系数的物理意义，建立了基于MCNP程序的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟外置14MeV源中子与本征分布源中子的产生及在系统内的输运过程，统计二者引起的泄漏中子计数，其比值即为外置14MeV中子源的有效性系数。计算表明，14MeV入射中子的平均有效性系数随外源距离的变化在一定范围内（100cm～200cm）并不敏感，近似为常数0.78，同时也得到了入射中子相对于252Cf中心点源的有效性系数为0.95，可供相关实验研究参考。

摘要： 点通量计数广泛应用于探测区域远小于系统的模型中。对于平行面源，MCNP5计算源粒子的直穿贡献有bug，导致点通量计算结果F5与体通量F4差异较大。此外，MCNP程序（包括MCNP5和MCNP4c）对平行面源的直穿贡献进行多次重复计算，浪费计算资源，通过算法简化，使计算时间大幅度缩短。

摘要： 本发明提供了一种MCNP三维前处理的数据转换方法及装置，其中方法包括：获取待处理产品的CAD零件模型作为待处理几何模型，并创建半空间CSG树的根节点；识别待处理几何模型的目标几何体特征，并根据预设的几何体特征优先级顺序和分解算法进行递归分解，得到半空间CSG树的多个叶子节点；当确定叶子节点的当前转换元实体的类型为完全转换元实体时，生成叶子节点的MCNP半空间表达式；否则对不完全转换元实体添加半空间辅助面，并生成叶子节点的MCNP半空间表达式；进而确定CAD零件模型对应的MCNP半空间表达式。本发明避免了MCNP直接进行三维建模时的高难度和低效率，在提高工作效率的同时保证了最终结果的准确性。

摘要： 本发明提供一种基于STEP文件的MCNP输入文件转换算法，该算法涉及物理、核科学技术领域。该算法是在CAD软件生成的STEP文件基础上，对STEP文件先进行信息提取然后通过几何运算来还原真实的模型结构，最后转换成MCNP可识别的INP文件格式。为解决复杂模型问题，该算法采用构造栅元树的方法将模型中所有的栅元信息存放于栅元树中，通过遍历栅元树就能输出成MCNP可识别的INP文件格式。使曲面卡和栅元卡输出具有不遗漏，位置准确，处理灵活的特点。

摘要： 本发明提供了一种MCNP三维前处理的数据转换方法及装置，其中方法包括：获取待处理产品的CAD零件模型作为待处理几何模型，并创建半空间CSG树的根节点；识别待处理几何模型的目标几何体特征，并根据预设的几何体特征优先级顺序和分解算法进行递归分解，得到半空间CSG树的多个叶子节点；当确定叶子节点的当前转换元实体的类型为完全转换元实体时，生成叶子节点的MCNP半空间表达式；否则对不完全转换元实体添加半空间辅助面，并生成叶子节点的MCNP半空间表达式；进而确定CAD零件模型对应的MCNP半空间表达式。本发明避免了MCNP直接进行三维建模时的高难度和低效率，在提高工作效率的同时保证了最终结果的准确性。

摘要： 本发明公开了一种基于MCNP的数字仿核信号发生器，其包括MCNP模拟计算模块，核信息提取模块，核脉冲幅值库生成模块，样本池生成模块、抽样模块和特征核信号生成模块。本发明通过先将MCNP模拟结果转换为幅值脉冲，然后基于核辐射测量理论对幅值脉冲加入形状、时间特性等参数，构建了基于MCNP的数字仿核信号发生器；本发明突破了现场工作时的实验条件和辐射防护等因素的限制，无需放射源、探测器等核辐射测量设备，仅需提取MCNP的模拟结果，即可生成基于粒子源和探测器模拟的仿核信号，具有很好的现实价值与应用意义。

摘要： 本发明提供一种基于STEP文件的MCNP输入文件转换算法，该算法涉及物理、核科学技术领域。该算法是在CAD软件生成的STEP文件基础上，对STEP文件先进行信息提取然后通过几何运算来还原真实的模型结构，最后转换成MCNP可识别的INP文件格式。为解决复杂模型问题，该算法采用构造栅元树的方法将模型中所有的栅元信息存放于栅元树中，通过遍历栅元树就能输出成MCNP可识别的INP文件格式。使曲面卡和栅元卡输出具有不遗漏，位置准确，处理灵活的特点。

摘要： 历史存储器430针对每条函数标识信息，将输入值和执行结果关联起来，并保持为执行历史。命令译码器320将包括在用于预测函数的预告命令中所包括的函数标识信息从取回单元310提供到执行历史搜索单元410。另外，命令译码器320使执行历史搜索单元410基于在预告命令后要被读出的命令中的用于设定函数输入值的输入值设定命令，获取从输入选择单元332输出的输入值。在函数调用命令之前，执行历史搜索单元410搜索与所获取的标识信息及其输入值一致的执行历史。执行结果输出单元420将由执行历史搜索单元410检测出的执行结果输出到执行单元330。取回单元310读出在函数后要被读出的命令。

摘要： 一种行驶路径生成系统，该行驶路径生成系统生成一边在田地的未作业地(CA)中通过自动行驶沿相互并列的行驶路径进行往复行驶一边收获未作业地(CA)的作物的联合收割机的自动行驶路径，其中，具备：产量取得部，其取得田地中的每单位面积的产量即产量率；面积取得部，其取得未作业地(CA)的面积；总产量推断部，其根据产量率和面积来推断未作业地(CA)中预计收获的谷粒的总产量；行驶路径设定部，基于未作业地(CA)的形状以及总产量，生成在往复行驶之前进行自动行驶的预调整路径(LR)，以使未作业地的形状成为最适合往复行驶的形状。

摘要： 一种联合收割机，具备被供给并储存脱粒后的谷粒的谷粒箱，其中，所述联合收割机具备：设置于谷粒箱并测定被供给的谷粒的流量的流量传感器(50)；设置在谷粒箱的下方并输出基于谷粒箱的重量的输出值的收获量传感器(10)；以及基于流量以及输出值对谷粒箱中储存的谷粒的当前收获量进行计算的控制部(22)。

摘要： 自动行驶系统(A)具备：区域设定部(24)，其将通过第一收获行驶而完成收获的区域即第一区域的内侧设定为第二区域；内周行驶路径计算部(25)，其计算内周行驶路径；行驶控制部(26)，其以通过基于内周行驶路径的自动行驶进行第二收获行驶的方式控制收获机(1)的行驶；数据取得部(21)，其取得田地外形数据；第一行驶信息生成部(27)，其基于田地外形数据生成第一行驶信息；第一行驶信息中包含内分割行驶信息。

摘要： 收割机具备：储存由收获装置收获的收获物的收获物箱；对表示收获物箱中储存的收获物的重量的值即储存重量进行检测的重量检测部(32)；对表示收获物箱的储存极限量的收获物的重量的值即极限重量进行计算的极限重量计算部(24)；对每单位收获行驶距离所收获的收获物的重量即单位收获重量进行计算的单位收获重量计算部(25)；以及极限行驶距离计算部(27)，所述极限行驶距离计算部(27)基于储存重量、极限重量及单位收获重量，对在储存于收获物箱的收获物的量达到储存极限量之前能够通过收获行驶而行驶的极限的距离即极限行驶距离进行计算。