MCNP源子程序在停机剂量率计算中的应用
文献类型：期刊论文
| 刊名 | 核科学与工程
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| 出版日期 | 2012 |
| 卷号 | 032 |
| 关键词 | MCNP 源子程序 停机剂量率 网格计数 |
| ISSN号 | 0258-0918 |
| 其他题名 | Application of MCNP SOURCE subroutine to shutdown dose rate calculation |
| 英文摘要 | 在核聚变装置的停堆剂量率的计算中，通常采用MCNP程序来实现光子的输运计算，但由于聚变装置几何和材料的高度复杂性使得栅元数量庞大，同时由于标准MCNP在进行光子输运计算时，SDEF通用源卡只支持1000个以下的栅元描述，因此直接采用SDEF通用源卡的方法无法实现聚变堆的停堆剂量率精确计算与分析。本论文采用MCNP内置源子程序方法直接对衰变光子源进行抽样，解决了SDEF通用源卡受限的问题。以国际热核聚变实验堆ITER最新发布的停机剂量率基准例题以及ITER-T426基准实验例题对源子程序进行了校验，结果表明了该方法的可用性与正确性。 |
| 语种 | 中文 |
| CSCD记录号 | CSCD:4746257 |
| 源URL | [http://ir.hfcas.ac.cn:8080/handle/334002/70157]  |
| 专题 | 中国科学院合肥物质科学研究院 |
| 推荐引用方式 GB/T 7714 | . MCNP源子程序在停机剂量率计算中的应用[J]. 核科学与工程,2012,032. |
| APA | (2012).MCNP源子程序在停机剂量率计算中的应用.核科学与工程,032. |
| MLA | "MCNP源子程序在停机剂量率计算中的应用".核科学与工程 032(2012). |
入库方式： OAI收割
来源：合肥物质科学研究院
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