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反应堆主回路设备间辐射屏蔽设计方法述评 被引量:7
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作者 李春槐 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期486-489,共4页
比较详细地给出了反应堆主回路设备间γ射线辐射屏蔽设计要求和设计方法,对蒙特卡罗方法和点核积分方法进行了分析和比较。对含有经验参数的点核积分方法和以“几何空间装配方法”为基础的点核积分方法进行了比较深入的分析和比较。
关键词 主回路设备间 辐射屏蔽设计 蒙特卡罗方法 积分方法
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广东大亚湾核电站周围建筑物辐射屏蔽因子的计算 被引量:2
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作者 胡二邦 高占荣 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第2期74-83,共10页
采用点核积分方法计算了广东大亚湾核电站周围建筑物对地面沉积源的屏蔽因子。计算中考虑了地面沉积源、外墙沉积源及屋顶沉积源对室内计算点剂量的贡献 ,还考虑了用 0 .5MeV、0 .75MeV、1 .2 5MeV三组能量光子分别代表软、中、硬三类... 采用点核积分方法计算了广东大亚湾核电站周围建筑物对地面沉积源的屏蔽因子。计算中考虑了地面沉积源、外墙沉积源及屋顶沉积源对室内计算点剂量的贡献 ,还考虑了用 0 .5MeV、0 .75MeV、1 .2 5MeV三组能量光子分别代表软、中、硬三类光子。计算结果给出了一层尖顶建筑物、老式二层楼房、新式三层楼房和多层大型办公楼房对平面沉积源的屏蔽因子推荐值分别为 0 .2 2、0 .1 5、0 .1 0和 0 .0 3 ,文中对外墙厚度。 展开更多
关键词 辐射屏蔽因子 计算 建筑物 积分方法 广东大亚湾电站 表面沉积源 辐射防护 结构特征
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点核积分计算6711型^(125)I籽粒源剂量参数
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作者 孟贝蒂 曹振 +1 位作者 石翠燕 崔海平 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第7期35-39,共5页
使用点核积分方法计算6711型^(125)I籽粒源参数,根据美国医学物理学家协会(American Association of Physicists in Medicine,AAPM)TG-43U1号报告推荐的剂量参数计算公式,可以获得6711型^(125)I籽粒源各参数。与AAPM TG-43U1推荐值比较... 使用点核积分方法计算6711型^(125)I籽粒源参数,根据美国医学物理学家协会(American Association of Physicists in Medicine,AAPM)TG-43U1号报告推荐的剂量参数计算公式,可以获得6711型^(125)I籽粒源各参数。与AAPM TG-43U1推荐值比较,剂量常数相差6.76%,径向剂量函数值(不包括0.1 cm、0.15 cm、0.25 cm)最大相差2.27%,最小相差0.02%;与MCNP5(A General N-Particle Transport Code,Version 5)方法计算结果比较,剂量常数相差6.19%,径向剂量函数值(不包括0.1 cm、0.15 cm、0.25 cm)最大相差6.65%,最小相差0.06%。结果与推荐值符合较好,证明点核积分能够应用于籽粒源剂量参数计算。 展开更多
关键词 积分方法 剂量学参数 125Ⅰ籽粒源
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舱室内γ外照射剂量快速估算方法的比较
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作者 杨章灿 何莹钊 王帅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期95-99,共5页
舱室内γ外照射剂量的快速估算对于核动力船舶核事故后果评价、核应急决策等具有重要意义,但是目前对于舱室内γ外照射剂量的快速估算尚无明确的标准或统一公式。采用MCNP程序计算结果作为基准,对烟羽浸没公式和点核积分公式这2种快速... 舱室内γ外照射剂量的快速估算对于核动力船舶核事故后果评价、核应急决策等具有重要意义,但是目前对于舱室内γ外照射剂量的快速估算尚无明确的标准或统一公式。采用MCNP程序计算结果作为基准,对烟羽浸没公式和点核积分公式这2种快速估算方法进行了评估,详细分析了这2种估算方法在不同形状、不同体积舱室情况下的估算结果误差及原因。结果表明,舱室的形状越偏离半球体形状、体积越大,公式估算结果与MCNP程序计算结果偏差越大:有限烟羽浸没公式的误差约为30%,点核积分公式的误差约为10%。因此,在实际工程应用时,点核积分公式可提供更为准确和快速的估算结果。 展开更多
关键词 动力船舶 γ外照射 烟羽浸没公式 积分方法 MCNP
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基于体素化点核算法的三维辐射场计算应用研究 被引量:2
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作者 谢明亮 杨森权 +3 位作者 彭波 李青 李义琛 周雄 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期82-86,共5页
利用3ds Max软件建立参数已知的辐射环境实体模型,采用体素化算法将放射源模型转换为体素模型。以点核积分方法(PK)为基础,基于累积因子、质量衰减因子以及通量率-剂量率转换因子数据库,优化平均自由程求解算法;选取3层圆柱体屏蔽模型,... 利用3ds Max软件建立参数已知的辐射环境实体模型,采用体素化算法将放射源模型转换为体素模型。以点核积分方法(PK)为基础,基于累积因子、质量衰减因子以及通量率-剂量率转换因子数据库,优化平均自由程求解算法;选取3层圆柱体屏蔽模型,计算不同探测点处剂量分布,并与蒙特卡罗输运程序MCNP5计算结果进行比对;选取某3D核设施退役厂房分析模型验证分析;同时选取某核电厂去污净化厂房进行应用分析,得到3D厂房内剂量分布情况。结果表明:3层圆柱体屏蔽模型计算误差均在15%以内,初步验证体素化点核算法的精准性;3D核设施退役厂房分析模型计算结果与MCNP5结果基本一致,大尺寸多层屏蔽计算问题;总体误差在1个量级以内,某核电厂去污净化厂房模型计算关注区域其误差均在可接受误差范围内其计算结果与预期一致,为3D辐射场计算和退役方案的制定和评估提供依据。 展开更多
关键词 体素化 积分方法(PK) MCNP5 辐射场
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