为了开展核电用压电加速度传感器的抗辐照屏蔽设计研究, 该文采用蒙特卡罗粒子输运软件(MCNP), 针对反应堆运行时释放的裂变中子谱和γ谱, 考虑服役温度、抗辐照性能、造价、屏蔽效果等因素, 提出了铅-聚乙烯-铅多层组合和Fe+W+B4C复合材料等两种屏蔽方式。结果表明, 当服役时间相对较短、屏蔽体受到辐射剂量不强、服役温度小于聚乙烯(PE)材料的服役温度时, 可以考虑采用Pb(10 cm)+ PE(15 cm)+ Pb(5 cm)的组合方式。当屏蔽体受到的辐射剂量很强、服役温度很高时, 可以考虑采用60%Fe+30%W+10%B4C(质量分数)复合材料这种组合。

基于SGS探测系统中放射性核废物桶、准直器及HPGe探测器的空间几何分布建立数学模型。对低、中放射性核废物桶中点源137Cs的探测效率响应函数进行了数值公式推导, 然后利用蒙特卡罗工具包MCNP模拟计算了相应的效率函数。将这两种方法模拟的结果进行了对比分析发现: 数值计算方法的数据普遍高于MCNP模拟的数据, 最大相对误差达143.26%, 误差平均值为37.15%。对数值计算方法进行修正后, 最大值相对误差为17.22%, 平均值为4.54%。在误差范围内, 可以认为该修正方法有效。

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。

随着核应用领域的不断拓宽，放射源丢失事故发生的概率也随之增加。机载伽马谱仪可有效搜寻地面放射源，然而对于放射源丢失于水域的情况，由于伽马射线经由水层屏蔽后可探测性降低，故利用放射源在水中产生的切伦科夫辐射对其进行搜寻显得十分重要。采用MCNP与Geant4相结合的方法，以及在Geant4程序中采用接续计算技巧，对Co-60源在水中的切伦科夫光产生以及传输进行了计算，计算表明，切伦科夫光经水中传播后，主要波段在300~600 nm，强度呈由边缘到中心渐强的特征分布，分布范围大致与放射源在水中的深度一致，在水中传输300 m后其光通量约为100 cm-2，可利用光谱特征和强度分布特征对其进行测量。

全身计数器用于对人体内照射污染的监测, 对最小探测活度(MDA)有较高的要求。为使全身计数器具备较好的灵敏度, 需要降低本底辐射和提高射线探测效率。基于MCNP5模拟了全身计数器中NaI探测器在不同几何位置时的能量响应, 对探测器位置及准直器角度进行研究, 同时对不同厚度的屏蔽结构进行了仿真计算分析。研究表明, 当屏蔽钢板厚度为14.9 cm时, 能够较大程度地降低本底辐射。在源探结构上探测腔准直器角度在26°以上, 探测器与体模的距离为20 cm时, 能够得到理想的能谱响应和探测效率。

分析了传统的X射线荧光镀锌板锌层测量法,提出了基于全反射X射线荧光分析技术的镀锌板锌层测量方法,并在MCNP中建立X射线全反射模型进行模拟仿真。X射线全反射发生时锌层将原级X射线几乎反射,并在镀锌板法向方向伴随产生少量X射线荧光。针对此特征X射线荧光直接进行分析有效地减少了X射线源的散射本底,提高了测量精度,并且降低了所需源X射线的能量。模拟结果验证了镀锌板上发生X射线全反射的可行性,为实际应用提供了理论依据。

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP 处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP 和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA 基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。

瞬发伽玛中子活化分析(PGNAA)技术用于溶液中重金属元素原位检测时, 由于样品成分复杂, 中子俘获截面较大的中子毒物(汞)元素, 对截面较小的元素(铅)检测精度干扰很大, 因此分析精度相对不高。 为实现混合样品中多种重金属的高精度原位检测, 提出了一种提高热中子俘获截面较低元素检出限的PGNAA-XRF联合检测方法, 设计了一套联合检测混合样品中重金属元素的装置; 使用MCNP软件, 根据重金属元素的特征γ射线和特征X荧光的计数对样品的尺寸进行优化, 得到较合适的样品尺寸高度和半径分别为33和16 cm; 并模拟研究了Hg和Pb混合样品中的不同浓度(ci)对瞬发特征γ射线强度(Iγ)和特征X荧光强度(IX)的影响, 模拟结果表明该混合样品中, Hg和Pb元素的Iγ和IX均与ｃi成良好的线性关系, 通过探测Pb的X荧光信息, 克服混合样品中高低热中子俘获截面元素间的竞争问题, 能显著的改善Pb的检出限, 最后拟合给出了PGNAA-XRF联合检测方法的经验公式, 计算得到该装置对Hg和Pb元素的检出限分别为3.89和4.80 mg·kg-1。

当应用MCNP程序的SDEF卡进行固定源问题的源信息描述时, 需要对源的分布进行描述, MCNP程序提供了SP卡用以指定源在各个栅元中的分布概率, SP卡中的V选项用于便利用户实现体密度方式的源强分布描述。研究发现, 该程序存在一个缺陷, 在使用SP卡V选项时可能会导致计算结果的不准确。通过构建典型算例模型, 对使用V选项和不使用该选项的计算结果进行对比分析, 可以证实该缺陷的存在, 并且能够证明可以通过其他源描述方法在具体的程序使用中规避该缺陷。

主要采用了蒙特卡罗方法对激光聚变实验装置外表面的中子和光子能谱及剂量进行模拟与分析, 引入了MCAM软件绘制激光聚变实验装置的三维模型图, 并自动转化为MCNP的输入文件, 进行了靶室屏蔽性能的蒙卡模拟, 从辐射防护的角度为屏蔽系统的建立、人员的辐射防护以及靶室材料的选择提供理论依据。通过模拟结果得出, CLAM钢作为靶室材料时, 其屏蔽中子产生的瞬发光子剂量, 在非孔道处是铝合金的1/2左右, 40 cm厚的混凝土屏蔽层对中子和光子起到了很好的屏蔽作用, 均降低了一个数量级, 另外在孔道处的中子和光子剂量, 加了混凝土的情况反而比裸靶室时高10% 左右, 建议对靶室孔道外部考虑额外的防护。