用MCNP程序计算确定桶装α废物测定装置最佳设计安排

本文介绍了用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法计算桶装α废物测定装置最佳设计安排的两步过程，第一步，计算出外中子源在废物中生成的缓发裂变中子，第二步计算这个缓发裂变中子源在控制中所形成的熟中子通量密度，为利用现有的ＭＣＮＰ程序进行计算，我们编制了有关的外源和缓发裂变中子源生成及抽样子程序，文中附有各方案各步骤的计算结果。     

核电工程数据库的现状及发展设想

分析了我国核电工程数据库的现状，描述了核电工程数据库近期发展的主要工作设想，展望了核电工程数据库的未来发展前景。     

核环保工程放射性作业辐射防护管理体系构建与优化

从业务策划、准备、实施和评估改进环节构建全过程的辐射防护管理体系,并在实践中对管理流程和技术设计进行优化。实践证明,集体剂量、人均剂量和最大个人年剂量较优化前有较大幅度的降低,剂量监测有效性得到保障,核环保工程放射性作业辐射防护管理水平得到显著的提升。     

SHUFFLER系统中在储存室内的外源对探测器本底贡献的估算

本文介绍了在ＳＨＵＦＦＬＥＲ系统中，当外源在储存室内时对探测器本底贡献的估算方法、技巧，对计算结果进行了简单的比较、讨论。     

加强核环保企业质量管理的实践与探讨

文章根据国内外相关法规标准的要求,结合核环保企业具体特点及运行经验,就如何构建适宜有效的质量管理体系、加强核环保服务过程中各环节的质量控制进行了简要描述。对质量管理体系运行过程中出现的问题进行了分析,并提出了相应改进建议,以进一步加强质量管理体系持续改进与完善,确保安全,促进企业全面发展。     

放射性废物管理成本构成应用研究

介绍了放射性废物管理成本构成理论基础体系，通过分解各类项目的生产作业内容、解忻各项作业活动的成本要素，整理出科学合理的成本科目和费用项，形成放射性废物管理各种作业的成本构成，在此基础上建立了全面的系统的价格体系。     

对MCNP程序的二次开发

ＭＣＮＰ是一个超大型，先进的多功能蒙特卡罗中子－光子耦合便运程序，在世界范围内得到了广泛的应用，在国内，ＭＣＮＰ主要用于核保障技术，核临界，核聚变，变温汽冷堆，微堆，新堆等方面的计算，本文着重介绍几年来应用ＭＣＮＰ的开发经验和交互绘图功能的配制，总结了一些应用体会，最后探讨了国内所用ＭＣＮＰ的版本应用中表现出的一些不足。     

用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度

用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。     

用MCNP程序计算确定桶装α废物测定装置最佳设计安排

本文介绍了用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法计算桶装α废物测定装置最佳设计安排的两步过程：第一步，计算出外中子源在废物中生成的缓发裂变中子；第二步，计算这个缓发裂变中源在探测器中所形成的热中子通量率。为利用现有的ＭＣＮＰ程序进行计算，我们编制了有关的外源和缓发裂变中子源生成及抽样子程序。文中附有各方案各步的计算结果。