用符合计数研究“钚的质量属性”与“氧化钚不存在属性”

符合计数的测量量为总中子计数和符合计数，而未知量有（α，n）中子与自发裂变中子之比α、泄漏增殖系数M1以及钚-240的质量。符合计数与源中子泄漏复度分布的二阶矩成正比。对MCNP程序进行修改，加入自发裂变源与（α，n）中子源的跟踪功能，直接得到了中子泄漏复度分布的二阶矩。     

200MW惯性约束混合堆燃耗计算

建立了不生产＾２３９Ｐｕ的惯性约束矣变混合是可行的。我们使用ＢＩＳＯＮ程序计算了２００ＭＷ电站主要特征量随时间的变化，计算结果表明裂变包层并不总是次临界的。讨论了即维持高的功率输出又能避免超介的办法。     

钚体源样品γ能谱计算的蒙特卡罗方法

提出了钚体源样品γ能谱分步计算的蒙特卡罗模型和方法.采用分步和直接计算两种方法对球壳形钚体源样品的γ能谱进行了模拟计算.用实验测量的γ能谱验证了计算结果的可靠性，计算结果与实验测量值在10%的误差范围符合.通过对Steve Fetter模型的模拟计算表明：对于外面包有若干屏蔽层的钚体源样品大系统，采用分步方法进行能谱计算，可以使结果快速收敛.     

233U和武器级钚的爆炸产物放射性衰变过程的比较

对233U模型和武器级钚模型核爆炸后爆炸产物的放射性活度、生物潜在危害因子和能量沉积等量进行了比较 ,分析了武器级钚模型中上述各量的演化情况. Comparison on the nuclear explosive products ’ radioactivity, biological hazard potential, energy deposition after nuclear explosion between the model of 233 U and the model of weapon grade plutonium was made. The detail analysis of the process of above physics quantities in the model of weapon grade Plutonium was also given.     

In-Zinerater液态包层输运燃耗数值模拟

Z-Pinch惯性约束聚变是未来一种有竞争力的能源候选方案。Z-Pinch驱动的聚变裂变混合堆可高效地嬗变反应堆乏燃料中分离出的超铀元素。对美国Sandia国家实验室提出的In-Zinerater混合堆概念进行了中子学分析和数值模拟。在三维输运燃耗耦合程序MCORGS中增加了处理在线添加燃料与去除裂变产物的功能,实现了对液态燃料燃耗过程的模拟。增加6Li丰度和燃料初装量保持寿期初反应性不变,可以减缓寿期内反应性下降趋势。逐步增加包层内超铀元素装量,可以控制整个寿期内反应性基本恒定。聚变功率取20 MW,通过反应性控制,5年内包层能量放大倍数在160～180之间,氚增殖比在1.5～1.7之间,优于In-Zinerater基准设计方案。     

符合计数在钚的属性测量中的应用研究

中子符合计数在核材料认证和管理中有着广泛的应用．系统阐述了中子符合计数的基本原理,对“点模型”公式作了推导．利用MCNP4B程序实现了中子符合计数的数值模拟.Neutron coincidence counting is widely used in the authentication and management of nuclear material. The basic principles of coincidence counting and the derivation of "point model" formulae of "point model" are introduced in this paper. The numerical simulation of the coincidence counting is implemented by use of the MCNP4B package.     

低能α粒子与中子耦合输运模拟

开发了低能α粒子与中子耦合输运程序，可以计算低能α粒子在各种介质中的输运、含氧介质中的（α，n）中子产额，跟踪次级中子。采用蒙特卡罗方法中带权重跟踪的技巧，通过大量小权重事件的模拟成功解决了低能（α，n）反应中子产额太低、无法直接模拟的困难。α粒子的射程与阻止本领用SRIM程序计算，（α，n）截面取自最新的JENDL带电粒子库，次级中子跟踪使用MCNP程序。A new code package of alpha-neutron coupled transportation is developed. It can be used to simulate the transportation of alpha particle in media, to compute the neutron yield in media contains oxygen and to track the history of the secondary neutrons. The secondary neutrons are simulated efficiently by tracking lots of neutrons with small weight, which is determined by the alpha-neutron yield. The stopping power and range of alpha particle in media are given by SRIM code, the alpha-neutron cross section is from charged particle library in JENDL, and the neutrons are treated by MCNP code.     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

放射性惰性气体 37Ar向地表输运的数值模拟

放射性惰性气体 37Ar的监测是全面禁止核试验条约核查体系中现场视察（OSI）的一项重要技术手段。 为在理论上考察地下核爆炸后 37Ar泄漏到地表的时间及泄漏量， 将核试验场区抽象为多孔介质， 在不考虑 37Ar在基岩中吸附、 解吸的情况下， 利用多孔介质渗流模型， 对理想场区地下核爆炸产生的 37Ar在地层中的输运进行数值模拟， 给出了 37Ar泄漏到地表时间及变化量。 计算结果可为OSI惰性气体监测技术的发展及其在地下核爆炸监测中应用的有效性评价提供参考。 Monitoring radioactive gas 37Ar is an important technique for the On Site Inspection(OSI) of the Comprehensive Nuclear Test Ban Treaty (CTBT) verification regime. In order to establish a theoretical model that can be used to calculate the appearing time and radioactivity of 37Ar which transports to the ground after a nuclear explosion， the rock media in the test area is assumed to be a homogeneous porous media， without consideration of gas absorption by and release from the rock media. The seepage model in the porous media is used to calculate 37Ar transportation. Computational results give the time 37Ar leaks to the ground and the variation of its radioactivity with time．And we can analyze and consider the computational results when we have developed OSI noble gas monitoring systems and evaluated their effectiveness.