特征γ谱蒙特卡罗模拟方法的改进

针对中子-γ耦合输运问题,采用蒙特卡罗统计估计和期望值技巧,分别计算了被探测物的总能谱、时间谱和每个元素的特征γ谱,并与MCNP程序结果进行了对比.     

基于Geant4的反应堆临界及动态计算方法

Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。     

瞬发中子密度衰减法计算中子代时间

采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减,基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下,研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明:采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时,微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小;误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。     

基于脉冲中子源法的CiADS反应性测量蒙卡模拟分析

脉冲中子源法(PNS)是加速器驱动次临界系统反应性测量的一种重要技术.利用蒙卡软件建立CiADS次临界反应堆模型,模拟注入脉冲质子束的过程,获得的中子通量的时间演化谱.采用Python语言编程实现脉冲叠加过程,给出稳定缓发中子本底,实现脉冲中子源法的次临界反应堆的反应性测量模拟,给出脉冲周期注入下堆芯不同位置处的中子变...     

多群输运-燃耗耦合蒙特卡罗计算

介绍了三维多群中子输运-燃耗耦合P3近似蒙特卡罗程序MCMG-BURN，该程序是在连续截面蒙特卡罗程序MCNP和反应堆栅元均匀化程序WIMS基础上发展而来的，使用多群截面为模拟临界实验堆和高通量工程实验堆，取得与MCNP和实验一致的结果，MCMG-BURN具有与MCNP相同的精度，但计算时间较MCNP要少得多。     

临界-燃耗耦合计算方法

基于蒙特卡罗模拟方法,采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算。具体过程是:首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面;其次,将新产生的多群截面提供给MCNP,完成临界-燃耗计算;最后,利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明,此耦合程序是可靠和正确的。     

堆用蒙特卡罗程序几何重复结构功能开发

介绍了反应堆物理蒙特卡罗程序几何重复结构功能；以MCNP和反应堆用蒙特卡罗模拟程序RMC为例介绍了常见的重复结构输入及实现方式；简要介绍了三种用于几何层级、重复结构计算的加速功能；以大亚湾反应堆组件和全堆芯为例,比较了RMC和MCNP的计算时间，结果显示RMC相对于MCNP获得了3~9倍的加速效果。     

基于蒙特卡罗方法的NaI探测器效率刻度及其测量轫致辐射实验

为了将NaI探测器更好地应用到轫致辐射谱测量工作中,对一套NaI探测器做了研究:利用~(137)Cs,~(60)Co等同位素γ源,结合蒙特卡罗方法,得到全能峰效率的模拟值与实验测量值符合得较好;利用蒙特卡罗N粒子编码模拟NaI对不同能量光子的响应,得到了该探测器对光子的能量响应,并将获得的能量响应用于轫致辐射的解谱工作,解谱结果与原始谱符合得很好;将该探测器应用到强流电子束打靶轫致辐射测量实验中,对轫致辐射在NaI探测器中的响应做了初步测量.     

硼中子俘获治疗的蒙特卡罗方法模拟

用通用蒙特卡罗程序MCNP模拟了粒子在人脑中的输运过程. 吸收剂量率主要来自以下四个反应:¹⁰B(n,α)⁷Li,¹⁴N(n,p)¹⁴C,¹H(n,γ)²D,快中子弹性散射反应.对肿瘤区的贡献主要来自硼中子吸收反应.结果表明,超热中子比热中子适合于深肿瘤的治疗,而热中子对浅肿瘤的治疗有优越性,比如皮肤癌.同确定论方法的结果相比,蒙特卡罗方法不失为一种模拟中子俘获治疗的好工具.     

Reverse Monte Carlo iterative algorithm for quantification of X-ray fluorescence analysis based on MCNP6 simulation code

Reverse Monte Carlo iterative algorithm has been developed for quantification of energy-dispersive X-ray fluorescence analysis in order to calculate the concentrations of the elementary composition in solid substances. The core of the simulation code was the MCNP6 that is a well-established and widely applied software package in the nuclear research and practice for simulation of nuclear systems or the full process of gamma- or X-ray spectrometry. The reverse Monte Carlo algorithm and the full analytical procedure was tested by quantitative XRF analysis of reference alloy samples. The atomic compositions of the reference samples were determined by reverse Monte Carlo technique and also fundamental parameter method and by spark emission atomic spectroscopy. The agreement between the results of these three analytical methods was found within the standard deviations of the major elements of the samples. The total duration of the reverse Monte Carlo numerical computation was minimized to a few minutes using the variance reduction procedures available in the MCNP6.     

临界装置实验大厅散射中子分布研究

采用蒙特卡罗方法,通过MCNP5程序对实验大厅内不同散射体产生的散射贡献及散射中子分布进行了计算。结果表明,散射中子强度随离开临界中子源距离先呈减小趋势,在接近大厅墙壁处则出现增加,呈现明显的"W"形状。同时设计并验证了模拟结果的正确性,结果表明模拟计算与实验测量结果的趋势相同,证明了计算结果的可靠性。     

MORSE-CG程序三维基准中子多孔隙度测井计算

用蒙特卡罗方法计算三维多孔隙度测井问题是一种比较有效的方法。本文给出增加了重新启动功能的MORSE-CG^[1]多功能蒙特卡罗程序计算孔隙度分别为1.0%和20.0%的基准中子测井问题的计算结果,以及其与MCNP和McDNL计算结果和计算时间的比较。比较显示三者在相同误差范围内的结果是一致的。     

低能中子探测的GEANT4模拟研究

研究了GEANT4蒙特卡罗模拟程序在低能中子核反应中应用的可行性, 新版的GEANT(4.9.4版本)升级了老版本在模拟6Li(n, α)3H核反应道的不足, 并且加入了最新截面数据库。 对多个核反应道进行了研究, 模拟结果显示核反应截面、 次级粒子能量和反应的分支比等是正确的; 比较了掺6Li材料热中子探测效率的实验结果与MCNP和GEANT4模拟结果, 它们基本一致。 研究表明, 利用GEANT4研究6Li(n, α)3H是可行的, 这为进一步研究闪烁体中子探测器的位置分辨率模拟提供了有力支持。 The feasible study of Monte Carlo simulation of low energy nuclear reaction was performed based on GEANT4. The reaction channel 6Li(n, α)3H, simulated insufficiently in the old version Geant4, can be given correct results in the new version (version 4.9.4). New cross section library was added into the program. The study of several nuclear reaction channels shows that the cross sections, the secondary particle energies and the branching ratios are consistent with the experimental values. For doped 6Li materials, the comparison of thermal neutrons detection efficiencies of experimental results, MCNP and GEANT4 simulations, shows that the simulations are reasonable. From the studies above, it is feasible to simulate the 6Li(n, α)3H reaction with GEANT4. It will provide helpful information for the further study of the position resolution of scintillation neutron detector.     

基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序

应用蒙特卡罗方法求解几何因子,基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序使用C++语言编写,可用于任意位姿的各种尺寸的圆面探测器对圆面源几何因子的计算。该程序使用了方差减小技巧。通过与国际通用蒙特卡罗计算程序(MCNP5)的计算结果对比,该方法具有结果准确(误差较小)、计算速度快、使用方便等优点。最终使用该程序计算几何因子,与实验数据进行对比,成功验证了中子深度分布分析(NDP)能谱测量系统探测器位姿的准确性(误差5%以内),并对其移动位置进行修正,发现电机移动20mm大约会产生1mm的误差。     

Calculated analysis of experiments in fast neutron reactors

In this paper, the results of computational simulation of experiments with the MK-I core of the JOYO fast neutron sodium-cooled reactor are presented. The MCU-KS code based on the Monte Carlo method was used for calculations. The research was aimed at additional verification of the MCU-KS code for systems with a fast neutron spectrum.     

MCNP Dose Calculations in a CT Phantom for Therapeutic External Photon Beam

In this paper, we have addressed the problem of the radiation transport with the Monte Carlo N particle(MCNP) code. This is a general purpose Monte Carlo tool designed to transport neutron, photon and electron in three dimensional geometries. To examine the performance of MCNP5 code in the field of external radiotherapy, we performed the modeling of an Electron Density phantom (EDP) irradiated by photons from 60Co source. The model was used to calculate the Percent Depth Dose (PDD) at different depths in an EDP. One field size for PDD has been examined. A 60Co photons source placed at 80 cm source to surface distance (SSD). The results of calculations were compared to TPS data obtained at National Institute of Oncology of Rabat.     

用蒙特卡罗“测量”离散程序中的参数

为了快速、精确地计算高能X射线照相中的散射光子分布,提出了将该过程中的粒子输运问题近似为一个有效的纯光子输运问题。针对该纯光子输运方程提出了一种适合于计算机计算的逐级迭代求解公式,并将该公式进行了离散化,然后编写成了计算机离散程序。用蒙特卡罗程序MCNP模拟得到了该程序所需要的参数和分布函数。最后用MCNP对该程序进行了检验。对于薄客体离散程序的计算结果与MCNP符合较好,但对于厚客体二者有较大偏离。目前可以把该程序应用于一些定性的计算分析。     

西安脉冲堆127I嬗变计算方法与实验验证

为了开展129I的热中子嬗变的研究,在西安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索实验条件,对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算,并与实验测量值进行了比对。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作了127I在西安脉冲堆堆芯辐照温度下的MCNP格式截面库,与MCNP自带库(ENDF/B VI.2)同温度下截面库进行了比较,在不可分辨共振区做了改进,使用新制的截面库,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中的127I辐射俘获截面进行了修正,结合ORIGEN2程序分析了127I靶件在西安脉冲堆实际辐照后的嬗变率和核素的变化,研究了中子能谱和辐照时间对靶件嬗变计算的影响。使用MCNPX自带的燃耗模块CINDER90对127I靶件的嬗变情况进行模拟,结果与ORIGEN2基本一致,与实验数值有2%~3%的偏差,主要原因是MCNP计算中子通量密度存在误差。     

向量裂变谱与矩阵裂变谱对临界计算的影响

用蒙特卡罗方法及可适应多种截面的三维多群P₃中子输运蒙特卡罗程序MCMG,计算比较了不同裂变材料使用向量裂变谱与矩阵裂变谱的计算结果,通过与MCNP程序结果的比较,确信两种裂变谱对计算结果的影响是存在的,但对计算结果不会带来本质影响.同时还比较了不同中子截面库计算结果.