三维中子-光子输运的蒙特卡罗程序MCMG

三维中子-光子输运蒙特卡罗程序MCMG发展了针对物质的碰撞机制,几何块、几何面动态可扩展, 随机数周期进一步扩大到261。可进行多群-连续截面耦合计算,多群散射展开到P5,并考虑了中子上散射,程序配备了通用和专用多群截面库。MCMG模拟取得了与MCNP程序和实验一致的结果,串行计算速度较MCNP快2~4倍,可进行上万处理器核的并行计算。     

MCNP程序研究进展

MCNP是用来计算中子、 光子、 电子或者中子/光子/电子耦合问题的通用蒙特卡罗粒子输运计算程序, 它以其灵活、 通用的特点以及强大的功能, 在诸多领域得到广泛认可和应用。但是由于其使用需要较强的专业水平, 因而使得其在某些方面又显出一些弱点。对MCNP程序的发展过程以及今后的发展趋势进行了讨论, 同时提出了作者的观点。     

MCNP程序研究进展

MCNP是用来计算中子、光子、电子或者中子/光子/电子耦合问题的通用蒙特卡罗粒子输运计算程序,它以其灵活、通用的特点以及强大的功能,在诸多领域得到广泛认可和应用。但是由于其使用需要较强的专业水平,因而使得其在某些方面又显出一些弱点。对MCNP程序的发展过程以及今后的发展趋势进行了讨论,同时提出了作者的观点。     

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。     

粒子输运蒙特卡罗模拟现状概述

蒙特卡罗(MC)方法发展已有60多年历史,广泛应用于核科学及相关领域.MC方法超强的几何处理能力,使用精密的连续点截面参数,能够模拟各种复杂几何系统内的中子、光子、电子、α粒子、质子及其耦合输运问题.随着计算机的快速发展,通过大规模并行计算,MC方法及程序已成为模拟各种粒子输运问题的首选工具.     

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。     

氘-氚中子源辐照旋转靶剂量演化模拟计算

首次将蒙特卡罗自动建模系统(MCAM)、蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)及自主研发的活化程序BURNDOT相结合,实现了中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合。对14MeV氘-氚(D-T)中子源旋转靶室剂量演化分析,计算了氘-氚中子源辐照旋转靶室的瞬发中子、γ三维辐射剂量场分布及连续辐照8小时后缓发γ剂量变化情况,并考察了材质、栅元、主要核素对缓发γ剂量贡献的影响,得到了旋转靶的剂量时空演化规律,把计算结果与欧洲活化程序FISPACT-2007进行了对比。     

氘-氚中子源辐照旋转靶剂量演化模拟计算

首次将蒙特卡罗自动建模系统(MCAM)、蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)及自主研发的活化程序BURNDOT相结合,实现了中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合。对14MeV氘-氚(D-T)中子源旋转靶室剂量演化分析,计算了氘-氚中子源辐照旋转靶室的瞬发中子、γ三维辐射剂量场分布及连续辐照8小时后缓发γ剂量变化情况,并考察了材质、栅元、主要核素对缓发γ剂量贡献的影响,得到了旋转靶的剂量时空演化规律,把计算结果与欧洲活化程序FISPACT-2007进行了对比。     

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.     

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.     

聚变中子学的蒙特卡罗PVM并行模拟在ITER中子诊断设计中的应用

聚变能源很可能是人类文明得以维持发展的新型能源。未来的氘氚聚变堆的结构和工程设计很大程度上依赖于以聚变中子学为基础的计算。在过去的十余年中，很多的核数据库如FENDL和JENDL的检验工作围绕ITER设计而展开。聚变中子学计算包括中子和光子的输运计算。其计算目标是提供反应率和能谱等重要的信息。一维或二维的聚变中子学解析计算能提供一定精度的结果和高效率的优化设计，但对于一个三维的聚变托卡马克反应堆来说，只有蒙特卡罗方法能提供较精确的数值模拟结果。MCNP程序是由LANL实验室发展的用于中子和光子的蒙特卡罗计算的大型程序。PVM的并行计算环境能提高为MCNP程序的运行执行效率。     

基于VENUS-Ⅲ国际基准模型的JMCT程序验证

基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT(J Monte Carlo Transport Code),采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统keff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.     

基于VENUS-III国际基准模型的JMCT程序验证

基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT（J Monte Carlo Transport Code）,采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统k_eff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.     

ITER��̬�������ģ�������ά�����

用三维蒙特卡罗中子-光子输运程序MCNP和放射性计算程序FDKR,对中国ITER氦冷固态试验包层模块(CH HCSB TBM)进行了初步的三维活化分析。计算结果表明：TBM设计中活化产物的放射性、余热和潜在生物危害因子(BHP)主要来自结构材料;在500MW聚变功率下辐照0.53年,停堆时CH HCSB TBM的总放射性、余热和BHP分别为1.182×1017Bq、2.463×10-2MW和5.651×103km3.kW-1。在计算时,通过自动接口程序,实现了MCNP与FDKR之间的自动连接及数据处理。     

NJOY97版本程序用于蒙特卡罗参数的制作

蒙特卡罗(MC)法以随机游动的数值模拟为基础，来求解粒子输运这种具有随机性质的物理问题物理建模比较逼真，数学处理又比较简明易于在计算机上实现，此方法用于具有复杂材料和几何结构的系统内粒子输运问题具有独特的长处。引进NJOY97新版本(可在PC机下运行共24个功能模块)并进行调试使用，开发制作供MCNP程序配套使用MC型参数的功能，经组合装配处理，对典型核作了MC参数制作计算检验，效果良好。     

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。     

蒙特卡罗输运模拟软件JMCT的深穿透屏蔽计算

核设施辐射屏蔽计算,由于其大规模计算及深穿透等特性,一直是蒙特卡罗方法工程应用的难点之一。采用我国自主研发的三维中子-光子蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT,结合可视化建模工具JLAMT,对OECD国际基准例题Winfrith Iron/Water Benchmark Experiment(ASPIS)两例实验装置进行建模与计算分析, 并将计算结果与实验值及MCNP计算值进行对比。结果表明,JMCT计算值与MCNP计算值符合较好,其中Winfrith Iron Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差不超过7%,平均偏差1.3%;Winfrith Water Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差小于20%,平均偏差小于10%,证明了JMCT在屏蔽计算以及深穿透问题的可靠性与工程应用性。     

JMCT程序临界安全基准校验计算与分析

JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233U系实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素（如U,Pu等）从低富集度到高富集度的快、热能区,同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料。将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比,并且与MCNP,MONK程序的计算结果进行了比较。结果表明,在检验的范围内,JMCT程序具有与国际通用蒙特卡罗方法粒子输运程序一样良好的计算精度。     

核用结构材料SIMP钢低活化特性的分析与比较

在中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖(WCCB)包层的设计条件下,对水冷包层应用SIMP 钢,使用蒙特卡罗中子输运程序MCNP 与欧洲研制的材料活化计算程序FISPACT 耦合计算,分析了SIMP 钢结构材料的放射性比活度、衰变热、接触剂量率和辐照损伤等。通过与EUROFER-97、F82H 等多种低活化钢的对比发现,SIMP 钢在多个活化结果上达到国际上认可的低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)的低活化特性。因此,SIMP 钢可作为未来聚变堆包层的候选结构材料。     

MCMGP3三维多群P3近似蒙特卡罗中子输运程序基准检验

三维多群P3近似Monte Carlo中子输运程序MCMGP3是为反应堆临界安全计算设计的,它是从连续点截面中－－光孙耦合输运Monte Carlo程序MCNP发展而来,程序用多群截面代替了MCNP程序的连续点截面,但保留了MCNP程序的几何处理能力,计数能力和降低方差技巧及图形功能。能群数可扩展,使用宏观截面或微观截面均可,中子解分布采用P3近似和广义Gaussia求积。多个基准问题结果显示,MCMGP3程序结果与其它方法计算结果符合很好,计算还表明在同样计算精度下,MCMGP3程序的计处时间较MCNP程序少得多。此外,MCMGP3程序还实验了与WIMS程序的连算,可作反应堆全数值模拟。