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。     

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。     

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.     

MCNP-4C多粒子输运蒙特卡罗程序的MPI并行化

MCNP程序是由美国Los Alamos国家实验室研制的一个大型、多功能的粒子输运蒙特卡罗程序，可计算任意三维复杂几何系统内的中子、光子、电子或中子-光子-电子耦合输运问题，还可计算临界系统的多种本征值问题。MCNP程序的用户遍及全球，国内用户保守估计也在百家以上，过去主要应用在核科学领域，如今已推广到包括医学在内的许多领域。由于蒙特卡罗计算具有数据独立、循环粒度大、负载均衡的特性。因此，很适合作并行计算。虽然从MCNP-4A程序开始，MCNP程序具有了PVM并行计算功能，但并行系统的开发一直存在这样那样的问题，以致无法正常运行。由于MCNP程序有巨大的计算需求和计算量，我们每年使用MCNP程序完成的计算量就超过万CPU小时。许多问题采用串行计算，时间周期太长。因此，迫切需要研究缩短计算周期的并行程序。     

靶室散射对ICF中子产额用铅活化法测量准确性的影响

 通过用MCNP4B程序计算在铅样品中的来源于靶室散射中子的注量和来源于未经靶室散射的源中子注量，结合由ENDF/B-Vi评价数据库给出的中子铅活化核反应截面，得到了在铅样品周围存在不同屏蔽材料时，神光Ⅱ靶室散射对聚变中子产额用铅活化法测量准确性影响小于1‰的结果。     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。     

基于大规模并行计算的三维多群中子扩散方程有限差分方法

三维多群中子扩散方程的精确、高效求解是核动力堆芯设计及燃料管理的基础。应用有限差分方法求解该方程具有简便、精确、成熟的优点;然而,该方法的计算量和存储量均较大,极大地限制了它的计算规模和应用范围。本文基于大规模并行计算,研究三维多群中子扩散方程有限差分方法:采用中心有限差分格式离散中子扩散方程;基于MPI并行编程模型,采用空间区域分解的方式实现大规模并行计算;采用多群多区域耦合PGMRES算法进行并行加速。在集群服务器上开发了ParaFiDi程序,并采用IAEA3D,PHWR等多个基准题对该程序进行验证。数值结果表明,ParaFiDi程序具有较高的计算精度和计算效率。     

钍基熔盐堆用238群中子-48群光子耦合多群常数库的屏蔽基准验证

采用OKTAVIAN脉冲球实验对钍基熔盐堆用AMPX主库格式238群中子-48群光子耦合多群常数库进行了屏蔽基准验证,重点检验了该库中的F,Li,Be,C、Al,Si,Cr,Ni,Zr,Co,Cu,Mn,Mo,Nb,Ti,W,Pb同位素/元素的数据。采用SCALE 5.1程序系统中的XSDRN-PM程序进行一维屏蔽问题计算,将计算结果与实验测量数据及MCNP程序计算结果进行比较,发现中子泄漏谱的符合程度较好,而光子泄漏谱检验中发现大多数核素都出现了不同程度的高估。通过对GENDF格式到AMPX格式的转换程序MILER-4进行修正,解决了这一问题。通过对多群常数库的屏蔽基准验证,进一步证明了该库的可靠性。OKTAVIAN pulsed sphere experiment was used for Shielding Benchmarks of the AMPX formatted multi-group (238n-48γ) coupled neutron-gamma cross-section library for Thorium Molten Salt Reactor, of which the following isotopes/elements were checked-F, Li, Be, C, Al, Si, Cr, Ni, Zr, Co, Cu, Mn, Mo, Nb, Ti, W. One dimension shielding problem was calculated using XSDRN-PM program of SCALE 5.1 code system and results were compared with experiment results and MCNP calculated results, which shows that neutron leakage spectra agree well. Calculated results of photon leakage spectra of most facilities compared with MCNP results and experiment data are over-rated. MILER-4 code which is used for converting GENDF files produced by NJOY to the AMPX master library format is revised to solve this problem. The shielding benchmark verifications confirm the reliability of this new library.     

JMCT软件的自动源偏倚抽样功能及其应用

介绍JMCT（J Monte Carlo Transport）软件的多群中子伴随输运功能以及基于伴随通量的自动源偏倚抽样功能.对某商用压水堆屏蔽模型的模拟计算表明,采用自动源偏倚后,JMCT的模拟结果与实验值符合较好,比MCNP程序采用几何重要性方法的计算效率大幅提高.     

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。     

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.     

辐射与物质强耦合问题的二维输运数值模拟

分析确定性输运数值方法模拟辐射与物质强耦合问题的难点,给出在任意四边形网格上求解该类问题的简单隅角平衡算法,并应用灰体输运综合加速算法提高输运方程的源迭代收敛速度,最后给出数值例子.     

Monte Carlo simulation for the estimation of iron in human whole blood and comparison with experimental data

Monte Carlo N-particle (MCNP) code has been used to simulate the transport of gamma photon rays of different energies (22, 31, 59.5 and 81 keV) to estimate the iron content in solutions. In this study, MCNP simulation results are compared with experiment and XCOM theoretical data. The simulation shows that the obtained results are in good agreement with experimental data, and better than the theoretical XCOM values. The study indicates that MCNP simulation is an excellent tool to estimate the iron concentration in the blood samples. The MCNP code can also be utilized to estimate other trace elements in the blood samples.     

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。     

Calculations of radioactivity and afterheat in the components of the CSNS target station

This paper shows the calculations of radioactivity and afterheat in the components of the China Spallation Neutron Source (CSNS) target station, with the Monte Carlo codes LAHET, MCNP4C and the multigroup code CINDER'90. These calculations provide essential data for the detailed design and maintenance of the CSNS target station.     

A multigroup approach to the non-linear extended boltzmann equation

Summary Following a procedure which is typical of linear (neutron) transport theory, a multigroup approach is proposed for the non-linear extended Boltzmann equation in the presence of removal, a background medium, an external source and an external force field. The relevant multigroup equations, corresponding to a discretization of the speed variable only, are derived and discussed, especially in connection with the so-called semi-discrete models recently introduced in kinetic theory.