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-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。     

利用光核反应对激光等离子体中超热电子温度诊断的理论研究

超短超强激光与等离子体相互作用可以产生高能的超热电子, 利用光核反应的方法可以对这部分超热电子的温度进行诊断. 本文通过粒子输运程序(MCNP), 模拟了超热电子通过轫致辐射产生γ 光子, γ 光子再分别与⁶³Cu, ¹⁰⁷Ag, ¹²C等活化材料发生光核反应的物理模型, 并根据核素的活化截面数据, 计算了不同活化片的放射性活度, 得到了¹¹C/⁶²Cu, ¹¹C/¹⁰⁶Ag活度比与电子温度关系曲线, 采用理论模拟的方法实现了激光等离子体产生的超热电子的温度诊断. 关键词： 超热电子 轫致辐射光子 光核反应 MCNP程序     

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。     

基于临床实例的影响蒙特卡罗程序MCNP计算精度和速度的若干参数模拟研究

蒙特卡罗方法是目前最精确的剂量计算方法,但其较长的模拟时间阻碍了它在临床治疗中的应用。基于蒙特卡罗程序MCNP4c,针对一临床头部病例,探讨了记数方法、电子和光子截断能、光子产生次级电子参数ENUM对计算速度和精度的影响,给出了在保证一定精度前提下的最佳计算模式,以获得计算速度的有效提升。Monte its long simulation and photons, and investigated based Carlo method is regarded as the most accurate method for dose calculation at present, whereas time hinders its clinic application. The effects of the tally method, the cut-off energy of electrons the secondary electron number parameter ENUM on precision and speed of MCNP4c have been on a clinical case to seek for a relatively optimum calculation mode.     

自适应截断方法在光子电子能量沉积计算中的应用

在光子与电子沉积能的数值计算中,电子截断能的高低显著地影响计算效率与精度.关于电子截断能的选取,目前没有统一的标准.给出一种根据网格尺度、网格材料与电子位置自适应确定电子截断能的方法.自适应截断方法以电子在网格中的剩余总行程小于其到网格界面的最短距离作为截断条件.同MCNP程序自带的CUT方式相比,自适应方法的计算精度与效率更高.最重要的是,对任意能量、网格尺寸的模型,自适应方法均可胜任,完全无需人为判断.     

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。     

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。     

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。     

X射线光子在固体中空间密度分布的蒙特卡罗模拟计算软件

基于作者发展的物理模型和计算方法,编制了计算固体中X射线光子的空间密度分布的软件。该程序可模拟keV能量的电子束在固体中的散射过程和X射线光子的激发,定量给出X光光子的空间密度分布和包含不同比例光子数的空间范围。这对电子显微学的定量研究是很有意义的。     

基于FLUKA计算压力容器快中子注量的可行性研究

基于知识产权的考虑,通过与蒙特卡罗程序MCNP计算结果比对,研究使用FLUKA程序替代MCNP程序进行反应堆压力容器快中子注量计算的可行性。通过修改和调用子程序对次级粒子堆栈进行操作,解决了关闭裂变中子这一关键问题,FLUKA程序的计算结果与MCNP程序的计算结果相对偏差在5%以内,符合得较好,证明使用FLUKA程序替代MCNP程序用于计算反应堆压力容器快中子注量在技术上是可行的。     

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。     

γ射线探测器响应函数的JMCT模拟计算

采用自主研发的JMCT软件,模拟计算了射线在NaI闪烁探测器中的响应函数。JMCT模拟计算了探测过程中所有的、完整的光子-电子耦合输运过程。其模拟计算的射线能量沉积谱、探测器响应函数,与MCNP的计算结果符合得非常好,与Berger解析法计算的结果也基本符合,表明JMCT软件可以在探测器响应函数方面得到满意的结果,JMCT将在实验核物理、核分析技术应用等方面发挥越来越重要的作用。     

MCNP程序在核技术中的应用研究

叙述了MCNP,所程序在核临界计算、核保障技术和中子慢化实验装置模拟等方面的成功应用以及为此所做的进一步开发工作.对MCNP的进一步开发做了简要讨论.     

蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序MCAM在ITER核分析建模中的应用

国际热核试验堆（ITER）核分析的主要计算工具是三维蒙特卡罗输运程序MCNP。MCAM（MCNP Auto-Modeling system）作为MCNP自动建模与可视化软件,其主要功能是CAD模型与MCNP计算模型之间的数据交互。一方面MCAM可将通用格式的CAD模型转换成MCNP计算模型,另一方面作为一个可视化工具,它可以以CAD模型的方式显示MCNP计算模型中几何及材料等相关信息。主要介绍利用MCAM对ITER三维MCNP模型的改进,主要包括:包层模块的重建和内包层几何细化;模型环向角度从20°到40°的扩展。In order to conduct nuclear analyses on neutronics issues for ITER （International Thermonuclear Experimental Reactor）, a standard three-dimensional model of the ITER reactor is being developed. The complex nuclearanalyses are conducted by MCNP/4C in three dimensions. MCAM （MCNP Auto-Modeling system） , as an implementation of the interface code between modern CAD system and MCNP, is a modeling and visualization tool which can convert a CAD model to neutronics model for MCNP and vice versa. This paper presents the application of MCAM to modify ITER 3-D neutronics model, which include blanket segmentation update, incorporation of fine structures of inboard blanket and the model extension from 20° to 40° in toroidal direction     

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.     

强流电子束轫致辐射复合薄靶设计

针对目前脉冲硬X射线源能谱硬、辐照面积小、辐射场电子份额高无法开展系统电磁脉冲效应实验研究的技术难题,提出了采用复合薄靶软化脉冲硬X射线能谱、降低电子份额的方法。采用MCNP程序数值模拟了电子和光子在不同材料中的输运规律,分析了复合靶结构和材料厚度对X射线能谱、电子份额的影响。以闪光二号加速器为电子束源,设计了复合薄靶、X射线窗。实验得到的X射线参数:平均能量121 keV;均匀性2∶1情况下,700 cm2平均剂量40 rad（Si）,500 cm2平均剂量170 rad（Si）;光子数与电子数的比值大于103,可以开展系统电磁脉冲效应初步实验研究。     

Cd+离子5s2S1/2→5p2P3/2电子碰撞激发截面和退激辐射光子极化度的理论研究

本文采用全相对论扭曲波方法计算了Cd⁺离子5s²S_1/2 → 5p²P_3/2电子碰撞激发总截面、磁能级的激发截面以及退激辐射光子极化度. 详细讨论了电子关联效应对激发截面以及退激辐射光子极化度的影响. 我们发现, 在低能碰撞部分(<10 eV), Core-价关联对电子碰撞激发截面的贡献非常重要, 与不考虑Core-价关联的结果相比, Core-价关联的计算结果使得激发截面降低了1/2到2/3; 在高能碰撞部分(>80 eV), Core-价关联的贡献不是非常明显, 但与不考虑Core-价关联的结果相比, 其激发截面也降低了15%. 然而, 对于退激辐射光子极化度, Core-价关联的贡献非常小, 其影响是可以忽略的.     

模体厚度对MC程序计算速度与效率的影响研究

基于蒙特卡罗(MC)程序MCNP4c, DOSXYZnrc, DOSRZnrc 和DPM, 考察了模体厚度变化对MC程序计算速度和MC效率的影响, 发现模体的厚度变化对不同MC程序速度提升的影响差异较大, 其中DOSXYZnrc 提升最多, DOSRZnrc提升最小。 从MC效率方面来讲, DPM和DOSRZnrc具有明显的优势。 就4个程序而言, 薄模体均表现出一定的MC 效率优势。 从MC 效率提升角度来看, MCNP4c, DOSXYZnrc和DOSRZnrc表现出一定的相似性, 而DPM相对低些。 也对DOSRZnrc异常的统计不确定性特征、 速度提升进行了研究, 发现其内部植入的光子强迫方差减小技巧在降低体元统计不确定性的同时, 也削弱了薄模体的速度优势。 但是由于显著影响了方差, 所以总体来讲, 仍然提高了DOSRZnrc薄模体的MC 模拟效率。     

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。