蒙特卡罗临界计算全局计数问题新策略研究

基于一个裂变源分布对应香农熵序列的在线收敛性诊断方法,为提高全局计数整体效率的均匀裂变点算法将在首次激活迭代步和首次判断收敛迭代步的最大值之后启动.之后,整体精度指标将每隔固定迭代步数计算一次,一旦达到事先设定的精度标准,整个临界迭代计算将提前终止.这一判断过程将一直持续到事先设定的最大迭代步数为止.通过一个反应堆基准问题C5G7模型的计算表明上述新策略在合适的参数下有助于提高蒙特卡罗临界计算全局计数问题的整体效率.     

反应堆蒙特卡罗临界模拟中均匀裂变源算法的改进

在反应堆pin-by-pin精细建模及蒙特卡罗模拟计算研究中, 由于不同栅元的功率密度差异较大, 导致蒙特卡罗方法临界计算的样本在不同栅元之间的分配不均衡, 由此引起栅元内的各种计数的统计误差差异较大. 为使大部分栅元内计数的统计误差降至一个合理的水平, 单纯增加总样本已不是一个高效的解决方法. 通过在特定临界计算迭代算法的基础上改进并实现均匀裂变源算法的思想, 对大亚湾压水堆pin-by-pin模型取得了具有较高效率的数值结果. 本工作为具有自主知识产权的蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT最终达到反应堆pin-by-pin模型(包括一系列国际基准模型)的模拟性能要求提供了一个有效的工具.     

球壳型钚部件中子多重性测量点模型修正算法

针对中子多重性测量技术中点模型假设在军控核查情况下存在的局限性,为提高核查可靠度,研究点模型算法在武器级球壳型钚部件测量中的逻辑悖论,提出了点模型修正算法。在点模型算法中引入自发裂变中子和氧化物次生中子的二阶矩及三阶矩修正因子,获取了修正后的点模型公式。利用探测效率和门份额均为1的理想中子多重性探测器,结合蒙特卡罗模拟平台,研究了修正因子与球壳型钚部件质量、泄漏增殖因子的关系,并定量了该关系,提出利用迭代法求解修正后的点模型公式。结合蒙特卡罗方法对修正算法进行了数值验证,与点模型算法结果比较:修正算法能将质量偏差平均值从-4.70%降低至-0.70%,氧化物含量份额偏差平均值从11.45%降低至2.31%。     

蒙特卡罗粒子输运软件JMCT的网格计数功能设计与实现

基于蒙特卡罗输运的网格计数能够统计指定区域内密集的分布计数量.为实现JMCT统计局部计数量分布,设计并实现了JMCT网格计数功能,该功能支持三种正交几何（xyz直角几何、rθz柱几何、rθφ球几何）的均匀及不均匀剖分;介绍xyz直角几何网格计数的算法;基于大亚湾反应堆pin-by-pin模型、Venus模型以及ITER次临界包层模型等初步验证了网格计数功能;应用铀阵列模型,采用若干种网格剖分办法,在单机上对比测试了xyz直角几何下JMCT和MCNP5网格计数功能的串行性能,结果显示JMCT的计数时间较短,具有较高的效率.     

多物理耦合计算中动态输运问题高效蒙特卡罗模拟方法

多物理耦合计算在众多领域都有重要应用.如果其包含粒子输运过程,用蒙特卡罗方法模拟粒子输运常占据大部分的计算时间,因此多物理耦合计算中动态输运问题的高效蒙特卡罗模拟方法意义重大,其不可避免地依赖于大规模并行.基于动态输运问题的特点,本文提出了两种新方法:一是针对输运燃耗耦合计算的新型计数规约算法;二是动态输运计算样本数自适应算法.两种算法都能在保持计算结果基本不变的前提下使计算时间大幅减少,从而提高了效率.     

基于局部血管结构特征的眼底图像二级配准

提出了一种结合全局配准和局部配准技术的眼底图像二级配准算法,该算法采用4个相连的分叉点组成的局部血管结构来代替单独的分叉点作为配准特征,通过减少配对点集,提高了配准效率.同时针对非线性形变造成的局部配准偏移较大的问题,在全局配准基础上进一步采用局部配准技术,提升了配准的准确度.实验结果表明,该算法以很高的配准效率和准确度有效实现了眼底图像的配准.     

基于局部血管结构特征的眼底图像二级配准

提出了一种结合全局配准和局部配准技术的眼底图像二级配准算法,该算法采用4个相连的分叉点组成的局部血管结构来代替单独的分叉点作为配准特征,通过减少配对点集,提高了配准效率.同时针对非线性形变造成的局部配准偏移较大的问题,在全局配准基础上进一步采用局部配准技术,提升了配准的准确度.实验结果表明,该算法以很高的配准效率和准确度有效实现了眼底图像的配准.     

光子计数成像研究

从APD阵列的响应特性出发,利用随机点的统计学描述,建立了光子计数成像的一维点过程数学模型。通过对光子事件发生时间统计特性的描述,分析了光子密度、门控时间、雪崩光电二极管恢复时间等因素对光子计数成像质量的影响。并采用蒙特卡罗方法,对近红外波段不同光子密度条件下多种计数间隔的成像质量进行了仿真,给出了仿真结果。     

高温热辐射输运模拟的蒙特卡罗全局降方差方法

针对隐式蒙特卡罗方法模拟高温热辐射输运问题时存在的“辐射强度计算误差时间空间分布严重不均匀”现象,通过理论分析和数值模拟手段,找到决定误差大小的主要因素为“网格内的辐射径迹长度记录数”.据此提出“隐式蒙特卡罗全局降方差方法”并推导相应的计算公式.该方法主要包含如下3个关键技术:1)针对辐射输运蒙特卡罗模拟的自适应动态分配源粒子方法; 2)与自适应动态分配源粒子相匹配的动态权窗设计技术及粒子权无偏估计算法; 3)辐射强度的解析估计降方差方法.针对这3个关键技术,设计蒙特卡罗数值模拟方案,编写相应的数值模拟程序模块.典型辐射输运问题模拟结果显示:隐式蒙特卡罗全局降方差方法能够使网格辐射强度计算误差在整个时空范围内分布相对比较均匀,最大误差可控,计算效率提升10倍左右.新方法在激光惯性约束聚变的黑腔辐射输运模拟应用中取得了显著效果.     

LBM伪势MRT三维模型GPU并行计算的性能优化

格子Boltzmann方法伪势模型算法中的格点间计算未完全局部化,因此在并行计算时需要更多次的全局内存读写、使用更多数量的寄存器和线程同步操作,从而导致GPU并行计算效率下降.本文针对伪势模型并行计算的局限性,基于三维十五速格子结构的多松弛时间伪势模型,以气液相分离为算例,通过合并访问的方式提高全局内存的读写效率;并提出一种"定向转移"算法,提高格子边界格点获取邻居格点数据的效率;最后探索不同资源分配中各种因素对计算效率的影响,总结最优资源分配的方法.     

网格划分对裂变矩阵加速的影响

临界计算中,裂变矩阵加速方法能够有效地提高源收敛的速度。利用内、外迭代的观点对网格划分对裂变矩阵加速方法的影响进行了分析,并通过一个一维平板模型进行了模拟计算,指出随着网格的细分,加速效果越明显,但是考虑到方法的稳定性,一味地细分网格并不是很好的选择。为了解决这个问题,文章提出了基于网格变化的裂变矩阵加速方法,能够在不增加裂变矩阵阶数的同时起到和细分网格类似的效果,从而进一步提高裂变矩阵加速的效果,并使用数值实验进行了验证。     

基于线性核素链的燃耗算法与蒙特卡罗程序耦合计算

根据线性核素链原理和反应堆燃耗的特点,建立相应核数据库并采用回溯算法生成自适应核素链,完成核素的遍历和计算,形成多群点燃耗计算程序,能够独立进行燃耗计算并具有完整的输出结果形式。同时将所开发的燃耗计算程序与蒙特卡罗程序进行耦合,完成接口模块的设计,形成可用于研究堆和核电站的燃耗-输运耦合计算工具。将所开发的输运-耦合计算程序应用于中国实验快堆首炉堆芯燃耗的计算,将计算结果与现有设计数据进行比较。经过初步分析表明:新的燃耗计算程序能够精确计算锕系核素含量,包括易裂变核素和生成量很小的次锕系核素。对某些锕系核素如Pu241的计算结果还存在较大偏差,这需要对计算结果进一步分析,来确认偏差是来自计算过程还是相关的截面数据。整个燃耗-输运耦合计算系统对裂变产物的处理和反应性变化的计算也与现有的设计数据符合良好。     

Convergence properties of Monte Carlo functional expansion tallies

The functional expansion tally (FET) is a method for constructing functional estimates of unknown tally distributions via Monte Carlo simulation. This technique uses a Monte Carlo calculation to estimate expansion coefficients of the tally distribution with respect to a set of orthogonal basis functions. The rate at which the FET approximation converges to the true distribution as the expansion order is increased is developed. For sufficiently smooth distributions the FET is shown to converge faster, and achieve a lower residual error, than a histogram approximation.     

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.     

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.     

Calculation of Prompt Fission Neutron Lifetimes by the Monte Carlo Method

An algorithm for calculation of prompt fission neutron lifetimes in a nuclear reactor by the Monte Carlo method is described. Evaluation of the importance function is carried out with solution of the neutron transport equation without solving the adjoint equation. The results of the prompt neutron lifetime calculations performed within some critical experiments are presented and compared with the experimental results.     

Application of a fast proton dose calculation algorithm to a thorax geometry

Treatment planning in proton therapy requires the calculation of absorbed dose distributions on beam shaping components and the patient anatomy. Analytical pencil-beam dose algorithms commonly used are not always accurate enough. The Monte Carlo approach is more accurate but extremely computationally intensive. The Fast Dose Calculator, a track-repeating algorithm, has been proposed as an alternative fast and accurate dose calculation. In this work FDC is applied to a proton therapy patient thoracic anatomy.     

Sequential trans-dimensional Monte Carlo for range-dependent geoacoustic inversion

This paper develops a sequential trans-dimensional Monte Carlo algorithm for geoacoustic inversion in a strongly range-dependent environment. The algorithm applies advanced Markov chain Monte Carlo methods in combination with sequential techniques (particle filters) to carry out geoacoustic inversions for consecutive data sets acquired along a track. Changes in model parametrization along the track (e.g., number of sediment layers) are accounted for with trans-dimensional partition modeling, which intrinsically determines the amount of structure supported by the data information content. Challenging issues of rapid environmental change between consecutive data sets and high information content (peaked likelihood) are addressed by bridging distributions implemented using annealed importance sampling. This provides an efficient method to locate high-likelihood regions for new data which are distant and ∕ or disjoint from previous high-likelihood regions. The algorithm is applied to simulated reflection-coefficient data along a track, such as can be collected using a towed array close to the seabed. The simulated environment varies rapidly along the track, with changes in the number of layers, layer thicknesses, and geoacoustic parameters within layers. In addition, the seabed contains a geologic fault, where all layers are offset abruptly, and an erosional channel. Changes in noise level are also considered.     

基于蒙特卡罗正算输运的全局减方差方法

蒙特卡罗方法是当前形势下辐射屏蔽计算的首选分析工具。小概率深穿透问题则是屏蔽计算的关键与亟待解决的核心问题,需要使用有效的减方差技巧。针对全局问题,利用蒙特卡罗正算输运得到的粒子通量或探测响应来构建权重窗参数,将现有的粒子位置偏移拓展到位置和能量偏倚。利用国际屏蔽基准题进行测试验证,通过使用该方法,粒子被引导到模型的所有位置。平均相对误差降低到10%以下,几乎所有网格区域都有粒子统计。结果表明,基于蒙特卡罗正算输运的输运偏倚参数构建方法能够实现全局减方差。     

A benchmark comparison of Monte Carlo particle transport algorithms for binary stochastic mixtures

We numerically investigate the accuracy of two Monte Carlo algorithms originally proposed by Zimmerman [1] and Zimmerman and Adams [2] for particle transport through binary stochastic mixtures. We assess the accuracy of these algorithms using a standard suite of planar geometry incident angular flux benchmark problems and a new suite of interior source benchmark problems. In addition to comparisons of the ensemble-averaged leakage values, we compare the ensemble-averaged material scalar flux distributions. Both Monte Carlo transport algorithms robustly produce physically realistic scalar flux distributions for the benchmark transport problems examined. The base Monte Carlo algorithm reproduces the standard Levermore-Pomraning model [3] and [4] results. The improved Monte Carlo algorithm generally produces significantly more accurate leakage values and also significantly more accurate material scalar flux distributions. We also present deterministic atomic mix solutions of the benchmark problems for comparison with the benchmark and the Monte Carlo solutions. Both Monte Carlo algorithms are generally significantly more accurate than the atomic mix approximation for the benchmark suites examined.