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.     

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.     

基于MCNP计算结果的快速物理插值方法（英）

在核辐射科学研究中经常使用MCNP蒙卡计算程序,但其计算结果只是给定位置的物理量。为了快速获得计算点附近的感兴趣位置处的值,本研究建立了一种3点插值计算方法。首先分析了粒子在材料中输运的物理规律,给出了满足3点插值的空间范围,建立了插值计算模型。然后利用距离平方反比权重法,结合粒子衰减规律,推导了插值计算公式。最后设计了计算机程序,并用X射线屏蔽后注量的MCNP计算结果进行验证。通过和直接采用的距离平方反比权重法和克里金插值法对比,考虑物理作用机制的该计算方法精度更高,且误差在10%以内。     

基于MCNP计算结果的快速物理插值方法（英）

在核辐射科学研究中经常使用MCNP蒙卡计算程序,但其计算结果只是给定位置的物理量。为了快速获得计算点附近的感兴趣位置处的值,本研究建立了一种3点插值计算方法。首先分析了粒子在材料中输运的物理规律,给出了满足3点插值的空间范围,建立了插值计算模型。然后利用距离平方反比权重法,结合粒子衰减规律,推导了插值计算公式。最后设计了计算机程序,并用X射线屏蔽后注量的MCNP计算结果进行验证。通过和直接采用的距离平方反比权重法和克里金插值法对比,考虑物理作用机制的该计算方法精度更高,且误差在10%以内。     

γ辐射多层组合屏蔽的蒙特卡罗方法模拟及其论证

应用蒙特卡罗（MC）方法通用软件(MCNP4B程序)建立多层组合模型, 模拟计算了γ辐射非均匀屏蔽的问题, 比较研究各种组合方法以确定最佳的方案。 同时对模拟结果与理论计算、 实验测量三者进行综合分析, 说明了三者结论的一致性, 也说明了用MC方法来模拟非均匀屏蔽的可行性和多层组合屏蔽设计的实际意义。 In this paper, the multi layer model was established to calculate γ radiation non uniform shielding problem, and various combinations of methods were investigated to determine the optimal option. At the same time, the comprehensive analysis of the simulation results, the theoretical calculation and the experimental measurements show that the consistency among them. Practical significance is also shown that the application of Monte Carlo method to simulate the non uniform shielding feasibility and multi layer shielding design.     

基于蒙特卡罗方法的中子屏蔽材料设计

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍（Am-Be）中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子（慢中子、中能中子、快中子）具有的不同屏蔽性能。研究发现：B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。     

蒙特卡罗方法及应用

介绍蒙特卡罗方法的基本原理及其在计算物理中的应用。     

蒙特卡罗临界计算全局计数效率新算法研究

为提高蒙特卡罗临界计算时全局计数的整体效率, 对比分析了新提出的均匀计数密度算法、均匀径迹数密度算法和原有的均匀裂变点算法. 以大亚湾核反应堆pin-by-pin模型的全局体平均通量计数和中子沉积能计数为例, 前两种算法较均匀裂变点算法都获得了整体效率的提高. 上述算法已经在自主开发的并行蒙特卡罗输运程序JMCT上予以实现.     

基于MCNP多群伴随计算与正算分析的比较

为研究MCNP伴随计算与正算的一致性及其差异, 利用3个模型作为算例进行比较计算, 并对其结果进行分析。 模型I的计算结果表明, 伴随计算与正算结果基本一致, 而且伴随计算的FOM值大约为正算的2倍左右; 模型Ⅱ研究了伴随计算对不同材料的适用性, 结果显示, 在散射截面较大的情况下, 伴随计算的通量与正算通量的差异在20%左右, 而且正算的FOM值比伴随计算的大; 模型Ⅲ研究了伴随在产生重要函数中的应用, 并与权窗进行比较, 经分析, 虽然它们产生重要函数的机制不同, 但所得函数的性质基本相同, 而且使用伴随重要函数的FOM值大约是使用权窗的1.5倍。 In order to investigate the agreement and difference between adjoint and forward calculations with Monte Carlo method, three models have been simulated, and the calculated results are compared and analyzed. First, the comparison shows that the calculated results of the adjoint calculation are basically consistent with those of the forward calculation in modelⅠ. The FOM value of adjoint calculation is about two times of the value of forward calculation. Second, it is investigated with modelⅡ that the applicability of the adjoint calculation for the different materials, and the results show that the difference is about 20% for the case of strong scattering between the adjoint calculation and forward calculation. The FOM value of the forward calculation is larger than that of the adjoint calculation. Finally, the important function is generated by the adjoint calculation in model Ⅲ, and the results are compared with ones of the weight window game. Although their important functions are produced by different mechanisms, the values of functions are in agreement with each other, and the FOM value of ajoint calculation is about 1.5 times of the value from the weight windows.     

外场可更换模块体系下测试性验证试验发展研究

以外场可更换模块(LRM)为基本组成单元的综合模块化系统已成为现代军用装备电子系统的发展趋势。LRM是装备二级维修保障体系的关键技术之一,其测试性是实施装备二级维修保障体系的关键因素,在LRM的生产定型阶段对其进行测试性验证试验具有很大必要性。目前国内外并没有专门针对LRM体系的测试性验证试验研究。文中对LRM体系下测试性验证试验实施的相关技术研究现状进行了总结,指出了LRM在电气和机械方面的特性对LRM体系下进行测试性验证试验造成的不利影响,并对这一领域进一步研究的关键技术和发展方向进行了展望。     

碳纳米管晶格振动模及拉曼光谱的研究进展

本文介绍了碳纳米管的结构特征和晶格振动模的理论研究 ,综述了不同方法生长的多壁碳纳米管和单壁碳纳米管拉曼光谱的研究进展。另外 ,还简单描述了单壁碳纳米管的应用前景     

单圈绝对式码盘编码方法的研究

通过对传统绝对式码盘编码方法原理的研究,提出了一种新型的编码方法--单圈绝对式编码方式.根据设计的码盘位数,运用VC语言进行可视化编程,得出角度位置和编码一一对应的编码.该图形简单,制作方便,易于提高准确度和实现编码器的小型化,克服传统绝对式码盘码道数过多、结构复杂、刻划难度大、编码准确度低等缺点,为进一步研制单圈绝对式编码器提供了理论依据和技术支持.     

MCNP/MCNPX几何栅元划分方法对精确放疗剂量计算的影响研究

复杂几何模型的建立是Monte Carlo粒子输运程序MCNP／MCNPX在放疗领域广泛应用的关键与难点,发展了基于医学CT影像的MCNP／MCNPX自动建模软件,提出并实现了3种几何栅元划分的方法。根据临床实例数据,分别建立了3种MCNP几何模型。在此基础上,研究分析了3种几何栅元划分方法及重复结构描述方法对计算结果的影响,为MCNP／MCNPX在放疗中的应用提供基础。The key problem for the application of the Monte Carlo particle transport code MCNP/MCNPX in radiotherapy is the creation of complex geometrical model. To handle this problem, a software has been developed to automatically create MCNP/MCNPX geometrical model based on the CT images, and three geometric cell treatment schemes were proposed and implemented in this software. In this work, three MCNP models are created, and calculations are performed to investigate the effect of those cell treatment schemes and repeated structure technique on the calculation results.     

MCNP-FISPACT耦合燃耗计算程序开发与测试

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP 处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP 和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA 基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。