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。     

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。     

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。     

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.     

基于Geant4的反应堆临界及动态计算方法

Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。     

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。     

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。     

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     

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。     

蒙特卡罗粒子输运程序JMCT研制

介绍了具有自主知识产权的蒙特卡罗(MC)粒子输运程序JMCT的初步研制成果。JMCT基于三维组合几何支撑软件框架JCOGIN,采用模块化,分成多层管理结构,可处理多群碰撞和连续能量碰撞,可进行粒子并行和区域分解并行两种并行方法,并具有良好的可扩展性和高速通信技术,同时配有可视化建模前处理软件。介绍了JMCT采用的多群物质碰撞机制,展示了程序模拟计算测试模型的结果,与MCNP程序计算结果一致。JMCT串行计算速度相比MCNP提高了约3 倍;在20 480个处理器核上模拟2109样本,并行效率可达70%。     

基于通用型耦合方法蒙特卡罗核热耦合

在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块 RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上,研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比,该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件,利用重复结构热工反馈栅元展开技术,可以实现物理-热工大规模几何模型的快速内部对应,突破了以往核热耦合程序通用性的限制;截面更新方面,采用在线多普勒展宽法（OTF）实现温度对中子截面的反馈作用。该方法只需加载0 K的截面库,可以降低对计算机内存的需求,提高计算效率。以单棒及典型压水堆PWR1717组件为例,对核热耦合过程进行了稳态模拟分析,结果证明了内耦合方法的可行性、正确性及高效性。     

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.     

Calculation of the reactor neutron time of flight spectrum by convolution technique

It is a very complex and time-consuming process to simulate the nuclear reactor neutron spectrum from the reactor core to the export channel by applying a Monte Carlo program. This paper presents a new method to calculate the neutron spectrum by using the convolution technique which considers the channel transportation as a linear system and the transportation scattering as the response function. It also applies Monte Carlo Neutron and Photon Transport Code （MCNP） to simulate the response function numerically. With the application of convolution technique to calculate the spectrum distribution from the core to the channel, the process is then much more convenient only with the simple numerical integral numeration. This saves computer time and reduces some trouble in re-writing of the MCNP program.     

Analysis of diffuse scattering of single crystals using monte carlo methods

While conventional crystal structure analysis using Bragg intensities reveals only information about the average structure of the crystal, diffuse scattering contains additional information about the disorder, i.e. departure from the average structure, of the studied material. Two different approaches to the analysis of diffuse scattering based on Monte Carlo methods are described in this paper: the direct Monte Carlo (MC) simulation technique and the Reverse Monte Carlo (RMC) method. The MC method requires the construction of a model for the disorder based on physical and chemical considerations and the selection of a set of near-neighbour interactions. The given model is realized by minimizing the total energy of the crystal via MC simulations. Next, the corresponding diffraction pattern is calculated and compared with the experimental data. By adjusting the near-neighbour interaction and repeating the process, a qualitative “match” between observed and calculated diffuse scattering is obtained. In contrast, the RMC method minimizes the difference between observed and calculated diffuse scattering intensities directly. This method leads to one real space structure consistent with the observed diffuse scattering but does not automatically result in a chemically sensible structure or further insight into the particular disorder problem.

The first example given in this paper demonstrates the viability of the RMC method by refining diffuse scattering data calculated from simulated structures with known disorder parameters. These structures were generated using the MC technique. As a second example MC and RMC simulations of the diffuse scattering of stabilized zirconias (CSZ) are shown, modelling occupational disorder as well as displacements.     

基于区域分解的CTF全堆子通道热工计算研究

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模，由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术，进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算，采用193个核并行计算，耗时268 s，得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数，验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性，为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。     

瞬发中子密度衰减法计算中子代时间

采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减,基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下,研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明:采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时,微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小;误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。     

MIRD体模肺部γ内污染探测效率分布的蒙特卡罗模拟

运用MCNP5程序,建立了基于MIRD数字体模的肺部γ内污染模型以及NaI(Tl)探测器模型,模拟计算了NaI(Tl)探测器对基于MIRD数字体模的肺部γ内污染的探测效率,获得了在多种空间位置上对沉积在肺部的9 种能量 射线的探测效率。模拟结果表明,在不同位置的探测效率并不完全符合人体肺部的解剖学结构,在右下肺位置可获得最高的探测效率,左下肺次之,左上肺最低。在探测器位置固定的情况下,探测效率随能量的增加,有先增高后降低的现象。In order to obtain detection efficiencies of nine kinds of gamma rays emitted by isotopes deposited in lungs at various measurement geometry, Monte Carlo N-Particle Transport Code 5 (MCNP5) has been employed to for calculation. The results show that the detection efficiency in different locations of lung is not completely accord with human body’s anatomy structure. The efficiency decreases gradually from lower-right lung, to lowerleft lung, and then to upper-left lung. When the location of detector is fixed, with the increase of energy, thedetection efficiency rises up firstly and then falls down.     

蒙特卡罗计算在中子残余应力谱仪屏蔽优化设计中的应用

在反应堆上进行中子残余应力谱仪(RSND)的建设工程中,生物屏蔽是降低谱仪测量本底,保证工作人员安全的主要技术手段。为了对屏蔽系统进行优化设计,采用蒙特卡罗方法对其进行模拟计算。采用McStas和MCNP5两种计算程序,理论分析提高计算效率的方法和技巧,并分三步进行谱仪辐射场的计算。首先用McStas程序模拟热中子在导管中的输运过程,然后用MCNP程序计算了屏蔽块之间接合处的拼缝对谱仪辐射场的影响,最后建立整个谱仪屏蔽系统的MCNP模型,并进行计算。将经过用影响因素修正后的计算结果与现场剂量仪实测值进行比较,结果表明二者在允许的误差范围内基本一致。     

MCNP5在固态燃料熔盐堆功率分布计算的应用

采用蒙特卡罗输运程序MCNP5对固态燃料熔盐实验堆(TMSR-SF1)能量沉积比例及功率分布进行了计算分析。针对MCNP5不能处理缓发β及缓发γ的能量沉积问题进行了类比等效处理。对固态燃料熔盐实验堆在寿期初、寿期中、寿期末相应的能量沉积比例及功率分布进行了研究。通过计算发现,固态燃料熔盐实验堆内燃料球相比于压水堆棒状燃料元件(95%~97%左右)而言,能量沉积比例有所偏小,约为93%。同时,由于堆芯功率分布均匀,功率峰因子较小(约1.5),堆芯安全性较好。