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.     

求解中子动力学方程的加权蒙特卡罗方法

为了实现基于蒙特卡罗方法的中子动力学计算,在传统的直接蒙特卡罗动力学方法的基础上,提出了一种加权蒙特卡罗动力学方法。该方法通过引入粒子权重的概念,隐式考虑中子俘获反应和裂变反应过程中中子数目的变化,避免了模拟粒子的数目随时间的变化,降低了统计偏差,消除了程序计算过程中粒子的存库操作,提高了计算精度。基于单能点堆模型,开发了中子动力学计算程序NECP-Dandi,进行了大量数值验证与分析,包括无缓发中子、单组缓发中子、六组缓发中子、正阶跃反应性引入、负阶跃反应性引入、正脉冲反应性、负脉冲反应性和正线性反应性引入等情况。数值结果表明,相比于直接蒙特卡罗动力学方法,加权蒙特卡罗动力学方法在计算结果的精度和计算效率上有较为明显的改进,程序结构更为简洁。     

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。     

SSRF前端区锯齿墙束流孔洞中子屏蔽的蒙特卡罗估算

主要关于上海同步辐射装置(SSRF)储存环电子引发产生的韧致辐射和中子辐射的研究. 中子和光子经多种组合材 料(厚度在5cm～115cm之间)屏蔽后的剂量特征由蒙特卡罗代码MCNP和EGSnrc估算得到; 蒙特卡罗计算表明, 单一的材料如铅, 铁和聚乙烯对高能中子是无效的生物屏蔽材料, 而组合材料如铅或者铁加聚乙烯和铅或者铁加混凝土被认为是屏蔽高能中子很好的组合材料. 铅铁等高Z材料加点包含有氢的低Z材料如聚乙烯是同时屏蔽高能中子和韧致辐射的一种比较好的组合材料选择.     

(n,γ)反应实验研究中的中子屏蔽设计

用射线全吸收型装置(Gamma-ray Total Absorption Facility,GTAF),可以对中子俘获反应截面进行高精度测量。为了降低实验本底,实验中需要对源中子进行准直和屏蔽,还要对被样品散射的中子进行吸收以减少它们进入探测器后所形成的干扰。采用MCNP对中子的准直器、屏蔽体和中子吸收体进行了模拟设计,中子准直屏蔽体材料选用含硼聚乙烯(BC4 的质量分数为3%) 和铅。准直孔直径为13 mm,长度为500mm,经准直后样品处中子束斑坪顶直径为21 mm。中子吸收体材料选用聚乙烯和碳化硼,吸收体球壳内腔半径30 mm,聚乙烯壳层厚度60 mm,碳化硼壳层厚度10 mm,被样品散射的中子经吸收体后衰减93.7%。Neutron capture cross section can be measured by Gamma-ray Total Absorption Facility (GTAF) with high precision. To reduce the background of experiments, the neutron source must be collimated and shielded, and the neutrons scattered from the sample must be absorbed to minimise interference after they go into the detector. The shield, collimator and absorber were simulated and designed with MCNP code. Boron-ontainingpolyethylene with 3% BC4 and lead are used as the materials for the neutron collimator and shield. The diameter of the collimating aperture is 13 mm, and the length of the collimator is 500 mm. After being collimated, the diameter of neutron beam plateau at the sample position is 21 mm. The neutron absorber is made of polyethylene and BC4, and the thickness of polyethylene shell and BC4 shell are 60 and 10 mm, respectively. The simulated result shows that neutrons scattered from the sample can decay 93.7% through the neutron absorber.     

非线性中子输运问题的蒙特卡罗模拟

针对考虑中子之间相互碰撞的非线性中子输运方程,提出一种线性化近似处理方法,导出相应的积分输运方程,利用蒙特卡罗方法求解此方程,数值实验表明算法的有效性,为研究超高能中子产生与输运问题提供了必要的模拟工具.     

铝基碳化硼材料中子屏蔽性能的蒙特卡罗模拟

采用蒙特卡罗方法, 运用MCNP4C程序研究了碳化硼含量20%–40%、中子能量200 eV–15 keV、材料厚度0.3–2 cm对B₄C/Al复合材料中子屏蔽性能的影响. 结果表明: 碳化硼含量与中子透射系数呈一次线性下降关系; 同含量的碳化硼, B₄C/Al材料的中子屏蔽效果要大大优于聚乙烯碳化硼材料; 在等厚度条件下, 模拟试样B20等的中子屏蔽效果要优于水、铜、混凝土等常规屏蔽材料; 材料厚度与中子透射系数呈指数下降关系, 且单位厚度的增加对中子透射系数改变很大; 含硼量对热中子透射系数影响很大; 在热中子能区, 中子每单位能量的变化对中子透射系数改变较大; 在慢中子能区, 中子每单位能量的变化对中子透射系数改变很小. 关键词： 中子透射系数 蒙特卡罗 铝基复合材料 碳化硼     

基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序

应用蒙特卡罗方法求解几何因子,基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序使用C++语言编写,可用于任意位姿的各种尺寸的圆面探测器对圆面源几何因子的计算。该程序使用了方差减小技巧。通过与国际通用蒙特卡罗计算程序(MCNP5)的计算结果对比,该方法具有结果准确(误差较小)、计算速度快、使用方便等优点。最终使用该程序计算几何因子,与实验数据进行对比,成功验证了中子深度分布分析(NDP)能谱测量系统探测器位姿的准确性(误差5%以内),并对其移动位置进行修正,发现电机移动20mm大约会产生1mm的误差。     

基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序

应用蒙特卡罗方法求解几何因子,基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序使用C++语言编写,可用于任意位姿的各种尺寸的圆面探测器对圆面源几何因子的计算。该程序使用了方差减小技巧。通过与国际通用蒙特卡罗计算程序（MCNP5）的计算结果对比,该方法具有结果准确（误差较小）、计算速度快、使用方便等优点。最终使用该程序计算几何因子,与实验数据进行对比,成功验证了中子深度分布分析（NDP）能谱测量系统探测器位姿的准确性（误差5%以内）,并对其移动位置进行修正,发现电机移动20 mm大约会产生1 mm的误差。     

基于蒙特卡罗的小尺度参考辐射装置屏蔽研究

针对移动式小尺度参考辐射（MRR）装置（移动式校准装置）,在进行射线辐射剂量测量的仪器仪表标定或刻度时,应满足其辐射屏蔽安全限值5 Sv/h的屏蔽技术要求,采用蒙特卡罗输运程序MCNP,开展了移动式小尺度参考辐射装置表面剂量场屏蔽的模拟计算和研究分析工作。研究结果表明,通过MCNP模拟的屏蔽设计方法可以详尽反映MRR装置各个表面的剂量分布特征和规律,实现移动式小尺度参考辐射装置屏蔽设计,采用的铅钢材料复合屏蔽方案能够保证装置硬度且显著地减轻屏蔽体的重量,最终获取的优化MRR屏蔽箱体重量约为271.9 kg。     

血液中Na活化放射性测量的蒙特卡罗模拟

针对超临界事故中人体受到中子辐照后感生的24Na活度测量,采用MCNP软件建立蒙特卡罗模拟模型,分别模拟不同类型NaI探测器对24Na衰变的两条射线全能峰的探测效率和塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线总计数的探测器效率。模拟结果表明:井型NaI探测器与圆柱型相比,24Na衰变的1.38 MeV和2.76 MeV 射线全能峰探测效率分别提高了4.30倍和4.11倍;塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线的探测效率是NaI探测器对24Na 射线的探测效率的1.72倍;同时粗略计算了探测器计数与人体所受中子辐照剂量之间的关系。     

血液中Na活化放射性测量的蒙特卡罗模拟

针对超临界事故中人体受到中子辐照后感生的24Na活度测量,采用MCNP软件建立蒙特卡罗模拟模型,分别模拟不同类型NaI探测器对24Na衰变的两条射线全能峰的探测效率和塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线总计数的探测器效率。模拟结果表明：井型NaI探测器与圆柱型相比,24Na衰变的1.38 MeV和2.76 MeV 射线全能峰探测效率分别提高了4.30倍和4.11倍;塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线的探测效率是NaI探测器对24Na 射线的探测效率的1.72倍;同时粗略计算了探测器计数与人体所受中子辐照剂量之间的关系。     

Fully parallel code for Monte Carlo simulation

We present a fully parallel version of Monte Carlo simulation of the Ising model using the Metropolis algorithm. In the 3-dimensional version the performance can be enhanced by a factor >20 in 16-bit word processors relative to other multispin codes. This factor could be further increased if implemented in 64-bit word computers.     

蒙特卡罗输运模拟软件JMCT的深穿透屏蔽计算

核设施辐射屏蔽计算,由于其大规模计算及深穿透等特性,一直是蒙特卡罗方法工程应用的难点之一。采用我国自主研发的三维中子-光子蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT,结合可视化建模工具JLAMT,对OECD国际基准例题Winfrith Iron/Water Benchmark Experiment(ASPIS)两例实验装置进行建模与计算分析, 并将计算结果与实验值及MCNP计算值进行对比。结果表明,JMCT计算值与MCNP计算值符合较好,其中Winfrith Iron Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差不超过7%,平均偏差1.3%;Winfrith Water Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差小于20%,平均偏差小于10%,证明了JMCT在屏蔽计算以及深穿透问题的可靠性与工程应用性。     

电子加速器屏蔽室空间散射的蒙特卡罗计算

为解决电子直线加速器屏蔽室的空间散射计算相关问题,采用蒙特卡罗程序MCNP4B进行模拟,使用分步计算的方法,结合分裂和轮盘赌技巧,计算出9MeV驻波直线加速器运行时的空间散射剂量率大小.并实际测量了加速器运行时屏蔽室周围距地面上方1m处的空间散射剂量分布.将计算得到的结果、计算空间散射的经验公式结果和实际测量的结果三者进行了比较分析.结果表明:蒙特卡罗方法计算值比较符合实际测量值,经验公式计算值则存在一定的偏差.