邮件辐照系统屏蔽的Monte Carlo计算

为评价电子束邮件辐照系统的屏蔽设计,采用Monte Carlo程序包EGSWIN系统以及MCNP4C,对屏蔽计算的方法进行了研究。针对深穿透问题,提出了等效算法。利用EGSWIN对电子束打铝板所产生韧致辐射的能谱、方向和强度进行计算,给出等效光子源。引入指数变换和权重窗的减方差技术,用MCNP4C对屏蔽结构进行了模拟,在较短的时间内以较高的精度得出结果。通过与经验公式计算以及实验结果的比较,验证了所采用方法的正确性。     

光子空气散射基准问题的Monte Carlo模拟

用并行化的MCNP(Monte Carlo N-particle)程序模拟了美国堪萨斯州立大学1977的光子散射实验基准问题。针对不加顶盖屏蔽层的情况,对问题的几何和材料进行了详细的描述,模拟了地面、水泥柱壳屏蔽体和小车的散射。由于问题并不是完全轴对称的,因而采用的是点探测器估计,用100个处理器模拟了1亿个样本,给出了计算结果和实验值的对比,模拟结果和试验结果存在一些差别,但趋势相同。同时,用指向概率法的MCCO程序与MCNP进行了比较。模拟中还考虑了加重要性和不加重要性对计算效率的影响。     

医用加速器场所中子和感生γ光子剂量当量的计算分析

医用高能加速器在广泛应用的同时,也存在着相关的辐射屏蔽问题,特别是迷宫内剂量的快速估算。该文对当前典型的迷宫内中子及感生γ光子剂量当量的计算方法进行了汇总,将其应用于多折迷宫的计算案例中,并与基于MCNP(Monte Carlo N-particle transport code)的Monte Carlo模拟值进行对比。结果表明:这些计算方法基本能够较为精确的估算迷道内不同点的中子和感生γ光子剂量当量,与Monte Carlo模拟值的偏差在1个数量级以内,但可能会低于模拟值。在实际应用中,可通过乘以安全系数以防止剂量低估。     

中子时间常数的Monte Carlo计算方法

为了研究核装置内中子密度随时间的瞬态变化规律,在Monte Carlo程序DSMC(dynamic system Monte Carlo)的基础上发展了一种新的计算核装置中子时间常数方法,该方法先求得本征分布源,然后求中子时间常数。通过与MCNP(Monte Carlo N-particle)程序计算α本征值的方法及两个模型的计算结果比对分析发现:在超临界和临界情况下两者结果一致;在较深次临界情况下,新方法克服了MCNP程序方法的不足,计算结果更为可靠,特别是在MCNP4C不能顺利完成计算的情况下,新方法依然有效。     

闪光照相中的权重抽样法

为了更好地解决闪光照相深穿透中粒子碰撞位置而带来的大记录问题,提出了权重抽样法。该方法根据X光衰减特性,结合粒子输运的权重因子方法和Monte Carlo随机抽样方法,有效地降低了深穿透问题中深穿透区粒子碰撞几率的涨落。将此方法应用到MCNP(Monte Carlo N-particle)中,减小了与解析计算结果的误差,提高了累积因子的计算精度。     

BNCT物理剂量Monte Carlo程序系统——MCDB及算法

硼中子俘获治疗(BNCT,boron neutron capture therapy)规划软件系统MCDB(Monte Carlo dosimetry inbrain),包括医学前处理、Monte Carlo物理剂量计算和后处理。采用中心点方法确定网格的材料和密度,并自动生成Monte Carlo输入文件。MCDB借鉴并发展了一套网格几何下的快速粒子径迹算法,取得了与MCNP程序一致的剂量计算结果,计算速度较MCNP程序提高2.7~3.5倍。MCDB可进行并行计算,具有线性加速比,能够满足BNCT临床对计算时间和精度的要求。     

含肿瘤BNCT网格模型的Monte Carlo剂量计算

根据Snyder解析模型建立了一个含有肿瘤的BNCT(硼中子俘获治疗)-4 mm网格模型,应用MCNP(Monte Carlo N-particle)程序进行模拟计算,并对结果进行了物理分析;使用新研制的MCDB(Monte Carlodosimetry in brain)程序对Snyder加肿瘤模型进行了模拟,得到和MCNP程序几乎完全一致的结果,验证了MCDB程序的正确性,由于MCDB采用了适合均匀网格的快速粒子径迹算法,因而提高了计算速度,较MCNP节省了36%的模拟时间。     

蒙特卡罗方法用于研究堆的屏蔽计算

为解决研究堆的屏蔽计算问题 ,讨论了应用 MonteCarlo方法的 MCNP程序进行反应堆的屏蔽计算 ,引入了结合抽样技术的 MCNP分步计算的方法。该方法特别适用于计算物理模型比较大 ,屏蔽层比较厚 ,粒子的穿透距离比较长的问题。在这一类的问题中 ,单步计算根本无法计算出结果 ,利用分步计算和抽样技术则能在较短的时间内以较高的精度 (统计误差小于 10 % )得出结果。结合抽样技术的MCNP分步计算方法能够很好地解决深穿透问题     

MCNP在惯性约束聚变核探测中的初步应用

随着惯性约束聚变的发展,对聚变产物特别是中子探测的定量分析变得非常重要。采用三维Monte Carlo输运程序MCNP(Monte Carlo N-particle),对不同铅屏蔽厚度下探测器的DT中子相对灵敏度,和中子半影成像的数值模拟进行了一定的研究。结果显示,相对灵敏度的模拟与实验结果符合得很好,而中子成像模拟能为惯性约束聚变物理实验的开展提供指导。     

新型3D合金屏蔽效能的MCNP模拟

用Monte Carlo程序(MCNP)模拟研究不同掺杂组分与不同掺杂质量分数合金对低能X射线谱的屏蔽效能. 模拟结果表明： 合金的屏蔽效能与掺杂组分原子序数呈正相关, 与掺杂质量分数呈正相关（ΔZ>0）或负相关（ΔZ<0）； ΔZ绝对值越大, 合金的屏蔽效能变化越大, 且变化幅度与掺杂质量分数呈正相关； TaW合金的屏蔽效能最好, 掺杂质量分数的变化对其屏蔽性能影响最小； 在低能能谱范围内, 不同能量X射线透射率的MCNP模拟结果与实验结果基本一致.     

MCNP源程序修改及应用

MCNP程序是一个大型多功能蒙特卡罗计算程序,它适应于核科学和工程方面的多种课题.虽然MCNP程序的通用性很强,可以满足大多数的实际应用,但针对一些特殊的应用还是需要用户对源程序进行修改并重新编译.目前,大多数MCNP程序用户对如何修改和编译源程序了解得比较少,与之相应的文献资料也很少见.有鉴于此,本文对该问题进行了总结并对如何处理作了详细的介绍,目的是为用户更好的理解程序构成、提高对程序的应用能力提供帮助.     

14 MeV中子照相中CCD芯片的屏蔽计算

快中子照相实验中,电荷耦合装置(CCD)是重要的成像器件。快中子辐射不仅会减少CCD的使用寿命,而且会对快中子图像带来影响,因此必须对CCD芯片进行有效的屏蔽,减少快中子辐射对芯片的损伤。该文利用MCNP/4B程序计算了14MeV中子照相中不同屏蔽材料组合条件下CCD芯片的吸收剂量。计算结果表明,在对CCD进行有效的屏蔽后,芯片的吸收剂量是屏蔽前的3%,按源中子数归一后仅为1.29 aGy,已经达到屏蔽要求。计算结果还表明,环境散射中子辐射对芯片吸收剂量贡献较小,可以忽略。     

伴随粒子碳氧比测井的应用

为使伴随粒子碳氧比测井方法得到实际应用,本文利用Monte Carlo中子输运程序MCNP4C对伴随粒子碳氧比(C/O)测井模型进行了一系列模拟计算,研究了γ射线强度最大的源距与中子出射角度的关系;屏蔽体的长度、大小、材料、形状的不同设计与γ射线计数的关系等。研究表明:γ射线强度最大源距与中子出射角度的余弦成正比,而屏蔽体的不同设计对仪器性能有较大的影响,本研究可为仪器设计提供理论参考。     

双能X射线检查系统的Monte Carlo模拟

为了提高双能X射线安全检查系统的材料分类能力,采用M on te C arlo方法对系统的成像过程进行了模拟。利用M CNP 4C程序模拟电子打击钨靶产生韧致辐射、射线与物质的相互作用,得到了材料分类曲线。与数值方法以及实验方法相比,该方法的材料分类不受系统噪声影响,可以分辨原子序数相差为1的两种材料,并且只需要几m in计算时间。进行了铝阶梯的实验,对一系列典型材料和专用测试工具箱进行了测试。结果表明,M on te C arlo模拟方法可以提高安全检查系统的材料分辨能力。     

次临界堆芯参数变化对Keff值的影响

作为下一代能源的优先选择者,加速器驱动次临界系统ADS能够有效的利用铀和钍资源,并能够转化具有长期放射性的核废料,提高了核安全．文章主要是对快热耦合ADS次临界堆芯进行了描述,利用蒙特卡罗代码MCNP模拟计算一系列不同堆芯参数下的Keff值,MCNP程序中最重要的就是输入文件,输入文件各个参数设置的不同都可能对Keff值计算结果产生极大影响．在解决输入文件问题的过程中,根据实际经验对计算条件进行多组假设,并对不同参数条件下产生的结论进行比较,最终得到Keff值的最佳结果。     

MCNP与DORT耦合计算方法研究

 基于蒙特卡罗方法的MCNP程序和离散纵标法的DORT程序, 在解决辐射屏蔽设计过程中确定屏蔽方案时, 单独使用MCNP或DORT计算屏蔽效果的两个粒子输运程序各自存在某方面缺陷的问题.通过研究MCNP与DORT两个程序的功能与特点, 编写接口程序, 实现了MCNP与DORT的耦合计算, 弥补各自运算中的缺陷, 扩展了程序的适用范围.通过验证, 表明自主开发的接口程序能够完成两个程序输入输出文件的相互转化, 耦合计算精度满足要求, 且对各类问题有较好的处理能力, 该耦合接口程序已初步应用于工程计算.     

深穿透屏蔽计算的离散坐标法

建立了堆芯几何和孔道几何边界源相耦合的离散坐标法。并用于计算反应堆孔道的深穿透屏蔽问题;推导出可用于堆芯几何屏蔽计算的半对称求积基,以及用于孔道几何屏蔽计算的偏向求积基。