仿真模型中复杂三维实体集的选择与交互技术研究

鉴于目前商用图形软件包对于复杂模型中三维实体集显示与选择的局限性，本文提出了一种新的判断点与面域从属关系的方法，此方法借鉴计算机图形学中扫描转换填充算法的射线法，并在此基础上对射线法进行扩充和完善，文章同时对三维复杂实体群的交互手段和技术进行了研究，在解决实际问题中取得了良好的效果。     

体素模型在Monte Carlo模拟计算中的描述

体素模型与Monte Carlo模拟计算方法相结合已开始应用于辐射防护的研究中.然而,通常的模拟计算需要很长的时间,这限制了体素模型的广泛应用.该文对模拟计算中体素模型的描述进行研究,实现了把三维体素合并算法用在MCNP(Monte Carlo N-particle)程序描述体素模型的方法.结果表明,使用该方法描述体素模型,粒子输运过程要比传统的方法快32%,但是对粒子在组织器官中沉积能量的纪录需要更多时间.     

次临界系统中α本征值与κ本征值的关系

以Godiva临界模型为基础,建立了两种次临界模型,并计算了两种模型中不同易裂变核材料含量的κ本征值和α本征值.结果表明,并非κ越小,α就会越小.对于含氢介质较多的系统,即使五很小,由于瞬发中子寿命很大,α也会接近于0,因而α不能直观地表征系统的临界特性,而κ比α更适合这样的系统.对瞬发中子寿命较小的次临界系统,α绝对值较大,能直观地显示系统中子随时而间的衰减行为,对这种系统,使用α是合适的.     

原位定向γ能谱测量方法研究

在铀矿床上进行原位定向γ能谱测量时,复杂几何条件下的非定向γ射线会干扰测量结果。为减小上述影响,提出一种定向比例系数法,分别进行了模拟测量和实际测量比对,验证分析测量方法。首先,通过MCNP5程序模拟计算获得铅屏蔽层的定向比例系数和最佳厚度。然后,在NaI探测器的四周包裹铅对标准铀矿模型进行测量。最后,将测量结果与模拟值进行对比。结果表明：采用定向比例系数法进行铀矿原位定向γ能谱测量能有效能减少非定向γ射线对测量结果带来的干扰,可进一步提高铀矿原位γ能谱测量的精度。     

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与 初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2. 1耦合的三维停堆剂量计算程序M OCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与Super MC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与Super MC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。     

NaI(Tl)闪烁探测器单能γ谱的Compton坪台

利用Compton散射截面Klein Nishina公式和Monte\|Carlo粒子输运(MCNP)程序研究NaI(Tl)闪烁探测器单能γ能谱的Compton坪台. 通过考虑光子在探头闪烁晶体中的次级效应及探测器的能谱展宽等因素, MCNP程序模拟所得NaI(Tl)探测器单能γ能谱的Compton坪台与实验能谱符合较好, 并解释了理论曲线与实验曲线存在差异的原因.     

控制黑棒和灰棒对AP1000反应堆Keff值影响的M-C模拟

采用正在三门建造的AP1000核电厂堆芯参数,使用MCNP5程序建立AP1000堆芯数学模型。考虑了燃料棒、黑棒与灰棒7种不同排布方式,分3种情况通过调节黑棒和灰棒在堆芯中的深度来研究有效增值因数Keff值的变化情况。模拟结果表明:随着黑棒和灰棒在反应堆堆芯中的插入,Keff值在1.44—1.22之间变化。为了验证其合理性,并用1 000×10-6(ppm)的硼酸溶液进行了化学补偿模拟试验,计算得Keff值在1.17—1.07之间,基本能够满足降低过剩反应性的要求。     

电子辐照灭菌中剂量深度分布的分析

为研制加速器电子束邮件灭菌安全系统,用MonteCarlo(MCNP)程序模拟计算了4.5MeV电子束辐照复印纸和聚苯乙烯时吸收剂量随深度的变化。计算分析了邮件灭菌中电子束的能量、入射角度、复印纸厚度及上下铝衬底材料等对辐照效果的影响。结果表明,受照物质中的吸收剂量呈先增后减的趋势;电子束能量越高,穿透深度越大,吸收剂量峰值变低;入射角度变化,穿透深度不变;衬底材料可提高受照物质上表面的吸收剂量。结果与实验符合,验证了模拟的可信性,也显示出MCNP计算的速度快、效率高、应用灵活等优点。     

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。     

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.