惯性约束聚变中内爆稳定性问题

本文根据美国、日、英、法、俄、德等国关于惯性约束聚变（ＩＣＦ）的报导和对ＩＣＦ中稳定性重要意义的认识，对流体动力学不稳定性有关的一些主要问题做了分析与评述。归纳并论述了减小不稳定性等不良影响的对策。对今后应开展的研究工作也提出了初步看法。     

MCNP可视化输入程序的开发

MCNP(Monte Carlo N-particle)输入文件格式较复杂,特别是对相关物体几何参数的描写更难,不仅书写麻烦,而且很容易出错。为方便用户准确得到输入文件,进行了MCNP可视化输入程序的开发。程序运行于Windows平台下,使用VC 和OpenGL语言编译。应用该程序,用户能够在一个三维可视化环境中创建几何体并定义区域,描写数据卡,最后直接得到符合MCNP输入文件格式要求的inp文件。     

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。     

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。     

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.     

放射性粒子源近距离治疗的Monte Carlo模拟

放射性光子源如103Pd和125I已被广泛用于前列腺和眼睛的植入治疗中.本文使用MCNP4C软件计算美国医学物理学家协会(American association of physicists in medicine,AAPM)推荐的103Pd和125I的剂量学特征.由AAPM推荐的剂量学参量如剂量率常数、径向剂量函数、各项异性函数通过Monte Carlo计算得到,在材料固体水WT1(solid water)中,125I的剂量率常数为0.99,103Pd的为0.682,而在材料Water中,125I剂量率为1.01.与前研究工作者Reners的计算结果相比125I的剂量率一致,而103Pd剂量率和各向异性函数结果相差较大,这些差异是使用不同Monte Carlo代码截面数据引起的.     

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。     

次临界系统中α本征值与k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k本征值和α本征值。结果表明,并非k越小,α就会越小。对于含氢介质较多的系统,即使k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k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。     

探测器平面上的注量率分布计算方法

注量率分布是球面源伽玛射线强度绝对测量的必需参数。通常使用的中心点公式只能用于探测器平面中心点注量率,而无法获得注量率分布。根据中心点公式,用微元法思想发展了一种计算任意点注量率的数值方法——Trueflux。计算表明:对中心点,Trueflux与中心点公式一致;对任意点,Trueflux与MonteCarlo通用程序MCNP的结果在3%以内符合。因此,Trueflux是一种计算任意点注量率的有效方法。     

MCNP/4B在MOX燃料临界计算中的应用

说明MOX燃料元件在核燃料循环过程中的意义及采用的计算方法．介绍了计算所用的实验资料，在此基础上，采用蒙特卡罗计算程序MCNP／4B计算了MOX燃料实验堆的有效增殖系数，在计算结果的基础上评价了MCNP／4B在MOX燃料实验堆计算中的有效性．同时在计算过程中引入一种建立输入卡的技巧．最后，讨论数据库对计算结果的影响，并分析了计算结果和实验值之间的误差来源．