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。     

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。     

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。     

用MCNP程序计算水平辐照孔道屏蔽

研究堆中水平辐照孔道用以从堆芯附近引出高能中子流。由于水平辐照孔道的几何形状比较复杂 ,采用两维输运计算模型将会引入较大的误差 ;同时 ,在计算过程中由于粒子穿行的距离比较长 ,所需的计算时间也是很大的。讨论了如何用 Monte Carlo方法的 MCNP程序进行水平孔道的屏蔽计算 ,引入了分段 -衔接计算方法 ,着重介绍了与 MC-NP的接口和表面源的设置问题。计算结果表明 ,分段 -衔接的 MCNP方法能够大大的改善 Monte Carlo方法的抽样 ,很好地解决水平辐照孔道的屏蔽计算问题     

基于MCNP的BNCT人体头部剂量分布计算

根据中国人的头部特性,利用MCNP程序对国际上普遍采用的Synder人体头部模型进行修正,建立了具有中国人特征的用于BNCT的人体头部模型.依据该人头体模分别计算了基于微型中子源反应堆所提供的快中子、超热中子和热中子进行治疗时的头部剂量分布,并对计算结果进行了分析,这为我国即将展开的BNCT临床治疗研究提供了依据.     

基于网格任务调度的Monte Carlo仿真建模

网格系统是异构和动态分布系统,其节点的计算能力存在差异。在多个节点共同完成任务时,容易产生计算瓶颈,影响计算吞吐量和造成延迟,甚至导致整个任务失败。利用Monte Carlo仿真的自然并行性,解决了网格任务调度问题,设计了基于网格的Monte Carlo仿真流程框架和节点状态机模型。在此基础上,建立了“N-M”调度策略的二项式概率模型,并在不同的参数条件下对Monte Carlo仿真任务的性能进行了测试和分析,结果验证了设计方案的有效性。     

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。     

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.     

亚细胞尺度的Monte Carlo方法模拟

为了研究电离辐射在细胞和亚细胞尺度上的能量沉积分布,从而能评估生物辐射损伤,建立了亚细胞尺度的Monte Carlo模拟方法。运用MCNP和GEANT4两种Monte Carlo程序,建立了细胞解析几何模型和体素模型,模拟了粒子注入细胞的过程,计算了其能量沉积。计算结果表明:α粒子及其级联原子的射程在一个细胞范围之内,且α粒子的能量大部分都沉积在细胞核内。该文为进一步研究亚细胞水平辐射生物效应提供了模拟方法。     

γ能谱Compton抑制的MCNP模拟

用Monte Carlo程序(MCNP)模拟主探头外包NaI(Tl)晶体构成阱型反Compton谱仪的输出谱. 通过调整FU卡参数, 实现对外探测器中脉冲高度的筛选, 给出反Compton抑制谱和Compton电子谱, 验证MCNP的FU卡在反符合测量中的使用方法, 并分析外探测器厚度对反Compton谱的影响.     

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。     

缓发中子有效份额的测量及计算方法

缓发中子有效份额βeff是反应堆重要的动态参数,研究仅基于实验数据的βeff测量方法很有意义。首先,采用多路定标器(multi channel system,MCS)时间多道卡搭建数据采集平台,在清华大学工程物理系反应堆物理实验室的次临界装置上展开微观中子噪声的实验工作,利用双区Rossi-α方法分析实验测量的结果,以数值拟合的方式得到βeff的数值;同时研究基于Monte Carlo方法的中子-光子输运程序(Monte Carlo N-particle transport code,MCNP)软件在βeff计算方面的应用,计算次临界装置的相关动态参数。实验测量结果与计算结果符合良好,确认了实验方法的有效性。     

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。     

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。     

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。     

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．     

基于FORM的Monte Carlo精度修正可靠度算法

结构可靠度分析的核心是计算预定义功能函数的失效概率。提出一种基于一次可靠度算法 (FORM)计算结果的 Monte Carlo精度修正可靠度算法 ,它将原可靠度列式转换为一个求旋转坐标系下 n- 1元函数的统计均值问题 ,统计均值用 Monte Carlo法计算。这种可靠度算法克服了传统FORM法误差较大以及 Monte Carlo法效率低的困难 ,与二次可靠度算法 (SORM)相比 ,计算结果对验算点的计算精度不敏感。通过算例分析验证了该文方法的合理性