蒙卡程序重复结构识别和展开方法研究

重复结构给核反应堆蒙卡程序几何建模带来了极大便利,但在物理热工耦合、燃耗计算时需要对重复结构进行识别和展开处理。本文首先研究了对重复结构的识别方法;其次,研究了重复几何栅元展开为最底层的无重复几何独立栅元方法,并实现了相应的程序功能;最后,通过计算小型堆、大亚湾组件以及研究堆等一系列基准题和算例,比较了重复结构展开前后的反应堆有效增殖因子keff以及几何模型。结果表明:算例的计算结果的误差在36~187 pcm之间,重复结构展开前后计算结果吻合良好,几何模型结果也吻合良好,因此,证明了本文提出的重复结构展开方法具有较高的准确性和可靠性。

正比计数器探测效率的蒙卡模拟及测量研究

正比计数器是一款广泛应用于低能光子测量领域的气体探测器。为进一步研究正比计数器的辐射探测特性,利用Geant4程序模拟了正比计数器在2~90 keV能量段低能光子的探测效率,并利用正比计数器对标准放射源129 I、152 Eu和241 Am进行能谱测量,得到能量刻度曲线和探测效率。探测效率的实验测量结果与模拟结果最大偏差为2.29%,符合较好,验证了模拟能量段29.67~59.54 keV探测效率的准确性。结果表明利用Geant4建立的正比计数器模型与实际情况相吻合,为后续使用Geant4研究正比计数器辐射特性提供了依据。

SGS刻度桶线源分布蒙卡模拟研究

放射性废物桶分段γ扫描(Segmented Gamma Scanning,SGS)测量装置,一般用来测量废物桶中伽马放射性核素的活度浓度,首先需要对其进行效率刻度,刻度桶是采用^(152)Eu线源制作而成,^(152)Eu线源发射的伽马光子数量多,能量涵盖范围广,可以用于效率曲线拟合,刻度桶内可以自由填充介质,可以重复利用,一组^(152)Eu线源即可完成所有密度的介质刻度桶测试。有效刻度的关键在于线源的几何分布,因此本文从理论到蒙卡模拟,对线源的分布进行研究,得出对于每根线源,其所在的位置应该是环状的质心处,这样可以得到一个较好的结果。

堆用蒙卡程序燃耗计算功能开发

堆用蒙卡程序(RMC)是由清华大学工程物理系REAL实验室自主开发的用于反应堆物理分析的中子输运蒙卡程序,本文主要介绍其燃耗计算功能的开发与验证。RMC的燃耗计算功能具有的特点:内部耦合ORIGEN,相比于外耦合方式,更加灵活和高效;使用基于能谱的单群截面统计方法,可在保证精度的前提下,显著提高计算效率;采取预估修正和中点近似等多种燃耗步策略,减小大燃耗步长时的计算误差。通过计算压水堆栅元、沸水堆组件、快堆等一系列基准题和算例,验证了RMC燃耗计算的正确性和速度优势。

自主堆用蒙卡模拟程序RMC2.0开发(英文)

介绍了新开发的反应堆用蒙特卡罗模拟程序RMC2.0。RMC2.0具有使用连续能量点截面数据对材料进行描述并可以处理任意几何结构的系统的特点,同时程序中采用2种不同的输运算法对问题进行计算(ray-tracking方法和delta-tracking方法)。此外,RMC2.0中采用了一些新的算法对MC模拟进行了改善,如统一能量格架以及哈希表算法。文中利用RMC2.0程序对临界基准题以及一些典型的反应堆问题进行了计算,计算结果显示RMC2.0与MCNP5计算结果相符,并且在同样的计算精度下计算时间得到了节省。另外,基于信息传递接口(MPI),RMC2.0实现了相应的并行功能,并可实现较好的加速效果。

蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能分析,检验现有核数据库、计算方法和程序的可靠性及不确定性。开发了MC-NT-ORIGEN2程序系统,并对该基准题进行了给定次临界点下的富集度、零燃耗下的径向与轴向的功率分布、反应性空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。

蒙卡程序计算临界基准题测试检验ENDF/B-Ⅷ.0核数据库

采用MCNP程序和ENDF/B-Ⅶ.1,ENDF/B-Ⅷ.0核数据库,对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含;U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统,中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-Ⅷ.0核数据库的计算有效增殖因子keff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为-68.98×10^(-5)和407.88×10^(-5),检验计算keff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ(σ为标准不确定度)以内、1σ~3σ区间和大于3σ的数量分别为107,9和3个;将此结果与相同条件下ENDF/B-Ⅶ.1核数据库的计算结果进行了比较,表明ENDF/B-Ⅷ.0核数据库对临界计算更准确,与实验模型结果符合更好。

蒙卡剂量算法(XVMC)在胸部肿瘤调强放射治疗计划设计中的临床价值

目的:比较蒙卡剂量算法(Monte Carlo)和笔形束剂量算法(Finite Site Pencil Beam)在胸部肿瘤调强放射治疗计划设计中对计划结果的影响。方法:在MONACO(CMS)治疗计划系统中,分别使用其内嵌的光子蒙卡(XVMC)剂量算法和笔形束剂量算法,对5例胸部肿瘤病例比较其靶区和危及器官的剂量。结果:蒙卡方法得到的结果和笔形束算法的结果相差较大。结论:对于组织密度差异较大的胸部肿瘤病例,特别是使用调强放射治疗技术时,用XVMC剂量算法评估放射治疗计划更准确。

工业CT阵列探测器串扰率的蒙卡模拟

阵列探测器的串扰率对工业CT系统图像重建有重要影响,通过构建W金属隔板的X射线阵列探测器的物理模型,用蒙特卡罗法模拟了阵列探测的串扰率.结果表明:在X射线能量分别为60keV、100keV、140keV时,W金属隔板能有效降低串扰率.结合MTF函数分析,得出射线能量小于140keV的最佳W金属隔板的厚度为0.3mm.

连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额计算

缓发中子有效份额是反应堆物理计算的一项重要参数,本文开展了基于连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额的计算模型研究,主要物理模型有:瞬发法、能谱替换法、缓发中子有效记录法、直接法、迭代裂变概率法等几种方法。验证工作在多个基准题、高通量工程试验堆和核电站堆芯上完成,从结果看来,基于迭代裂变概率的缓发中子理论模型和实验结果符合得比较好,其他几种方法的精确度各不相同。另外,还得到了基于六组缓发中子有效份额、多核素和多栅元的缓发中子有效份额分布计算结果,给出了基于全堆芯细致分布的缓发中子有效份额分布。从方法上克服了原来确定论计算中,由于采用均匀化方法而不能给出按核素和栅元分布的不足。

GPU加速光电耦合输运蒙卡程序研发及应用

针对辐射剂量学领域人员剂量快速评估的应用需求以及现有通用蒙卡程序计算时间过长的问题,本文开发了基于GPU加速的光电耦合输运蒙卡程序Gadep。根据GPU显卡CUDA编程模型下内存、线程层次结构和执行模型中的硬件层次结构特点,对程序框架、粒子输运、步长抽样、数据结构和截面访问等进行了设计和优化。通过计算ICRP 116号成年男性参考人体素模型器官外照射剂量转换系数,对程序进行了正确性验证,和通用蒙卡程序MCNP5单核计算相比,加速效率在48~300倍。以南京放射源丢失事故人员物理剂量重建为例对该程序进行了实际应用,物理剂量重建计算结果和参考值、临床诊断结果相一致,与通用蒙卡程序MCNP5单核计算相比加速效率达到50倍以上,表明Gadep在事故剂量重建、放射诊断及治疗剂量评估等方面有一定的应用价值。

清华同源双束医用加速器成像剂量分布蒙卡模拟

目的:使用蒙特卡罗方法模拟计算清华同源双束医用加速器KV级能量成像束在肺部模型中剂量分布。方法:使用清华同源双束医用加速器KV级能量成像束机头蒙卡模型得到相空间文件;以此相空间为源,使用蒙卡DOSXYZnrc程序建立肺部模型,计算肺部模体中成像剂量;使用MATLAB编程处理剂量数据,得到百分深度剂量(percent depthdose,PDD)、离轴比(off axis ratio,OAR)和等剂量曲线(isodose curve)。结果:得到了清华同源双束医用加速器KV级能量成像束在肺部模型中剂量分布曲线。结论:先计算不同模拟参数下的加速器机头相空间文件并保存再进行剂量计算,能极大节约整个计算流程耗费的时间;该模拟得到的成像剂量分布曲线可指导评价成像剂量对肺部器官损伤;加速器机头模型可用于其它器官成像剂量分布计算等后续研究。

p(α,α′)πN反应中N~*(1440)激发的蒙卡模拟

在p(α,α′)πN反应的几种反应机制中研究N 激发,利用蒙卡模拟的办法重现N (1440)共振峰的位置,在给定入射能量情况下模拟出末态各出射粒子的动量分布、角分布情况。计算结果可以在πN的不变质量谱中观察到明显的N (1440)共振峰,同时达里兹图在πN系统能量平方为2100MeV2附近事件分布密集,而别的组态却没有观察到这些情况,这都说明了πN共振粒子N (1440)的产生。

一种采用蒙卡程序计算两群中子价值分布的方法

采用确定论程序计算中子价值较为容易,而采用蒙卡程序则相对较为困难,目前国际上仅有部分蒙卡程序实现了中子价值计算的功能。本文基于对中子价值物理意义的认识,提出了一种采用蒙卡程序计算两群中子价值分布的新方法,并将该方法成功应用于实际的反应堆物理特性分析工作中,取得了较好的效果。该方法可为相关研究提供参考。

同步辐射X射线自由空气电离室电子损失和散射荧光修正因子的蒙卡模拟

采用了蒙特卡罗程序EGS5对6～ 20 keV同步辐射低能X射线自由空气电离室的电子损失修正因子和散射荧光修正因子进行模拟计算.结果表明,对于能量范围6～ 20 keV的低能X射线,电子损失修正因子的影响可忽略不计;而当能量增加时,荧光散射修正因子数值逐渐增加.

基于蒙卡-点核积分耦合的核电厂退役辐射场计算

针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。

蒙卡契的美术作品欣赏

蒙卡契是匈牙利伟大的现实主义画家。文章按时代顺序逐一介绍了蒙卡契不同时期的美术代表作品,欣赏匈牙利批判现实主义绘画风格和艺术特点,即现实主义绘画题材来源现实,但又不是纯客观的再现,而是具有倾向性和鼓舞人的情感力量的表达。

蒙卡-点核耦合方法计算核设施退役辐射场

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1～2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。

蒙卡中子输运程序JMCT和子通道热工水力程序COBRA-EN耦合计算

介绍了中子输运蒙特卡罗方法与热工水力耦合计算的流程。开发了一套蒙卡中子输运程序JMCT和子通道分析程序COBRA-EN耦合接口。通过3×3棒束模型的计算展示了考虑耦合计算和不考虑耦合计算的差异,论证了耦合计算在反应堆分析中的重要性。通过对反应堆组件的模拟计算,测试了耦合计算的正确性。最后分析了蒙卡计算的统计涨落和迭代计算过程中收敛标准的关系,讨论了蒙卡中子输运和热工水力耦合过程中收敛标准设置的方案和可行性。

高通量堆热交换器高能γ辐射屏蔽优化蒙卡模拟

该文采用MCNP5程序对高通量工程试验堆（HFETR）主热交换器厂房内剂量当量分布以及不同厚度屏蔽材料的屏蔽剂量进行蒙卡模拟计算,并将5种不同常用屏蔽材料（重晶石混凝土、磁铁矿混凝土、铅、铅玻璃、304不锈钢）跟厂房现有材料（普通混凝土、铸铁）屏蔽性能进行比较分析。根据IAEA标准的剂量限制建议,模拟结果表明：该控制区1~10人小时/周的居留时间的剂量限制条件下,现有的屏蔽材料厚度能够满足辐射防护安全标准,并且如果采用重混凝土墙以及铅门,最优的屏蔽厚度显著减少。