面向PGNAA技术的碘化钠探测器MCNP模拟计算

碘化钠(NaI)探测器因其优秀的探测效率和相对较低的成本在瞬发γ射线中子活化分析技术(prompt gamma-ray neutron activation analysis,PGNAA)中具有广泛应用。为了获取PGNAA测量过程中探测器对γ射线的响应,针对NaI探测器建立了蒙特卡罗模型,基于该模型对中子以及γ射线输运过程进行模拟计算。对^(60)Co、^(137)Cs、^(152)Eu、^(133)Ba和^(241)Am标准点源以及^(137)Cs水体源进行了测量分析,并与MCNP模拟计算进行对比,结果显示两者吻合。之后结合D-D中子发生器对水溶液进行测量,并分析H元素辐射俘获反应产生的2.223 MeV特征γ射线。研究结果表明,MCNP模拟计算的H元素特征峰计数与测量的结果偏差为13%,证明了MCNP建立的NaI测量系统模型能够实现对γ和中子混合输运过程的模拟仿真,可为后续系统优化工作的开展奠定基础。

利用MCNP方法模拟非介入式γ放射性废水监测系统活度浓度响应

为确保自行设计开发的管道外直接测量放射性废水监测系统对于不同能量核素γ活度浓度测量结果的准确性和可靠性,利用MCNP 4C软件建立精确的系统仿真模型。基于该模型,模拟计算了系统对于不同能量放射性废水的总活度浓度和全能峰活度浓度响应情况。将模拟结果与实验结果进行比较,进一步验证了模拟方法的有效性。在活度浓度响应确定的前提下,还给出了不同测量时间下系统对于^(137)Cs和^(60)Co的最小可探测活度浓度。

基于MCNP模拟的岩层特性对中子通量的影响研究

采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立PNN核测井模型。通过控制变量法研究岩层特性改变时探测器探测到的中子通量的变化规律。结果表明:岩层物质相同时,中子通量随岩层半径的增加而增加;岩层半径一定时,不同岩层物质中硅的中子通量最大、水最小。

基于MCNP方法的不同材料X射线谱分布模拟

在X射线荧光分析中,X射线通常由电子打靶产生。基于MCNP蒙特卡洛方法可以模拟入射电子能量、材料、靶角、铍窗厚度、探测器大小、靶的尺寸等等因素对X射线能谱的影响,方便快捷,成本低廉。模拟结果可以在X射线管设计前期提供数据分析和技术支持。

高通量工程试验堆与MCNP程序的接口程序的开发

为了对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯进行MCNP程序的描述,自行研制开发了HFETR与MCNP程序的接口程序——MCNPIP程序。本文主要介绍了MCNPIP程序的核心DXSY类、MCNPIP程序流程、MCNPIP程序中燃料元件材料成分的处理以及软硬件要求,最后通过实际应用验证了MCNPIP程序的有效性。

MCNP/MCNPX几何栅元划分方法对精确放疗剂量计算的影响研究

复杂几何模型的建立是Monte Carlo粒子输运程序MCNP/MCNPX在放疗领域广泛应用的关键与难点,发展了基于医学CT影像的MCNP/MCNPX自动建模软件,提出并实现了3种几何柵元划分的方法。根据临床实例数据,分别建立了3种MCNP几何模型。在此基础上,研究分析了3种几何柵元划分方法及重复结构描述方法对计算结果的影响,为MCNP/MCNPX在放疗中的应用提供基础。

NaI(Tl)探测γ能谱的MCNP模拟

利用光子和电子联合输运MCNP程序的电子脉冲计数类型的能峰展宽模拟计算NaI(Tl)探测器的γ能谱,与实验结果符合较好.利用能峰展宽参数计算不同能量γ射线的峰总比,结果与实验值相符,验证该计算方法可用于NaI(Tl)探测γ能谱的模拟.对不同能区γ射线的能谱进行模拟,并分析了能谱的形成过程.

MCBurn——MCNP和ORIGEN耦合程序系统

介绍了MCNP和ORIGEN耦合程序系统MCBurn的理论模型,选取了一个压水堆栅元燃耗计算基准问题(3种燃耗深度)对MCBurn进行验证。结果表明:MCBurn关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量值和其它程序的结果符合良好,且MCBurn在某些计算结果、参数选择确定方式和程序自动执行等方面优于类似国外程序。

基于MCNP程序模拟的14 MeV中子准直屏蔽材料的研究

利用MCNP程序模拟,计算了3种常见慢化材料(石蜡、聚乙烯、水)和4种金属(铁、铋、铅、钨)对14 MeV中子的作用,并研究了碳化硼含量不同的硼聚乙烯对中子的屏蔽效果.计算结果表明:聚乙烯和石蜡的慢化能力相差不大,且二者均强于水;4种金属对中子慢化能力由强到弱的顺序依次为:钨、铁、铅、铋;4种金属所产生的特征γ谱显示,铁的γ信号很强,其余三者相差不大,远低于铁的γ计数;碳化硼质量分数为9%时,热中子计数降为0.

闪光照相中FXRMC和MCNP4B的散射比较研究

散射问题是高能辐射成像研究中的一个重要问题,采用蒙特卡罗模拟来确定散射对提取客体信息的影响是一种重要的研究手段。简单介绍了FXRMC和MCNP4B程序的特点及其记录方式;在确保相同输入参数的条件下,针对不同的照相模型进行了对比计算。结果表明两个程序计算的散射照射量相对差别小于5%,说明这两个程序具有较高的符合程度。通过与实验结果的比较发现,这两个程序模拟的散射分布与实验结果基本一致,均可用于高能闪光照相的模拟研究。还给出了在散射检验方面的一些建议。

MCNP4B程序可视化运行平台开发

成功开发了一套基于 Windows98系统的 MCNP程序可视化运行平台 Mcnp Client。它界面美观、操作简便、易学易用 ,将会获得不熟悉 MCNP程序和蒙特卡罗方法的物理工作者的欢迎 ,有利于MCNP程序的推广应用。

MCNP程序研究进展

MCNP是用来计算中子、光子、电子或者中子/光子/电子耦合问题的通用蒙特卡罗粒子输运计算程序,它以其灵活、通用的特点以及强大的功能,在诸多领域得到广泛认可和应用。但是由于其使用需要较强的专业水平,因而使得其在某些方面又显出一些弱点。对MCNP程序的发展过程以及今后的发展趋势进行了讨论,同时提出了作者的观点。

基于用MCNP程序模拟的HPGeγ谱仪的屏蔽

采用蒙特卡罗程序MCNP模拟了实验室HPGeγ谱仪外层屏蔽物对本底γ射线的屏蔽计算,了解物质对γ射线的屏蔽效果,并在实验的基础上给出了模拟的基本数据。然后通过HPGeγ谱仪的实测谱与模拟结果相比较,以验证模拟计算的正确性。

基于MCNP程序的铅屏蔽层对γ射线屏蔽性能研究

为了计算不同厚度铅对不同能量γ射线的屏蔽性能,本工作建立了两种模型,然后使用MCNP程序对这两种模型进行模拟计算,进而得到了铅的屏蔽性能。计算结果表明:相同厚度的铅屏蔽层对低能γ射线的屏蔽能力强于高能,随着γ射线能量的增大,屏蔽能力呈下降趋势。作为验证,本工作计算了单向源、面源、各向同性面源情况下铅的屏蔽性能,还通过改变PHYS卡计算铅的屏蔽性能,得到的结果与上述结论一致。

基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究

使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。

深穿透屏蔽计算中MCNP减方差技巧应用及比较

在中子输运的深穿透屏蔽计算中,采用有效的MCNP减方差技巧可以有效缩减计算时间提高计算效率。以一维聚变反应堆(CFETR)平板模型作为深穿透屏蔽计算实例,分别应用了几何分裂与轮盘赌、源偏倚、强迫碰撞、权窗、指数变换等减方差技巧,对各种减方差技巧应用过程中遇到的如中子平分布问题,全零权窗问题等问题,进行了分析总结,并在此基础上提出了针对深穿透问题的新的解决思路。通过不同方法分析和组合,获得了权窗和指数变换的最佳组合,使计算效率加速了162倍。

基于MCNP5与WINXCOM仿真计算的铋玻璃屏蔽特性研究

通过MCNP 5(蒙特卡罗,Monte Carlo)和WINXCOM程序研究了在0.662 MeV、1.17 MeV和1.33 MeV三种γ射线下铋玻璃的衰减系数,并与铅玻璃进行对比。根据衰减倍数K以及综合考虑材料屏蔽性能和机械性能后,材料可以选择含氧化铋含量为50%的铋玻璃。计算了137Cs与60Co源照射以及铋玻璃的厚度分别为2 cm和10 cm的水模体剂量率分布。结果反应出在适合的能量下,铋玻璃可能会替代铅玻璃作为防辐射玻璃。

基于MCNP对γ辐射积累因子不同影响因素的研究

通过蒙特卡罗程序来模拟计算γ辐射积累因子,以找出不同条件下积累因子受各因素的影响,为屏蔽研究提供一定的数据参考。就γ辐射积累因子的影响因素:γ光子能量,源的几何尺寸,辐射角和屏蔽层厚度,通过MCNP程序进行了模拟计算。初步结论为:轻元素和中等元素构成的介质在厚度一定的情况下,积累因子随着γ光子初始能量的减小而增大;相对于轻材料,重材料的积累因子较小;随着源的线度增大而增大;随着准直角进一步增大而增大,源的各向同性程度增高会导致积累因子增加;随着源与探测器之间介质厚度的增加,积累因子增大,对于高能辐射源和具有中偏低原子序数Z的元素,积累因子增长速率接近于线性。

基于临床实例的影响蒙特卡罗程序MCNP计算精度和速度的若干参数模拟研究

蒙特卡罗方法是目前最精确的剂量计算方法,但其较长的模拟时间阻碍了它在临床治疗中的应用。基于蒙特卡罗程序MCNP4c,针对一临床头部病例,探讨了记数方法、电子和光子截断能、光子产生次级电子参数ENUM对计算速度和精度的影响,给出了在保证一定精度前提下的最佳计算模式,以获得计算速度的有效提升。

MCNP中高斯展宽系数的确定方法与验证

MCNP中对γ谱线做高斯扩展后,能反映放射性和探测器的统计涨落等因素对谱线的影响。为了确定高斯展宽系数,通过实验获取γ能谱并计算全能峰半高宽值,利用MATLAB求解关于半高宽和射线能量的非线性方程组,得到各系数的值并带入MCNP中进行模拟。对比模拟谱与实验谱的全能峰,总计数平均相对误差为9.7%,半高宽平均相对误差为1.8%,有较好的准确性。