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。

中国先进研究堆瞬发γ元素成像技术研究

无损分析样品内部的元素分布,对于材料、考古、地质科学等领域的研究具有重要意义。基于瞬发γ活化分析方法,结合中子照相技术,分析了模拟样品的结构和对称性,首次利用中国先进研究堆(CARR)水平孔道聚焦的微束中子束流,开展样品瞬发γ扫描分析和材料内部元素分布研究。通过蒙特卡罗软件(MCNP)对样品元素分布实验模型进行分析,模拟结果获得了样品不同区域的铜、铁、铝元素分布,基本实现了元素空间分辨。MCNP计算结果表明在瞬发γ扫描分析中,优化准直几何参数和提高中子通量能进一步提高元素空间分辨和元素测量准确度。

月球基地用反应堆电源方案研究

针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详细的计算分析。研究结果表明:锂冷回路冷却快堆方案具有堆芯结构紧凑、质量轻、导热效率高、堆芯固有安全性高、功率输出性能好、停堆深度深等优点,适合用作月球探索活动的能量源。

自动化样品辐照系统样品快速入堆对堆反应性的影响分析

49-2堆自动化样品辐照系统装置在进行反应堆样品辐照时,需要将样品通过气动装置将样品迅速吹入至相应的辐照孔道。为了反应堆的安全,需要对样品入堆时产生的对反应堆反应性的影响进行分析。对堆反应性产生的影响,通过MCNP程序中的微扰法对常见的样品入堆进行扰动量计算并对计算结果进行分析。结果表明,符合要求的小样品的快速入堆对反应堆反应性的影响很小,符合安全要求。

基于cosRMC的同位素电池屏蔽计算研究

热电式同位素电池系统作为一种新型能源系统,在深空、深海探测任务中有广泛应用。钛酸锶热源中的放射性同位素90 Sr和90 Y会发射β射线,β射线与物质作用产生韧致辐射,韧致辐射具有很强的穿透力,需要为热源安装屏蔽层,以降低辐射剂量。当屏蔽层厚度超过一定值后,蒙特卡罗方法计算结果的统计误差显著增大,采用减方差技术可以提高热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。同时,直接电子输运模拟耗时很长,可以通过厚靶韧致辐射模型处理电子产生的光子,从而提高计算效率。本文开展了cosRMC程序的减方差技术和厚靶韧致辐射模型在同位素电池屏蔽计算中的应用研究与验证,基于美国SNAP-21结构的设计方案,采用cosRMC程序对同位素电池进行了精细建模,通过改变外屏蔽层厚度分析其对表面剂量率的影响,并与MCNP结果进行比较。结果表明,在电池径向和轴向使用不同厚度的屏蔽层,cosRMC与MCNP计算的贫铀屏蔽层表面的剂量率的相对误差在±3σ区间内符合良好。采用栅元重要性减方差后,两程序统计误差均减小,且在电池径向5 cm处和轴向4 cm处,结果在±3σ区间内符合良好,进一步验证了cosRMC程序进行热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。

BNCT治疗束γ能谱仪的校准方法研究

受硼中子俘获疗法(BNCT)治疗束的特点所限,源项γ射线能谱的测量难度较大,国际上开展的相关工作很少,且未对其谱仪进行校准。为得到准确的源项γ能谱,本文主要开展了适用于BNCT治疗束γ能谱仪的校准方法研究。谱仪由高纯锗(HPGe)探测器及屏蔽系统组成,因为屏蔽效果很好,无法通过实验方法校准整个谱仪系统的γ响应。由于其主要影响因素是HPGe探测器的死层分布,谱仪可通过下述方法进行校准:对裸探测器进行校准,获取探测器的准确模型;利用精细测量及材料分析得到屏蔽体的精确模型,建立谱仪的计算模型;通过MCNP计算获得谱仪的响应函数。由此将结果溯源至相应的国家或国防标准,确保谱仪关键参数的准确可靠,为后续解谱工作奠定基础。

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.

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。

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。

新型中子/γ射线屏蔽材料的设计和制备

屏蔽材料设计主要考虑中子和γ射线的防护需求,兼具中子和γ射线协同防护作用的材料,可广泛应用于诸多辐射场景。介绍了屏蔽材料的种类、优势和不足,并基于蒙特卡罗粒子输运软件(MCNP)程序开展了针对中子和γ射线屏蔽材料的设计和优化研究工作,提出了一种具有较好屏蔽效果的新型中子和γ射线屏蔽材料设计方案。模拟结果表明在石蜡中添加一定量的B_(4)C可显著提高材料对中子的屏蔽率,其中,B_(4)C添加质量为10%~20%的含硼石蜡具有较优异的中子屏蔽效果,75mm含硼(10%B_(4)C)石蜡/1mm Pb等多层屏蔽材料设计对Pu自发裂变中子的总能量屏蔽率为96.8%,对Pu衰变γ射线总能量屏蔽率为93.5%,通过增加Pb层厚度至2mm,可使γ射线总能量屏蔽率达到96.5%。开展了可实现快中子慢化、吸收双功能的含硼石蜡屏蔽材料的制备技术研究,通过冷压制备技术制备了组织致密、加工性能优异的含硼石蜡屏蔽材料,可解决屏蔽材料尺寸受限制以及加工成形困难等难题,可广泛应用于工业辐射防护领域。

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。

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。