MCNP4C在低能X光子解谱中的应用

在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的响应函数是注量谱解谱过程中的关键,本文在基于过滤的低能X光子参考辐射场中,使用蒙特卡罗方法MCNP4C程序建立CdZnTe探测器的几何模型,并计算出探测器响应函数,构建响应矩阵进行解谱,得到注量谱。结果表明,计算得到的标准源脉冲高度谱和实验测量结果基本一致,利用本文解谱结果得到的参考辐射场半值层与实验测量值基本吻合,相对偏差不大于5%。

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例,建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型,给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值,并通过对二者进行分析和对比,得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大。

Measurement and Monte Carlo simulation of γ-ray dose rate in high-exposure building materials

Natural radioactivity radionuclides in building materials, such as^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K, cause indoor exposure due to their gamma-rays. In this research, in a standard dwelling room(5.0 m 9 4.0 m 9 2.8 m), with the floor covered by various granite stones, was set up to simulate the dose rates from the radionuclides using MCNP4 C code. Using samples of granite building products in Iran, activities of the^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K were measured at 3.8–94.2, 6.5–172.2 and 556.9–1529.2 Bq kg^(-1),respectively. The simulated dose rates were26.31–184.36 n Gy h^(-1), while the measured dose rates were 27.70–204.17 n Gy h^(-1). With the results in good agreement, the simulation is suitable for any kind of dwelling places.

基于MCNP模拟的中子多重性计数器^3He管的设计

为设计高性能的中子多重性计数器,采用MCNP4C计算软件建立3He管计算模型,模拟计算3He管的参数对多重性计数器探测效率的影响,针对中子多重性计数器中3He管进行了初步设计,以满足中子多重性测量要求。

EDXRF分析装置的角度布置对荧光计数率影响的蒙特卡罗模拟

在EDXRF分析中,X射线荧光计数率与待测元素种类和含量有密切关系。但X射线荧光计数率又与很多因素有关,其中X光管、样品和探测器的几何位置关系是一个重要的影响因素。为了设计较好计数率的能量色散型X荧光分析仪,采用MCNP4C程序,建立与实际相符的几何模型,模拟了不同入射角和出射角时的X荧光计数率,得到了X光管与样品、探测器与样品之间的最佳角度。所得结果与文献资料进行比较,其结果符合得很好。

MC方法研究颗粒变化影响B_4C/Al中子吸收性能的机制

运用MCNP和MCAM程序,选择中子能量为0.025~100eV,B4C/Al的厚度为0.1mm,B4C质量分数为30%,建立B4C颗粒度为63~90μm的B4C/Al复合材料模型,计算其中子透射系数。结果表明,对于能量≤0.1eV的热中子,B4C/Al复合材料较于理想状态中子透射系数下降11%以上;10B直接俘获是B4C/Al复合材料吸收中子的机制,而中子隧道效应则是中子穿透的机制;B4C/Al复合材料得到的直接透过材料的中子通量提高了50%,10 B直接俘获中子数减少了10%~17%。本研究将为B4C/Al中子屏蔽材料的优化设计提供理论依据。

γ射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟

由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准，参考辐射需提供周围剂量当量H^＊（10）的约定真值。本研究采用H^＊（10）标准电离室法测定周围剂量当量H^＊（10）的约定真值，利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序，提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明，在15～1500keV能量范围内，该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求，该研究结果对H^＊（10）标准电离室的建立具有重要的指导作用。

高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算

用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量。截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值。

碳纤维增强B_4C/Al中子吸收材料的优化设计

核电站中乏燃料储存格架用到的中子吸收材料需要兼具结构和功能一体化的要求,本文提出用碳纤维Cf增强B4C/Al中子吸收复合材料。利用Monte Carlo方法对碳纤维增强铝基碳化硼中子吸收材料(Cf/B4C/Al)的中子透射率进行模拟计算,研究B4C含量、Cf含量、不同能量中子入射以及材料厚度变化时对中子透射率的影响,并与B4C/Al材料进行比较。结果表明,在1 e V-0.1 Me V能量范围的中子入射下,当B4C含量小于35%时,加入碳纤维能明显改善B4C/Al材料的中子屏蔽性能;在100 e V中子入射下,材料的中子透射率随B4C含量增加呈现指数下降;且Cf/B4C/Al材料的中子透射率随碳纤维含量增加持续降低;当Cf含量达到10%时,材料中子透射率降至最低,之后趋于平稳。通过模拟计算,得到Cf/B4C/Al材料的各组分的最优配比为35 vol.%B4C和10 vol.%Cf。

D-T中子照射下含硼聚乙烯球泄漏γ能谱测量

为了更清楚地了解含硼聚乙烯的屏蔽性能,用反冲电子法测量了D T中子照射下的不同B4C含量的聚乙烯球的泄漏γ能谱,并用MCNP/4A程序和ENDF/BⅤ库数据进行模拟计算。实验测量值和计算值在误差范围内符合得较好。

计算X射线通量的几种方法的比较

综述了目前计算X射线在材料中通量的几种方法:利用质量衰减系数直接计算的理论方程和描述粒子运动统计规律的蒙特卡罗方法。分别采用理论方程、蒙特卡罗软件MCNP4C和EGSnrc三种途径计算了黑体谱X射线穿过几种常用复合材料的透射率和透射谱,根据计算过程和计算结果,结合相关参考文献,分析比较了理论方程与蒙特卡罗软件之间、两种蒙特卡罗软件MCNP4C和EGSnrc之间的差异。

模型3500碘-125植入治疗粒子源的剂量学特征

本文主要是对植入科学公司生产的模型3500碘-125植入治疗粒子源的一系列剂量学特征的研究。粒子源的各个剂量学参量通过使用蒙特卡罗方法计算得到。计算模型材料采用了两种等效水:固体水和液态水。粒子源的剂量学参量如剂量率常数、径向剂量函数和各项异性函数等的确定依照美国医学物理学家协会(American Association of Physicists in Medicine AAPM)第43次工作报告。蒙特卡罗模拟得到液态水的剂量率为0.997 cGyh-1U-1,固态水的为1.027 cGyh-1U-1。与前同类研究比较,本次研究的剂量率常数与同类研究所报道的数据较为一致。

叠层式探测器响应函数的理论计算和实验验证

光子能谱是脉冲辐射场中的重要参数。叠层式组合探测器可用于测量脉冲辐射场光子注量谱,而组合探测器对各种不同能量的光子的响应函数是光子能谱解谱的基础。本文用MCNP/4C对其响应函数进行了模拟计算,并采用热释光探测技术对典型能量点的γ射线的响应函数进行了实验验证。结果表明,叠层式组合探测器响应函数的理论模拟值和实验测量结果在实验测定精度内符合良好。

电子器件γ辐射屏蔽材料设计及性能研究

为获得具有良好伽马射线屏蔽性能的封装材料,采用蒙特卡罗软件(MCNP4C)进行核电机器人电子器件屏蔽材料设计和屏蔽性能模拟,并分别结合小剂量率单向?射线和大剂量率各向同性Co-60源对所制备的钨/氧化铝复合封装材料的屏蔽性能进行实测。结果表明:试验值与模拟值相近,MCNP4C软件可较好地进行材料设计和屏蔽性能评估。另外,随着钨含量的增大,材料的线性衰减系数和屏蔽率都逐渐增大,半衰减厚度值降低。钨添加量为70%时,材料的综合性能最佳。与商业环氧塑料和氧化铝陶瓷封装材料相比,该复合材料的屏蔽率分别提高了3.79倍和1.13倍,半衰减厚度减小7.04 cm和2.06cm,可为机器人电子器件提供较好的防护作用。

热中子防护Gd/Al复合材料的设计

随着核电和核动力的发展,热中子防护材料需具备屏蔽性能好、质量轻和机械强度高等特点,而Al基复合材料特别是Al基稀土材料正具备这一特点,因此受到研究人员的广泛关注。本文针对热中子屏蔽Gd/Al复合材料,采用蒙特卡罗方法计算了材料的热中子透射率,通过对比分析得到功能粒子Gd对纯Al材料的中子透射率的改善效果要优于功能粒子B_(4)C的结论。当Gd/Al复合热中子屏蔽材料的厚度大于2 mm,Gd质量含量应不需大于6%。最后将本文的研究成果应用在乏燃料储存格架材料优化设计中,并得到Gd/Al复合材料辐射性能最佳配比是Gd质量含量4%、复合材料厚度3 mm。

一种利用中子瞬发伽马能谱确定含油饱和度方法及数值模拟

剩余油饱和度的定量解释对于提高油气产能及指导油田后期开发具有重要意义。脉冲中子饱和度测井通过记录地层中C、O原子核与高能中子作用产生的特征伽马射线来确定剩余油饱和度。骨架矿物组成和粘土矿物类型等因素的变化会使剩余油饱和度解释结果存在误差。为确定岩性对非弹能谱中碳窗和氧窗伽马计数比(C/O)、俘获能谱中硅窗和钙窗伽马计数比(Si/Ca)的影响,采用蒙特卡罗方法(MCNP)模拟不同岩性、孔隙度和饱和度地层条件下的伽马能谱。模拟结果显示:传统碳氧比解释模型进行碳氧比差值计算时未考虑岩性影响,是造成剩余油饱和度解释存在误差的主要原因。通过在碳氧比差值计算时引入岩性校正因子,提出一种改进的碳氧比解释模型,提高饱和度解释精度。模拟算例和实测结果表明,该改进碳氧比解释模型满足砂岩地层饱和度解释精度要求的同时,在混合岩性地层计算饱和度误差小于10%。

基于欧美人种人体模型比吸收分数比较

本文以肺(左肺和右肺)为源器官,利用MCNP4C程序对数学模型进行模拟计算,求出靶器官的比吸收分数值,并对不同成年男性模型、年龄模型和性别模型的比吸收分数(SAFs)进行分析比较。结果表明:小孩的比吸收分数比成年人高,女性的比男性的高。对于源器官与靶器官同体的,SAFs伴随能量升高在0.01～0.05MeV之间有明显的下降趋势;不同体的,SAFs伴随能量升高在0.01～0.05MeV之间有明显的升高趋势。而在0.05～4MeV区间,各个靶器官的比吸收分数趋于一常数值。因此,在内照射剂量的评价过程中对小孩、成年男性和女性要区别对待。

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。

对X-γ射线天空反散射的分析

目的分析屏蔽室外由天空反散射引起辐射剂量的数值变化规律和日常辐射监测中对天空反散射的监测方法。方法通过蒙特卡罗程序MCNP4C建模模拟多种条件下X-γ射线的天空反散射。结果通过统计学方法分析出大尺寸空间天空反散射的阴影半径经验公式。结论屏蔽室外由天空反散射引起的剂量数值变化规律上并不单调递减,在建筑物的阴影半径处达到剂量最大值,建议在阴影半径处进行监测。

(W+B_4C)/Al复合材料中子屏蔽性能的蒙特卡罗模拟

使用MCNP5程序模拟了能量为14.88 Me V的快中子在(W+B_4C)/Al和W/Al复合材料中的输运过程,并与铅硼聚乙烯、聚乙烯以及钨进行对比。计算了各屏蔽材料的中子衰减性能、中子透射能谱以及中子俘获过程中释放γ射线的透射能谱,为中子屏蔽材料的选择提供了理论依据。模拟结果和实际结果吻合,证实了蒙特卡罗方法的可靠性。模拟结果也可以得出,对于快中子,高原子序数材料的屏蔽效果要好于低原子序数材料,含钨45%的复合材料的屏蔽性能与商用铅硼聚乙烯的屏蔽效能相近,但是激发γ射线能量低于铅硼聚乙烯,考虑到成分可调控性、使用温度以及力学性能等因素,(W+B_4C)/Al复合材料是一种极具应用潜力的新型中子屏蔽材料。