基于直接CAD几何模型的辐射场生成技术研究及应用

介绍了基于直接CAD几何模型的3维辐射场生成技术及其应用情况。在大规模并行非结构网格蒙特卡罗粒子输运方法的基础上,结合在线地图、SolidWorks等直接CAD几何模型,提出了1种适用于电子元器件、复杂厂房几何和大区域城市环境的高效辐射场生成模拟计算方法。并基于该技术实现了安卓设备电路板辐射场、复杂放射源迷道辐射环境和核辐射在百米量级城市环境建筑物区域的数值模拟,获取了全空间的辐射场中子注量率和能量分布信息,验证了该项技术在电子元器件辐照效应、放射源屏蔽设计和核辐射瞬发效应仿真应用中的可行性。

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输出数据分析与可视化软件的设计与实现

MCNP(Monte Carlo N-Particle Code)是基于Monte-Carlo方法的一个粒子输运计算程序。其输出数据信息量大,难以快速筛选处理有效数据。在分析MCNP输出数据主要内容的基础,设计了MCNP结果数据提取算法,采用VC++与MatlabCOM混合编程技术,实现了一个MCNP输出数据分析与可视化软件。应用结果表明,该软件满足了MCNP使用人员对MCNP输出数据快速分析与可视化的迫切需求。

提高单板钴源剂量率MCNP计算效率的模拟研究

蒙特卡罗方法是目前准确的吸收剂量率计算方法,但其较长的模拟耗时阻碍了它在工业钴源辐射加工和辐照实验中的应用。模拟耗时、模拟精度以及模拟值与实测值的相对偏差是表征蒙特卡罗计算效率的重要指标。针对8.4 PBq的单板钴源辐照装置,讨论了并行线程数、记数方法、记数栅元尺寸、γ致电子的处理方式和截断能5种参数对蒙特卡罗程序MCNP吸收剂量率计算效率的影响。利用实验测量结合模拟试算的方法,给出了在保证一定精度和相对偏差前提下,使得模拟耗时最少的参数组合,提高了MCNP计算效率。结果如下:超线程模式下的并行计算、*F6记数方法、栅元边长为1 cm、γ输运模式、γ截断能为100 ke V。

MCNP光电参数计算I/O接口可视化软件

系统电磁脉冲(SGEMP)环境、响应和效应研究中,离不开射线与材料相互作用时的光电参数。MCNP是光电参数的通用计算程序之一,输入文件格式较复杂,同时,它也没法与自行开发的其它软件的接口通信。为方便使用,针对SGEMP研究的特点,开发了MCNP光电参数I/O接口可视化软件,软件运行于Windows平台下,使用C++Builder语言编写。应用该软件,用户只需要给出射线和材料参数,就可以得到需要的光电参数。该软件解决了自行开发的SGEMP环境计算软件与MCNP的接口通信问题,为以后通用SGEMP环境计算软件的推广使用打下了基础。

MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用

为合理设计基于核弹头泄漏中子被动测量核查方法的实验方案，根据假想核弹头模型，用MCNP程序计算了其泄漏中子能谱。结果表明，核材料自发裂变中子在透射出弹体后被慢化，大部分中子成为慢中子，能量小于0．5MeV。分析了这一结果对核武器现场核查中子探测技术的意义。

MCNP与GEANT4应用于随钻方位伽马测井仪探测性能对比

MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构建的蒙特卡罗程序包,在核测井领域还没有得到广泛使用。采用GEANT4和MCNP建立随钻方位伽马测井仪器模型进行模拟,分别测量反映仪器性能指标的几个响应特征并对测量结果进行对比。对比分析表明,GEANT4的模拟计数结果和输出能谱与MCNP均符合较好,仪器性能结果分析基本一致,证明将GEANT4应用到核测井领域是可行的。

基于CT数据的MCNP个体化体模的获取及应用

CT数据既是开展肿瘤精确放射治疗的基本数据,也是利用蒙特卡罗方法开展个体化剂量分布计算的主要数据。通过提取CT数据中的像素信息,进而转化为对应组织材料信息,重建得到个体化数字体模。利用所构建的数字体模,作了一些初步应用,结果表明基于CT数据获取的MCNP个体化体模正确,可为放疗计划的评估提供参考依据。

基于MCNP的AP1000压水堆栅元反应性模拟

采用蒙特卡洛中子光子(MCNP)输运程序构建了AP1000压水堆栅元模型,进行典型燃料组件的栅格反应性模拟计算。研究了不同硼酸溶液浓度和水铀比下栅元的有效增值因数Keff值的变化规律,得到了AP1000典型燃料组件的栅元反应性变化规律,以期为核反应堆运行及设计提供数据参考。

体素模型在Monte Carlo模拟计算中的描述

体素模型与Monte Carlo模拟计算方法相结合已开始应用于辐射防护的研究中。然而,通常的模拟计算需要很长的时间,这限制了体素模型的广泛应用。该文对模拟计算中体素模型的描述进行研究,实现了把三维体素合并算法用在MCNP(Monte Carlo N-particle)程序描述体素模型的方法。结果表明,使用该方法描述体素模型,粒子输运过程要比传统的方法快32%,但是对粒子在组织器官中沉积能量的纪录需要更多时间。关键词:辐射;MCNP(Monte Carlo N-particle);体素;人体模型;

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。

放射性粒子源近距离治疗的Monte Carlo模拟

放射性光子源如103Pd和125I已被广泛用于前列腺和眼睛的植入治疗中。本文使用MCNP4C软件计算美国医学物理学家协会(American association of physicists in medicine,AAPM)推荐的103Pd和125I的剂量学特征。由AAPM推荐的剂量学参量如剂量率常数、径向剂量函数、各项异性函数通过Monte Carlo计算得到,在材料固体水WT1(solid water)中,125I的剂量率常数为0.99,103Pd的为0.682,而在材料Water中,125I剂量率为1.01。与前研究工作者Reners的计算结果相比125I的剂量率一致,而103Pd剂量率和各向异性函数结果相差较大,这些差异是使用不同Monte Carlo代码截面数据引起的。

光子空气散射基准问题的Monte Carlo模拟

用并行化的MCNP(Monte Carlo N-particle)程序模拟了美国堪萨斯州立大学1977的光子散射实验基准问题。针对不加顶盖屏蔽层的情况,对问题的几何和材料进行了详细的描述,模拟了地面、水泥柱壳屏蔽体和小车的散射。由于问题并不是完全轴对称的,因而采用的是点探测器估计,用100个处理器模拟了1亿个样本,给出了计算结果和实验值的对比,模拟结果和试验结果存在一些差别,但趋势相同。同时,用指向概率法的MCCO程序与MCNP进行了比较。模拟中还考虑了加重要性和不加重要性对计算效率的影响。

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。

蒙特卡罗粒子输运程序JMCT研制

介绍了具有自主知识产权的蒙特卡罗(MC)粒子输运程序JMCT的初步研制成果。JMCT基于三维组合几何支撑软件框架JCOGIN,采用模块化,分成多层管理结构,可处理多群碰撞和连续能量碰撞,可进行粒子并行和区域分解并行两种并行方法,并具有良好的可扩展性和高速通信技术,同时配有可视化建模前处理软件。介绍了JMCT采用的多群物质碰撞机制,展示了程序模拟计算测试模型的结果,与MCNP程序计算结果一致。JMCT串行计算速度相比MCNP提高了约3倍;在20 480个处理器核上模拟2×109样本,并行效率可达70%。

基于蒙特卡罗方法的中子屏蔽材料设计

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍(Am-Be)中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子(慢中子、中能中子、快中子)具有的不同屏蔽性能。研究发现:B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。

BEAVRS基准模型热零功率状态的JMCT分析

使用JMCT(J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算,并与测试数据进行了对比和分析.比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布.HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算,JMCT结果与理论值1.000的误差小于0.2%,控制棒价值计算结果与测量值符合.JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析,计算结果与测量值一致,同时清晰地展示了模型增加格架后,轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象.此外,JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布,并与国际知名程序MC21结果进行了对比,两个图像都符合得非常好.随着计算机与并行计算的高速发展,蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.

大亚湾核电站周围海域水生生物人工放射性核素辐射剂量率的蒙特卡罗计算

为了定量研究核电站液态流出物对水生生物的辐射,建立了核电站周围海域水生生物辐射剂量模型,用MCNP程序对大亚湾11种辐射参考生物的人工核素辐射剂量率进行了计算.生物体建模时采用2个椭球体模型,分别模拟全身和器官团.选取了对生物影响最大的9种人工核素作为源项逐一模拟.最后以137Cs、90Sr、110mAg三种核素为例,根据其海水中的比活度计算出生物的吸收剂量率.结果表明在正常工况下大亚湾水生生物受到的辐射剂量是安全的,而且生物浓缩核素的内照射贡献了98%以上的辐射剂量.即使是在非正常工况下,海水中放射性核素含量升高,但只要比活度尚未超过海水水质标准的比活度限值,水生生物受到的剂量(最大剂量约3.420 mGy/a)仍然是安全的.本研究结果可用于评价核电站对海域生态环境的影响,以及水生物种的辐射防护工作.

基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价库的ACE格式参数制作与初步检验

2006年发布的ENDF/B-Ⅶ.0评价库较2001年发布的ENDF/B-Ⅵ.8有许多改进之处,与临界积分检验装置实验结果符合得更好。采用NJOY程序及ENDF/B-Ⅶ.0评价库中子入射子库,制作了MCNP系列程序使用的ACE格式参数。阐述了新评价库的特点和参数库的制作过程,重点叙述了对参数库的检验。结果表明,制作的参数库是正确的,可供用户使用。

蒙特卡罗粒子输运软件JMCT抽样工具库设计

为通用型蒙特卡罗粒子输运程序JMCT设计了抽样工具库,通过两种技术途径提供各分布的抽样。一是针对各种常见分布提供特定抽样子程序;二是提供一个通用型的抽样子程序,可以实现任意离散分布和任意一维有限区间上连续分布的自动抽样。在设计任意一维有限区间上连续分布的自动抽样工具时利用了部分开源代码,利用其功能提供给用户最大的方便性。对抽样工具库的检验表明,其可以正确、方便地实现各种输运模拟中常见分布的抽样。