基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计北大核心CSCD

在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。     

计算电子射程的直接蒙特卡罗方法

电子射程的计算通常采用吸收曲线线性外推法,但线性外推法在计算与应用上有一定缺陷。采用相对强度衰减至一定比例的定义法也可用来确定射程。本文首先对定义法的数值模拟方案提出改进,然后研究提出计算电子射程的直接蒙特卡罗模拟方法。直接蒙特卡罗模拟方法不需计算注量,直接以射程为统计量,该方法使用方便,不受电子能量、衰减介质厚度的限制,具有很高的计算精度和计算效率,还可给出射程的区间估计。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

核聚变装置HT-7U环境辐射剂量蒙特卡罗模拟计算与分析

在聚变评价数据库FENDL／2的基础上，采用三维蒙特卡罗输运程序MCNP／4C，对核聚变装置HT07U运行时的环境辐射剂量率进行了模拟计算及相关分析，着重研究了HT-7U硼水屏蔽层不同设计方案对环境剂量率的影响。计算结果表明，硼水层有效地减小了装置运行时周围环境的辐射剂量率，而浓缩硼水方案相对天然硼水方案，屏蔽效果提高不明显。同时本文也对聚变装置环境辐射剂量计算中的天空反(散)射效应进行了初步的研究，计算结果显示，当屏蔽大厅顶厚减至0．5m以下时，装置运行时大厅外辐射剂量分布呈现明显的阴影效应。     

辐射流体力学数值模拟中的隐式蒙特卡罗方法

研究了一种模拟辐射流体力学问题的隐式蒙特卡罗方法,该方法考虑了相对论效应的影响。采用算子分裂思想将问题分为3步：1） 计算不含辐射与物质相互作用项的流体力学方程组;2） 采用隐式蒙特卡罗方法模拟辐射输运过程,通过追踪粒子历史,采用统计的方法给出粒子在1个时间步的能量和动量沉积,在此过程中考虑了相对论效应对辐射输运的影响;3） 更新流体能量和动量。在整个计算过程中,流体力学过程和蒙特卡罗粒子在介质中的运动过程均在实验室坐标系下进行模拟,但粒子的碰撞事件在局部的流体静止系下进行模拟。最后针对辐射流体力学的几个典型问题开展数值实验,计算结果验证了算法的适用性和程序的正确性。     

计算高可靠性系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法

在相似仿真方法的基础上 ,设计了计算系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法 ,包括直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法。介绍了统计估计蒙特卡罗可靠性仿真的基本原理 ,给出了统计估计蒙特卡罗计算方法的无偏估计量和具体算法。同时采用直接仿真方法、限制抽样蒙特卡罗方法、强迫转换蒙特卡罗方法、直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法计算了一高可靠性系统的失效概率 ,结果表明 ,在高可靠性系统不可靠度计算中加权统计估计蒙特卡罗方法计算结果的方差最小 ,效率最高。     

来稿须知北大核心CSCD

《辐射防护》是中国核学会辐射防护学会主办的学术类科技期刊,为国家中文核心期刊。报道内容包括：辐射防护原理、辐射防护标准、运行辐射防护、辐射安全与核安全、辐射剂量学、剂量测量与评价、辐射环境监测与评价、放射医学（侧重与防护有关的,不包括纯临床诊断和治疗）、放射毒理学、放射生物学、辐射流行病学、放射生态学、放射性废物管理、核设施退役与去污、辐射防护培训、辐射防护管理以及非电离辐射防护等有关辐射防护的各个部分。     

应用蒙特卡罗方法表征HPGe探测器

采用蒙特卡罗方法计算HPGe探测器对光子的探测效率,需对计算模型参数进行确定。使用蒙特卡罗模拟计算和实验测量相结合的方法,对晶体死层厚度及冷指尺寸进行了表征。结果表明,使用此方法确定晶体参数模拟光子的探测效率,在59.54～1408.1keV光子能量范围内,计算效率与实测效率相对偏差在5%以内,并进行了实验验证。     

基于蒙特卡罗方法模拟计算CZT探测器的γ能谱

在了解CZT探测器结构的基础上,用蒙特卡罗程序MCNP对探测器中光子输运过程进行模拟计算,得到光子在探测器中沉积能量的大小及位置信息.编程读取这些信息并计算出γ射线能谱.考虑到所用探测器的实际情况,提出了一个简化的海克公式计算电荷收集效率,对法诺因子及噪声的影响进行了展宽处理.计算得到的γ能谱与实验谱基本一致,全能峰的峰位和低能尾迹得到较好地模拟.     

Monte Carlo模拟研究γ射线密度计的辐射剂量场

辐射防护是核技术应用的一个重要方面.本文以γ射线密度计为例,介绍了Monte Carlo方法在辐射防护设计中的应用.我们根据实际系统建立模型,在此基础上模拟了1600型挖泥船γ射线密度测量系统周围环境的泄漏辐射剂量场,为系统的防护设计提供理论指导.研究结果表明,在正常工作状态下,1600型γ射线密度测量系统的安全性达到了国家标准的要求.在管道吸空时辐射泄漏较严重,最严重的地方位于以探测器为中心、半径小于5 cm的小块区域内.在此区域外泄漏的辐射急剧减少,25 cm远处下降到国家标准规定的允许上限值.进一步的研究表明,在探测器后面增加一块半径为25 cm、厚度为7 cm的钢板将提供安全的辐射防护.     

蒙特卡罗法内照射剂量计算中不同物理模型的比较

在核医学内照射剂量计算中，Monte Carlo方法是一种十分重要的方法。但其计算结果的准确性直接取决于所使用的物理模型。分析了光子与物质作用过程的三种模型，比较了它们各自的特点，使用条件和对计算结果的影响，以便于科研工作中正确的选用。     

Monte Carlo simulation of single beam dose profile

The single beam dose profiles of Leksell Gamma Unit are simulated and the rsults are compared with the experimental results of ELEKTA.The effect of diameter of cylinder souce on the dose profile is also studied and the yielded results show that there are not much difference of the dose profiles between a point source and cylinder source when diameter is less than 1mm.     

Implementation of Japanese Male and Female Tomographic Phantoms to Multi-particle Monte Carlo Code for Ionizing Radiation Dosimetry

Japanese male and female tomographic phantoms, which have been developed for radio-frequency electromagnetic-field dosimetry, were implemented into multi-particle Monte Carlo transport code to evaluate realistic dose distribution in human body exposed to radiation field. Japanese tomographic phantoms, which were developed from the whole body magnetic resonance images of Japanese average adult male and female, were processed as follows to be implemented into general purpose multi-particle Monte Carlo code, MCNPX2.5. Original array size of Japanese male and female phantoms, 320x160x866 voxels and 320x160x804 voxels, respectively, were reduced into 320x160x433 voxels and 320x160x402 voxels due to the limitation of memory use in MCNPX2.5. The 3D voxel array of the phantoms were processed by using the built-in repeated structure algorithm, where the human anatomy was described by the repeated lattice of tiny cube containing the information of material composition and organ index number. Original phantom data were converted into ASCII file, which can be directly ported into the lattice card of MCNPX2.5 input deck by using in-house code. A total of 30 material compositions obtained from International Commission on Radiation Units and Measurement (ICRU) report 46 were assigned to 54 and 55 organs and tissues in the male and female phantoms, respectively, and imported into the material card of MCNPX2.5 along with the corresponding cross section data. Illustrative calculation of absorbed doses for 26 internal organs and effective dose were performed for idealized broad parallel photon and neutron beams in anterior-posterior irradiation geometry, which is typical for workers at nuclear power plant. The results were compared with the data from other Japanese and Caucasian tomographic phantom, and International Commission on Radiological Protection (ICRP) report 74. The further investigation of the difference in organ dose and effective dose among tomographic phantoms for other irradiation geometries should be carried out by employing additional tomographic phantoms to find out the dosimetric difference of Asian human phantoms from Caucasian-based phantoms.     

石英β剂量的蒙特卡罗模拟

用蒙特卡罗方法对TL或OSL测定年代中用β源进行照射时石英样品的吸收剂量进行模拟,研究石英薄片样品厚度和石英单颗粒大小对吸收剂量的影响。模拟程序用EGSnrc/DOSRZnrc,圆柱形薄片样品直径0.97cm,厚度10–500μm,单颗粒大小60–300μm。结果表明,吸收剂量与薄片样品的厚度有关,相对剂量的最大差异达10%;石英单颗粒中相对剂量随颗粒变小而增大,最大差异达19%。这些因素在测定年代过程中需加以考虑。     

蒙特卡罗模拟在预测稀土尾渣辐射水平的应用

为了评估稀土尾渣的辐射水平,本文以典型的独居石选冶生产稀土后产生的含钍尾渣作为研究对象,应用蒙特卡罗模拟方法来计算桶装含钍尾渣周围的空气吸收剂量率。模拟计算结果与实测结果比较相对偏差均未超过20%,表明用蒙特卡罗模拟方法来预测稀土尾渣辐射水平是可行的。     

Effects of CT based Voxel Phantoms on Dose Distribution Calculated with Monte Carlo Method

A few CT-based voxel phantoms were produced to investigate the sensitivity of Monte Carlo simulations of X-ray beam and electron beam to the proportions of elements and the mass densities of the materials used to express the patient‘s anatomical structure. The human body can be well outlined by air, lung, adipose, muscle, soft bone and hard bone to calculate the dose distribution with Monte Carlo method. The effects of the calibration curves established by using various CT scanners are not clinically significant based on our investigation. The deviation from the values of cumulative dose volume histogram derived from CT-based voxel phantoms is less than 1% for the given target.     

蒙特卡罗模拟人工自旋冰的退磁过程

近年来,人工自旋冰(Artificial spin ice,ASI)因具有潜在的应用价值以及理论研究价值而倍受关注,成为磁学领域的研究热点之一。以往的研究集中在Square和Kagome两种晶格结构,由于能量势垒和阻挫的大量存在,实验上难以通过退磁等方法达到其内部相互作用决定的能量基态。本文基于Kagome晶格结构提出了一种新的人工自旋冰结构,并基于蒙特卡罗模拟了三种不同的退磁方法对体系能量的影响。结果表明,退磁过程中旋转磁场方向可更有效地降低体系能量,并诱导多种磁结构的出现。     

CT图像的体元大小对EGSnrc蒙特卡罗剂量计算的影响

目前的放射治疗计划系统采用经验或半经验常规剂量算法,计算得到的剂量分布不够精确,而蒙特卡罗剂量算法是一种精确的剂量计算方法,但其计算时间冗长问题最终影响临床的应用.本文基于一例病人头部电子计算机体层成像(Computer Tomography,CT)数据,应用EGSnrc(Electron Gamma Shower NRC,EGSnrc)蒙特卡罗程序,研究不同体元大小对剂量分布计算精度和计算时间等的影响.     

用光子源敷贴治疗时血管瘤中剂量分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗法计算了用10-366keV的光子源敷贴治疗时一种简化血管瘤模型中的剂量分布。计算结果表明,临床治疗时,光子能量应选在30keV附近,这样既有很好的治疗效果,又可适当减少对正常组织的照射。用~(125)I对30余例混合型、海绵状血管瘤进行的治疗疗效显著,随访中没有发现皮肤溃烂等现象。同时给出了10Gy的瘤体平均剂量对应的各种能量下的光子数。