蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS的开发与验证

本文介绍了开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS。MCNTRANS的中子学计算参数直接采用MCNP5程序的反应率计算值,燃耗计算方法采用图论算法跟踪燃耗链,同时,对实际燃耗过程进行详细分析以提高计算精度与程序适用性,并使用预估 校正方法以获取较大的燃耗计算步长。程序计算结果通过OECD/NEA与JAERI燃耗基准题实验结果进行验证,并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明,MCNTRANS程序在不同燃耗深度下的计算结果和实验值与其他程序的计算值符合较好,部分锕系核素与裂变产物的计算精度更高。     

过滤X射线参考辐射场特性的蒙特卡罗模拟研究及实验验证

为研究过滤X射线参考辐射场特性,利用蒙特卡罗方法对中国原子能科学研究院计量测试部过滤X射线参考辐射场的原级谱、均匀性及散射辐射进行了模拟,并利用PTW球形电离室进行了实验测量。结果表明,蒙特卡罗模拟结果与实验结果符合较好,验证了所建模型的正确性及蒙特卡罗方法对模拟过滤X射线参考辐射场的有效性,为后续模拟研究工作奠定了基础。     

背散射成像的蒙特卡罗模拟

康普顿背散射成像技术的独特优势在辐射成像领域日益得到关注与发展。这种技术可将辐射源与探测器放置在被检测物的同一侧，用于检测大型物体或几何形状复杂的物体，背散射成像对于低原子序数的物质很灵敏，适用于对毒品、炸药等物品的检测，可在打击走私、反恐和安检等领域发挥重要作用。     

稳压器人孔楔形石墨密封结构设计与验证

对适用于稳压器人孔密封的结构方案进行分析,研究密封垫材料的功能性参数,利用数值分析手段对密封结构进行初步分析。在上述基础上,开展了楔形石墨密封结构1:1热态性能考核验证试验。试验结果表明,该密封结构在经历100次冷热循环试验考核后无泄漏,拆装过程简便。热态试验验证了该型密封结构具有工程应用可行性。     

辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC开发与验证

辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行"出口封锁",制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。     

低能电子轫致辐射的蒙特卡罗模拟

应用低能电子束进行辐照加工需要采用自屏蔽结构来达到辐射防护的要求。自屏蔽防护层的功能是屏蔽由轫致辐射产生的光子。本工作利用蒙特卡罗应用程序EGSnrcMP模拟了低能电子束轰击钢和聚乙烯两种靶材的轫致辐射过程,比较和分析了轫致辐射反射光子的能谱及角分布与靶材料种类、靶材料厚度之间的关系,为优化设计自屏蔽结构提供了基础数据。     

康普顿背散射成像的蒙特卡罗模拟

康普顿背散射成像是利用康普顿效应判断被照射物体内部结构的方法，广泛应用于工业和医学诊断领域。介绍应用MCNP程序模拟康普顿背散城像的问题，计算了250keV电子轰击钨靶产生的X射线潜为源的X射线检测碳和铁的康普顿背散射光子角分布，得到这两种物质的不同散射特性。     

气相色谱过程的蒙特卡罗模拟

用蒙特卡罗方法模拟了易挥发化合物的气相色谱微观动力学行为,描述了化合物随气流在固体色谱柱表面的迁移以及吸附-解吸等过程.按气相色谱微观动力学模型编译的计算机程序模拟了超重元素化合物在等温色谱及热色谱的动力学过程,并根据不同实验条件进行了大量计算.计算结果与实验数据较为吻合.讨论了超重元素的半衰期、吸附态的周期、载气流量以及化合物的质量密度等对实验结果的影响及该理论模型的优点和待改进的地方.     

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。     

蒙特卡罗仿真计算前处理平台的开发与初步验证

当前,核设施与核装备越来越大型化、精细化和复杂化,这种发展趋势将大大增加传统手工编写蒙卡仿真计算模型的难度。针对此问题,本文利用开源几何引擎Open CASCADE开发了蒙卡仿真计算前处理平台,前处理平台提供几何模型的建立与修改、材料模型的创建与输入,以及从CAD模型到蒙卡仿真计算模型的转换等功能,以优化传统手工建模过程。本文主要阐述了前处理平台的总体架构设计、功能模块的实现情况,以及从边界表示法模型到构造实体表示法模型的转换过程,并对不同复杂程度的CAD模型进行了蒙卡仿真计算模型生成验证,初步验证结果表明,前处理平台能自动输出蒙卡仿真计算模型,避免了手工编写计算模型文本,简化了蒙卡仿真前处理过程。     

X射线管足跟效应的蒙特卡罗模拟与分析

X射线管的足跟效应是影响其性能的重要因素。为研究足跟效应对X射线能谱分布的影响,利用MCNP5软件构建了X射线管仿真模型,并设置了不同空间位置分布的探测器组,通过改变靶角、管电压和靶材料等参数研究X射线管的性能。仿真得到了靶角对X射线能谱的影响,以及在不同空间方位上X射线强度的分布,最后综合仿真结果得到了靶角、管电压以及靶材料对足跟效应的影响规律。仿真的方法和结果对X射线管的设计和使用提供了一定的理论指导。     

弥散型燃料芯体结构的蒙特卡罗模拟(英文)

在研究堆中的辐照条件下，U3Si2-Al 弥散型燃料的燃料颗粒和基体界面发生相互扩散。由于相互扩散反应,在每个 U3Si2颗粒的周围形成 U3Al7Si2反应层。反应层厚度随辐照时间和裂变密度而增加。反应层的形成造成了 U3Si2燃料和铝基体的消耗。该过程导致燃料芯体几何结构的演化。根据弥散体中燃料的随机分布特点,作者采用蒙特卡罗方法发展了燃料芯体结构演化的模拟方法。每个颗粒的特性都可以用直径和位置来表示。芯体结构参数包括颗粒尺寸分布、制造状态下的燃料体积分数、反应层厚度、反应层体积、U3Si2燃料体积分数、铝体积分数、接触几率和颗粒相互连接分数。特别是对于制造状态下的燃料体积分数为 43%时,颗粒尺寸较好地服从正态分布。模拟了在 6 mm×6 mm×0.5 mm 的芯体体积中 13 000 个抽样颗粒的情况下,各芯体结构参数随反应层厚度从 0～16 μm 变化时的函数变化情况。     

基于蒙特卡罗方法对VSOP模型的keff验证

VSOP程序广泛用于球床式高温气冷堆的工程设计,需对VSOP程序进行验证与确认。针对相同的高温气冷堆堆芯定义,比较了VSOP程序和蒙特卡罗程序采用特殊形状的重复结构来模拟随机分布的球床堆芯的建模结果。对VSOP模型中的侧反射层孔道进行均匀化处理,对球床顶锥和底锥的几何进行等效处理,用蒙特卡罗模型详细比较了近似处理为有效增殖因数k_eff带来的偏差。结果表明,VSOP模型中不同的近似处理方法会带来不同的偏差。但最终VSOP模型与最精细的蒙特卡罗模型在有效增殖因数方面差别不大,进一步说明VSOP模型的可用性和合理性。当然,VSOP程序和模型的验证还需要进一步深入研究。     

Rossi-α测量方法的蒙特卡罗直接模拟

本文基于Geant4 toolkit开发了用于Rossi-α测量方法模拟的蒙特卡罗直接模拟程序,模拟计算了橡树岭实验室基准装置6个不同几何尺寸浓缩铀圆柱系统的瞬发中子衰减常数α,同时采用脉冲中子源方法模拟计算了α,二者结果一致。蒙特卡罗直接模拟计算结果与实验结果存在偏差,空隙是产生偏差的最主要原因,随着次临界度的加深,空隙的影响减小,计算和实际测量的α的相对偏差从19%变为0.19%。     

γ射线透过率的蒙特卡罗模拟

为验证MCNP程序进行γ射线透过率模拟的准确性,利用MCNP程序模拟了能量分别为2、5、8、10 MeV的γ射线穿过不同厚度的铅和铁后的透过率值。模拟结果表明,利用MCNP程序进行γ射线透过率模拟,与按射线衰减规律的计算值相符。     

积累因子影响因素的蒙特卡罗模拟

利用不同能量的各项同性点源对铁和铅两种靶物质进行照射,使用蒙特卡罗程序实现模拟计算.根据模拟结果讨论了测量系统几何条件(点源、靶物质和探测点的相对位置及探测半径)及轫致辐射对积累因子的影响情况,通过各自影响因素的贡献值不同,说明对辐射防护屏蔽进行设计时,应综合考虑各项参数,更合理地设计屏蔽系统.     

野外γ谱仪刻度的蒙特卡罗模拟

用蒙特卡罗方法对NaI(Tl)野外γ谱仪刻度进行模拟,计算谱仪的响应系数.通过与实验的比较,研究利用蒙特卡罗方法对NaI(Tl)野外γ谱仪进行刻度的可行性.结果表明,当模拟探测器对137Cs的能量分辨率从8%～14%变化时,模拟结果与实验结果的差别在12%以内.     

241Am背散射测厚仪的蒙特卡罗模拟

背散射测厚仪是利用射线打到被测物体上，通过探测背散射的计数率得到被测物体厚度的设备。由于背散射计数与被测物厚度之间不是完全的线性关系，所以简单的数值方法只能用于局部处理，无法得到计数随厚度变化的整个曲线。利用蒙特卡罗方法计算，一方面为检测结果的正确性提供理论验证，另一方面为设备的调试提供很好的数据。     

热中子照相装置屏蔽的蒙特卡罗模拟

中子照相装置的屏蔽对降低反应堆大厅本底及提高中子照相质量具有重要意义。使用蒙特卡罗模拟方法,对热中子照相装置各组成部分的屏蔽进行模拟计算。结果表明：在照相装置的准直器部分使用厚130cm、密度4.6t/m3的重混凝土,飞行管部分使用厚75cm、密度3.6t/m3的重混凝土可保证屏蔽外的辐射当量剂量达到反应堆大厅的监督区要求。