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.     

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。      

蒙特卡罗方法在中子活化在线分析系统设计中的应用

选取重水、石墨、聚乙烯等6种慢化材料，利用MCNP程序对不同的慢化材料进行模拟计算分析。计算结果表明，中子活化在线分析系统的最优化慢化材料为聚乙烯。实验测定了以聚乙烯为慢化材料的中子活化分析系统的热中子注量率随源到引出孔之间的距离以及探测器处于不同位置时的分布关系，为下一步进行中子活化在线分析研究提供了依据。     

钆示踪中子伽马能谱测井方法的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法分别模拟砂岩和石灰岩地层渗钆前后的热中子计数及俘获伽马能谱，研究利用渗钆前后的热中子计数率比R及俘获伽马能谱的计数比n(Gd)/n(H)确定饱和度的方法，确定R及n(Gd)/n(H)与孔隙度Φ、渗钆浓度、饱和度和岩性等影响因素的关系。     

碳氧比γ能谱测井的蒙特卡罗方法数值模拟

本文采用蒙特卡罗(MC)方法对碳氧比(C/O)γ能谱测井进行了数值模拟。模拟谱和实测谱吻合得很好,精度达到了工程应用的要求。计算并分析了地层含油饱和度、井液持油率、套管外径和水泥环厚度等参数对碳氧比值影响的规律。为了获得更准确的谱分析结果,本文针对C/O非弹γ计数谱提出了新的谱处理方法,并进行了谱分析,谱分析结果与地层和井眼的实际情况相一致。这些规律和方法可供C/O测井仪器的刻度以及测井解释作参考。     

蒙特卡罗方法在铅活化测量系统中的应用

利用蒙特卡罗模拟程序MCNP5,模拟计算铅活化法中前端活化体的厚度对系统探测效率的影响,确定铅材料的正面最佳厚度,模拟结果与实验测量及解析式计算的结果基本一致.     

三维瞬态输运程序在中子点火中的应用

基于广义半马尔科夫过程模拟方法开发了一套三维中子输运瞬态蒙特卡罗程序GSMP3D,该程序使用ACE格式连续截面,适用于随机中子场瞬态和强中子场瞬态问题的求解。以美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)和洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)提供的中子点火对算模型为例,对比了GSMP3D与美国点火程序Mercury的计算结果,二者吻合很好,GSMP3D不仅给出了中子点火概率,还提供了定态点火实验的中子爆发等待时间的统计结果。表明该程序可用于处理中子点火问题。     

脉冲中子全能谱测井闪烁探测器响应特性的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究NaI和BGO晶体探测器对不同γ射线的响应。模拟结果表明,BGO晶体的光电峰和第一逃逸峰对计数贡献大,而NaI晶体的逃逸峰贡献大。对于井眼和地层流体分别为油和水砂岩地层,模拟改变NaI和BGO晶体探测器的直径和长度时的非弹性散射γ射线响应能谱,采用不同能窗处理方法对地层流体的分辨能力不同,选取光电峰和第一、第二逃逸峰对应的能量窗时,BGO晶体探测器比NaI晶体探测器测量的C/O（C与O的元素含量比）差值大,但受尺寸的影响不大;采用光电峰对应的能量窗时,BGO晶体探测器测量的C/O差值比NaI的大得多,且随尺寸的增加差值增大;能量道的漂移对C/O值影响较大,而能量分辨率对差值影响相对较小。     

蒙特卡罗方法在Soller中子狭缝准直器优化设计中的应用

Soller型中子狭缝准直器是中子散射谱仪部件之一，用来对中子束流进行准直。准直器的设计不仅需要对吸收材料进行选择，吸收材料的厚度选择也很重要。准直器的透射率和空间的限制对准直器的长度提出要求。应用以蒙特卡罗方法为基础的模拟计算对准直器进行优化设计是一种新的尝试。采用MCNP程序对准直器的长度和吸收片厚度进行了模拟优化设计，并对计算结果进行了评定。     

蒙特卡罗方法在反应堆物理计算中的应用

利用蒙特卡罗 (MonteCarlo简称MC)方法对高通量工程试验堆的堆芯物理进行了计算 ,计算了该堆的 5个临界装置的有效增殖系数keff以及一个实际运行的复杂堆芯中考验回路内的考验燃料元件的中子通量 ,计算结果与实验值符合得很好     

利用蒙特卡罗方法计算6LiD中子源的产额与能谱分布

利用^6LiD中子源转换靶室将反应堆热中子转换成聚变谱中子，可用来进行聚变中子辐照环境下的材料性能研究。应用蒙特卡罗方法模拟聚变谱中子的产生过程，从理论上验证了这种中子源的可行性。初步计算表明：1个热中子作用在^6LiD源室外表面将在源室内腔中产生0．1314个快中子；所产生的快中子具有很好的聚变谱特点，能量集中在13．5～15．5MeV之间。     

基于蒙特卡罗抽样的活化中子能谱测量不确定度分析

不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。     

活化法测量中子能谱实验中反应率及初始谱的检验

利用活化法对西安脉冲反应堆辐照腔进行了中子能谱测量。对活化片的测量数据进行了分析,发现其中一个反应道的反应率测量值不准确,并以此为切入点展开深入研究,总结出评定实验数据的定性分析方法:在有限次迭代后,通过对各反应道反应率计算值与实验值之比与1的偏离程度判断实验数据的置信度,进行实验数据取舍后再进行解谱。此外,分析了不同初始能谱对解谱结果的影响。结果表明:初始能谱与实际能谱偏差越大,共振区的截面数据对结果的影响越明显。为此,提出了一种判断初始能谱是否合适的方法。     

Some Studies on the Time Resolved Energy Spectrum Reconstruction for Pulsed Neutron Source

The purpose of this article is to present some new numerical results concerning the time resolved energy spectrum reconstruction of a short pulsed neutron source, like one created in plasma focus devices. An MCNP code is used to simulate a time dependent neutron source, plastic scintillator detectors, and their recorded signals. A Monte Carlo program reconstructs spectrum using the signals produced by MCNP code. By the numerical computations we determined the optimum number of four detectors which are needed to be placed at 0, 10, 18 and 30 m from the source, respectively. A time resolution about 12 ns and an energy resolution of 40 keV are obtained. Neutron scattering in the air is considered, and it is found that the intensity of spectrum is increased by 6%.     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

启明星1号装置中子通量能谱与中子平均能量计算

启明星1号装置是我国研究ADS次临界中子学的一个快热耦合系统。本文用离散坐标法的程序TWODANT对启明星1号装置能谱进行分析计算。计算结果表明，启明星1号装置具有比较硬的中子能谱，可用以进行有关ADS的研究。     

贝叶斯理论在脉冲裂变中子能谱诊断中的应用

本文建立了以贝叶斯理论为基础的脉冲裂变中子能谱的数值迭代计算方法,解决了脉冲裂变中子能谱测量的技术难题。对脉冲裂变中子空间输运、物质衰减、探测器灵敏度等进行了分析,将脉冲裂变中子能谱在空间传输中的飞行展宽时间谱理解为出壳时间谱在不同测点的概率分布函数,脉冲中子在不同测点的信号强度分布是出壳时间谱和脉冲中子能谱飞行展宽时间谱的卷积信号,将物质衰减、探测器灵敏度响应等转换环节对中子能谱的影响因子进行了分别处理,消除了通道物质对中子能谱衰减和探测器非线性灵敏度等因素对脉冲裂变中子能谱解谱的影响。研究结果表明,对距辐射源5 m和10 m处的中子波形进行数值处理,均能获得理想的脉冲裂变中子能谱,当考虑传输系统响应函数对中子波形影响时,仍能获得较理想的中子能谱。     

Vectorization of Continuous Energy Monte Carlo Method for Neutron Transport Calculation

The vectorization method was studied to achieve a high efficiency for the precise physics model used in the continuous energy Monte Carlo method. The collision analysis task was reconstructed on the basis of the event based algorithm, and the stack-driven zone-selection method was applied to the vectorization of random walk simulation. These methods were installed into the vectorized continuous energy MVP code for general purpose uses. Performance of the present method was evaluated by comparison with conventional scalar codes VIM and MCNP for two typical problems. The MVP code achieved a vectorization ratio of more than 95% and a computation speed faster by a factor of 8–22 on the FACOM VP-2600 vector supercomputer compared with the conventional scalar codes.     

活化法测量散裂靶中子能谱的实验验证

散裂靶中子的能谱对加速器驱动次临界系统的倍增因数和嬗变率等影响很大,计算表明散裂靶中子谱在MeV能区与裂变中子谱相近。本文利用活化法测量临界装置的泄漏中子谱和中子注量率,提出了用In、Al、Mg、Ti、Au、Zn、Ni、Rh、Fe和Co等活化箔测量散裂靶中子能谱和中子注量率的方案。结果表明,将活化箔在散裂靶中子场中辐照5h,中子注量最高达5×1014 cm-2量级,辐照后1h内取出活化箔,根据半衰期的长短安排测量顺序,可测量散裂靶的中子能谱和中子注量率。     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。