逆向输运问题的直接求解

利用闪光照相成像系统底片直穿信息,对客体线性吸收系数空间分布进行了直接重建。由于逆向问题的不适定性,采用代数重构算法(ART)、截断奇异值分解(TSVD)、Tikhonov正则化方法以及全变差(TV)正则化方法进行求解,并对数值结果进行了分析比较。结果表明,在合适的正则化参数选取前提下,算法可以较好重建客体线吸收系数,并且有效抑制散射噪声的影响。     

中子照相多路准直器优化设计与应用

设计了一种多路准直器用于消除中子照相中的散射中子,利用MCNP5对准直器的中子吸收材料、长度进行了优化设计,利用该准直器对不同厚度的水层样品在不同样品探测器距离下进行了中子照相的MC模拟计算。计算结果表明选用25μm的Gd作为准直器的中子吸收涂层,准直器长度为1cm时可消除98%的散射中子,使用该准直器可以有效提高中子照相定量分析的精度。     

基于分子干涉函数的光子-原子相干散射截面计算方法研究

X射线衍射在物质结构分析和材料无损检测领域有着广泛的应用,其基本物理原理为光子与物质发生的相干散射。传统的相干散射截面计算方法基于独立原子形状因子近似方法,忽略了光子动量转移较小时与原子发生相互作用时的分子干涉效应,影响相干散射截面的计算精度。因此,为了获得光子动量转移较小时精确的相干散射截面,本文在核数据处理程序NECP-Atlas中对基于分子干涉函数的光子-原子相干散射截面计算方法进行研究,利用分子动力学模拟方法计算分子干涉函数,对蒙特卡罗程序使用的ACE格式数据库中的原子形状因子进行修正,并给出了模拟得到的水分子和乙醇分子的分子干涉函数,对基于独立原子形状因子近似方法和考虑分子干涉效应计算得到的水和乙醇的散射成像结果进行了对比分析。数值结果显示：基于分子动力学模拟得到的分子干涉函数计算得到的水的散射成像结果与文献结果吻合较好;同时,当光子动量转移较小时,分子干涉效应对相干散射的次级光子角度分布有着显著影响。本文建立的光子-原子相干散射截面计算方法可显著提高光子动量转移较小时的相干散射次级光子角度分布计算精度,可为X射线衍射模拟提供数据基础。     

MCNP程序中平行面源直穿贡献算法的改进

点通量估计方法广泛应用于探测区域远小于系统的模型。对于平行面源,MCNP5计算源粒子的直穿贡献部分的代码有错误,导致点通量计算结果与体通量计算结果差异较大。此外,MCNP程序（包括MCNP5和MCNP4C）对平行面源的直穿贡献进行多次重复计算,浪费计算资源,本文通过对算法进行改进,使计算时间大幅缩短。     

MCNP程序用热中子散射数据制作和检验

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分析说明。通过48个基准装置k_eff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的k_eff整体上偏差不大,k_eff平均偏差约65pcm。     

中子注量空间分布规律的理论模拟

分别以高斯聚变中子谱和麦克斯韦裂变中子谱为源谱,采用Monte-Carlo方法,对中子从不同的源高度到达不同轨道高度及不同角度处的中子注量进行数值计算,通过对计算结果进行曲线拟合,获得中子注量的空间分布规律。同时引入方向散射因子的概念,并通过对方向散射因子变化规律的研究来获得中子的大气散射规律。     

中子照相∑定量测量方法

本文描述了一种利用中子照相进行定量分析的方法,介绍了该方法的基本原理,并应用粒子输运程序MCNP模拟分析样品内部散射中子随样品与探测器之间距离变化对中子成像的影响.为削弱散射中子对中子透射成像图像信息的影响,对穿透样品的厚度进行了定量分析.     

MC法模拟光子在介质中多次散射规律

运用MCNP5软件模拟了光子在介质中发生碰撞的过程。针对所选择的不同介质及不同光子能量分别模拟计算出发生n次碰撞的光子在NPS中的比例,研究光子在介质中多次散射规律。将模拟计算出的截面和文献中的截面数据进行对比,结果表明MCNP5程序能准确处理光子在介质中的输运问题,模拟数据能为研究散射效应对荧光强度的影响提供一定的条件。     

近地空间强流脉冲中子源大气传输散射γ特性研究

基于射线与物质的相互作用原理和辐射输运理论，建立了近地空间强流脉冲中子源在大气中输运时与气体散射产生γ射线传输到同步轨道的数学物理模型，应用MCNP程序对散射γ输运至地球同步轨道的特征参数进行了数值模拟，获得了一些规律性的辐射现象，并依据这些辐射特征，初步提出了散射γ探测器相关指标，为相关研究提供了一定参考。     

阵列康普顿背散射成像研究

分析了阵列康普顿背散射成像的技术难题及解决方案,利用MCNP程序对准直器及散射函数进行了蒙特卡罗模拟计算,采用反卷积方法实现图像的复原,得到了很好的成像效果。     

MC法计算γ射线外照射剂量转换因子

以剂量转换数学模型为基础,针对骨、软组织和水的等效组织球体剂量计算,采用蒙特卡罗软件MCNP5构建0.01~10 MeV的γ射线在这三种物质中的通量和能量沉积模拟模型,进而计算这三种物质的γ外照射剂量转换因子。同时给出这三种物质的γ外照射剂量转换因子对不同能量γ光子的拟合计算公式,并进行了数据验证。结果表明:剂量转换因子在γ射线能量低于0.15 MeV时,随着能量的增加按幂函数降低;高于0.15 MeV时,按指数函数上升;剂量转换因子模拟值与参考值随γ射线能量的变化规律相同。     

连续能量核数据敏感性分析及其在AP1000中的应用

AP1000是典型的第三代核电技术,对AP1000反应堆进行核数据的敏感性分析是不确定度量化分析的基础,对AP1000后续的安全分析有重要作用。本文基于反复裂变几率方法在蒙特卡罗前向计算中求解共轭通量,并根据一阶微扰理论得到keff对核数据的灵敏度系数。针对反复裂变几率方法普遍存在占用内存大的问题,采用稀疏矩阵的存储方式降低内存。针对计数效率低、统计涨落大的问题,采用重叠块法提高计数效率。通过在蒙特卡罗程序NECP-MCX中开发连续能量核数据敏感性分析功能模块,并对AP1000进行连续能量核数据灵敏度系数的计算,得到了对keff的灵敏度系数影响较大的核数据,同时将计算结果与MCNP6进行了比较。结果表明,NECP-MCX和MCNP6的计算结果吻合较好。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块中子学分析

基于ITER装置全模型,借助于MCNP自动建模程序MCAM,将TBM模块插入该模型的赤道窗口,使用MCNP/4C和FENDL1.0数据库,对DLL和SLL两个典型子模块设计进行三维中子学计算和分析,给出TBM模块核热功率密度分布以及氚增殖能力.     

The treatment of resonance interference effects in the subgroup method

This paper describes the development of a method to treat resonance interference effects within the framework of the subgroup method. The new procedure provides for the treatment of multiple resonance absorbers in which the subgroup weights are determined using a least squares technique and based on the cross sections generated from a mixture of multiple resonance isotopes and a suitably wide range of background cross sections. The method was implemented in the Method of Characteristics code DeCART and validated using MCNP. In order to implement the new method, the NJOY code was used for the calculation of neutron spectra and resonance parameters in for each representative LWR mixture. The resonance parameters, lambda, of the scattering isotopes are computed not just with U-238 as the resonance isotope as in previous applications of the subgroup method, but also with U-235 as resonance isotope for the energy groups in which U-238 has no significant resonances. After developing a procedure for generating lambda factors for scattering isotopes, a method is then described for generating subgroup parameters in a homogeneous system. Again NJOY is used for resonance calculations of a set of mixtures for each resonance isotope at each selected temperature. The group average cross sections instead of the resonance integrals of these mixtures are used to generate subgroup parameters using an optimization algorithm. The generated library is then verified by comparing the solution from DeCART with the solution from MCNP. The method is then extended to a heterogeneous system. The code RMET21 is used for transport calculations for the heterogeneous system. The interference effect from the most important resonance isotopes is treated by generating subgroup weights with resonance cross sections for the cases with two resonance isotopes. The results indicate that the subgroup method can accurately represent resonance interference effects within the framework of the subgroup method.     

蒙特卡罗模拟确定γ射线衰减系数函数及参数

在中低密度样品中,γ射线的线衰减系数主要由γ射线能量和样品密度决定,采用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序模拟计算了多种γ射线能量和多种样品密度条件下的线衰减系数,对线衰减系数模拟值进行多元非线性回归,确定了以γ射线能量和样品密度为因变量的线衰减系数函数及参数。实验测定了三种能量γ射线在6种不同密度样品中的线衰减系数值,并与模拟所得函数值进行比较分析。结果表明,所得函数值与实验值的相对误差均在7%以内,蒙特卡罗程序计算所得函数值与实验测量值较为吻合,所采用的函数模型准确验证了线衰减系数与γ射线能量、样品密度之间的关系特征。     

用于迷宫屏蔽计算的蒙特卡罗减方差方法研究

本文应用多种减方差技巧提出了强迫指向自动重要抽样（FPAIS）方法,并在MCNP5程序平台实现了该方法。采用该方法对1个多折迷宫算例进行了模拟计算,计算结果与MCNP5程序的直接模拟、DXTRAN球、点通量3种方法的结果进行了比对。基于此算例对FPAIS方法进行了引导面设置和粒子数敏感性分析。结果表明,FPAIS方法在保证一定计算精度的前提下,比其他3种方法的FOM提高2~3个量级,且该方法对引导面设置不敏感、可用性强,对于迷宫屏蔽计算是一种准确、高效的解决方案。     

Calculation of thermal neutron self-shielding correction factors for aqueous bulk sample prompt gamma neutron activation analysis using the MCNP code

In this work thermal neutron self-shielding in aqueous bulk samples containing neutron absorbing materials is studied using bulk sample prompt gamma neutron activation analysis (BSPGNAA) with the MCNP code. The code was used to perform three dimensional simulations of a neutron source, neutron detector and sample of various material compositions. The MCNP model was validated against experimental measurements of the neutron flux performed using a BF₃ detector. Simulations were performed to predict thermal neutron self-shielding in aqueous bulk samples containing neutron absorbing solutes. In practice, the MCNP calculations are combined with experimental measurements of the relative thermal neutron flux over the sample’s surface, with respect to a reference water sample, to derive the thermal neutron self-shielding within the sample. The proposed methodology can be used for the determination of the elemental concentration of unknown aqueous samples by BSPGNAA where knowledge of the average thermal neutron flux within the sample volume is required.     

Application of global variance reduction method to calculate a high-resolution fast neutron flux distribution for TMSR-SF1

The solid fuel thorium molten salt reactor(TMSR-SF1) is a 10-MWth fluoride-cooled pebble bed reactor. As a new reactor concept, one of the major limiting factors to reactor lifetime is radiation-induced material damage. The fast neutron flux(E 0.1 MeV) can be used to assess possible radiation damage. Hence, a method for calculating high-resolution fast neutron flux distribution of the full-scale TMSR-SF1 reactor is required. In this study,a two-step subsection approach based on MCNP5 involving a global variance reduction method, referred to as forward-weighted consistent adjoint-driven importance sampling, was implemented to provide fast neutron flux distribution throughout the TMSR-SF1 facility. In addition,instead of using the general source specification cards, the user-provided SOURCE subroutine in MCNP5 source code was employed to implement a source biasing technique specialized for TMSR-SF1. In contrast to the one-step analog approach, the two-step subsection approach eliminates zero-scored mesh tally cells and obtains tally results with extremely uniform and low relative uncertainties.Furthermore, the maximum fast neutron fluxes of the main components in TMSR-SF1 are provided, which can be used for radiation damage assessment of the structural materials.