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。     

蒙特卡罗方法在中子能谱研究中的应用

针对快中子能谱实验测量数据的修正 ,开发了FAMS MC蒙特卡罗计算程序 ,对 5 9、6 4和1 4 1MeV中子在Be核上产生的次级中子双微分截面的实验结果进行了修正计算 ,并与用MCNP蒙特卡罗程序修正的结果进行了比较。用FAMS MC程序进行中子能谱实验测量数据修正得到满意结果。     

重要方向抽样在小探测概率问题模拟中的应用

蒙特卡罗方法对于小探测概率问题的模拟计算的效率非常低。介绍了重要方向抽样技术在这类问题中的应用,并给出了此技术对于同时具有小探测概率、深穿透两种特点的问题的解决方法。     

计算γ射线点核积分的蒙特卡罗方法

本文采用蒙特卡罗方法来计算点核积分,编制了带屏蔽参数的三维几何 FORTRAN 程序 GMC,对γ射线的辐照效应进行计算。与常规的点核积分计算相比,计算时间可缩短到百分之一左右。用该程序对 HFETR 首炉装载所进行的堆内γ射线剂量率和发热率的计算结果与实验测量结果基本相符。     

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     

蒙特卡罗方法在ADS屏蔽计算中的应用

利用蒙特卡罗方法计算了新一代核能系统加速器驱动系统(ADS)中质子束管内的中子归一化注量率分布以及通过质子束管入口和其它外表面逸出的归一化中子注量率,得出了一些对ADS系统的设计有重要意义的结论。     

蒙特卡罗方法在乏燃料运输容器屏蔽中的应用

本文主要应用蒙特卡罗方法进行了屏蔽计算的研究.在开展蒙特卡罗方法的实际应用中,对大亚湾第一炉换料乏燃料运输容器进行了屏蔽计算.源项应用ORIGEN-Ⅱ程序的计算结果,应用MCNP程序对乏燃料运输容器(STC)进行屏蔽计算,并将计算结果与实测值进行了比较分析.考虑到今后可能会运输更高燃耗的乏燃料,本文对这类乏燃料的运输也进行了计算.     

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。     

节块法与蒙特卡罗方法耦合计算研究

普通节块法无法在计算中获得不同组件内精细中子通量密度分布的信息。本文提出一种利用入射角通量将节块法与蒙特卡罗方法相耦合的方法(节块-蒙卡入射角通量耦合方法),并编制了计算程序进行验证。结果表明:本文计算结果与参考值相符,节块-蒙卡入射角通量耦合方法适用于局部特定位置精细中子通量密度等参数的计算,计算效率高,计算结果准确。     

蒙特卡罗方法在X射线荧光分析中的一些应用

本文给出了荧光过程的蒙特卡罗模拟,着重考虑了几种散射过程对特征X射线强度的影响。对几 种纯元素,计算了单位辐射下特征X射线的强度,与实验值取得了较好的一致。     

相关抽样方法在中子、光子输运中的应用

介绍了相关抽样方法在中子、光子输运中的应用，并给出了两个具体例子。相关抽样方法是蒙特卡罗方法中一种有效的方差减小技术，主要适应于计算系统参数发生小改变时输出结果的变化量，并可以在一次计算中同时给出多个相似系统（系统参数差异不大）的结果。     

用钴活化法测定反应堆中热中子积分通量

本文叙述了用钴活化法测定高通量堆中热中子积分通量的方法。测得的热中子积分通量值与计算值作了比较。本法适于测定在高通量堆中长期辐照的较高热中子积分通量。     

一个求解点堆中子动力学方程组的数值积分方法

在求解点堆中子动力学方程组中,对中子密度N(t)使用分段全隐式一阶泰劳多项式近似技术,给出一个求解的数值积分方法。用FORTRAN语言在COMPAQ机上计算实例的数值结果表明:对给定的反应性输入,此方法能够取得较高精确度的数值结果,计算过程简洁且计算速度快,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算。     

加速器中子源的中子注量测量方法

在用静电加速器中子源标定探测器的中子灵敏度实验中,采用“BF3长计数管 定标器”系统过渡,用^197Au中子活化分析方法达到了对中子注量在线、绝对监测的目的。这种方法给出与加速器束流不同角度、不同距离处的中子注量。介绍了这种中子注量测量方法。     

靶件内中子注量率分布计算方法研究

选择ANISN作为实验靶件内中子注量率分布计算的程序，编制辅助程序输入混合材料截面。计算得到延时水箱附近的中子注量率，与测量数据作对比。计算得到靶片自屏因子，并与2000年实验数据对比。确认计算方法可行后，计算得到实验靶件内热中子注量率分布数据。     

Subcriticality measurement using time-domain decomposition-based integral method for simultaneous reactivity and source changes

ABSTRACT

To estimate the subcriticality in dollar units for an arbitrary state-change, the time-domain decomposition-based integral method (TDDI) is proposed using the point kinetics theory based on the fundamental mode approximation. In a general transient subcritical system, reactivity, neutron source intensity, and point kinetics parameters can vary simultaneously. Furthermore, the state-change may not necessarily be a stepwise change. For such a transient, the TDDI method can estimate the subcriticality after the transient using only the time variation of the neutron count rate. Therefore, the proposed method is useful to approximately estimate the subcriticality in a system where a detailed core configuration is unknown. To investigate the applicability of the TDDI method, transient experiments with simultaneous reactivity and source changes or to two successive safety rods dropping were performed at the Kindai University Training and Research Reactor (UTR-KINKI). By comparing with reference values using excess reactivity and control rod worth, it was validated that the subcriticality values obtained by the TDDI method better agree with the reference values than the previous integral method.     

用活化法测量自成靶陶瓷中子管的中子发生率

以自成靶陶瓷中子管内Ｄ、Ｔ离子束流高斯型分布为依据，建立了中子管中子发生率与中子场中某一点通量密度之间的理论联系，采用活化法间接测量得φ６０ｍｍ自成靶陶瓷中子管的中子发生率为２．２×１０＾８／ｓ。     

Design of an epi-thermal neutron flux intensity monitor with GaN wafer for boron neutron capture therapy

Boron neutron capture therapy (BNCT) is a promising cancer therapy. Epi-thermal neutron (0.5 eV < E_n < 10 keV) flux intensity is one of the basic characteristics for modern BNCT. In this work, based on the ⁷¹Ga(n,γ)⁷²Ga reaction, a new simple monitor with gallium nitride (GaN) wafer as activation material was designed by Monte Carlo simulations to precisely measure the absolute integral flux intensity of epi-thermal neutrons especially for practical BNCT. In the monitor, a GaN wafer was positioned in the center of a polyethylene sphere as neutron moderator covered with cadmium (Cd) layer as thermal neutron absorber outside. The simulation results and related analysis indicated that the epi-thermal neutron flux intensity could be precisely measured by the presently designed monitor.     

Dynamic linear calibration method for a wide range neutron flux monitor system in ITER

As a key part of the diagnosis system in the International Thermonuclear Experimental Reactor(ITER),the neutron flux monitor(NFM),which measures the neutron intensity of the fusion reaction,is a Counting-Campbelling system with a large dynamic counting range.A dynamic linear calibration method is proposed in this paper to solve the problem of cross-over between the different counting and Campbelling channels,and improve the accuracy of the cross-calibration for long-term operation.The experimental results show that the NFM system with the dynamic linear calibration system can obtain the neutron flux of the fusion reactor in real time and realize the seamless measurement area connection between the two channels.     

蒙特卡罗模拟CFETR中子输运计算中的全局减方差方法应用及对比

在具有全局特性的蒙特卡罗输运精细计算的问题中,传统的MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)局部减方差方法很难得到理想的计算结果,全局减方差方法(Global Variance Reduction,GVR)则是一种有效的解决方法。针对中国聚变工程试验反应堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)的中子输运过程中减小全局方差的问题,将多种形式的GVR方法应用到柱状CFETR中子学模型的计算中。依据不同的中子分布信息,在算例中应用和对比了6种不同形式的GVR权窗,并对不同GVR方法的品质因子(FOMG)、标准差(σ)和有效计数率(Scoring)进行了分析。与AN(MCNPanalog method)相比,GVR方法的FOMG有很大的增长,误差在空间的分布也更加平缓,且具有更高的Scoring。在前人提出的全局减方差的基础上,在计算中应用一些新的GVR形式(能量、径迹数等),计算结果表明,基于中子通量的GVR方法的全局计算效率较AN提高了6.43倍。此外,基于中子能量的全局减方差方法也是一种可行的GVR应用形式,其与AN比较,计算效率提高了5.11倍。综上,基于中子通量的GVR方法具有最佳的全局减方差效果。