MCNP程序在实验核物理中的应用
MCNP计算三个实例
MCNP计算的应用领域
01
02
03
核反应堆设计
MCNP可用于模拟核反应 堆中子扩散、燃料棒性能 等，为反应堆设计提供支 持。
核安全评估
MCNP可用于评估核设施 的安全性，预测事故后果， 为安全决策提供依据。
放射化学研究
MCNP可用于研究放射性 物质的衰变、化学反应等 过程，为放射化学研究提 供支持。
MCNP广泛用于核工程、核安全、放射化学等领 域。
MCNP计算的特点
高度模块化
MCNP程序由多个模块组成，每 个模块可以独立运行，方便用户 根据需要进行修改和扩展。
精确度高
MCNP采用概率论方法模拟粒子 运动，能够较为准确地模拟复杂 核反应过程。
适用范围广
MCNP可以模拟不同类型粒子在 各种物质中的传输和相互作用， 具有广泛的适用性。
01
设置粒子的初始位置、速度、能量等参数，以及各区域的边界
条件（如反射、透射等）。
技巧
02
根据实际需求选择合适的初始条件和边界条件，以模拟真实的
粒子输运过程。
注意事项
03
确保初始条件和边界条件的设置合理且准确，避免对计算结果
产生负面影响。
计算结果分析
步骤
对MCNP计算结果进行后处理和分析，提取有用的信息，如粒 子分布、能量损失等。
放射性废物处理
MCNP在放射性废物处理领域也有广泛应用，通 过模拟放射性废物的衰变、迁移和扩散等过程， 为废物处理和处置提供科学依据。
武器物理模拟
MCNP也被用于武器物理模拟，如核爆炸、中子 武器和裂变武器等。通术支持。
医学放射治疗
• 智能化与自动化：随着人工智能和机器学习技术的发展，MCNP的智能化和 自动化也是未来的一个重要方向。通过引入人工智能和机器学习技术，可以实 现MCNP计算的自动化和智能化，提高计算效率和精度。
MCNP(3B)说明书(下)
第三章
3.1 界面的粒子通量密度与流密度…………………………………………………………...27 3.2 平均通量密度记数………………………………………………………………………...28 3.3 栅元中的能量沉积记数…………………………………………………………………...28 3.4 探测器通量………………………………………………………………………………...29 3.4.1 点探测器………………………………………………………………………………..30 3.4.2 OMCFE 探测器………………………………………………………………………...32 3.4.3 环探测器………………………………………………………………………………..33
参考资料………………………………………………………………………………………...54
iii
第一章
几何描述与处理
MCNP 能够处理任意的三维几何结构问题，各栅元可用笛卡尔坐标系下的一阶、二阶 曲面及某些特殊的四阶曲面（如椭圆环曲面）所界定。笛卡尔坐标系由用户随意定义，但一 般都采用右手系。而且，对于轴对称系统，常取 Z 轴作对称轴（并非必须） 。
i
目
第一章
录
几何描述与处理………………………………………………………………….…1
1.l 栅元(Cell)…………………………………………………………………………………...l 1.1.1 用“交”运算定义栅元…………………………………………………………………2 1.1.2 用“联”运算定义栅元…………………………………………………………………2 1.1.3 用“余”运算定义栅元………………………………………………………………….3 1.2 曲面(Surface)………………………………………………………………………………5 1.2.1 虚设曲面…..………….………………………………………………………………….6 l.2.2 反射曲面………………………………………………………………………………….6 1.2.3 曲面的描述方法…………………………………………………………………………7 1.3 粒子飞行轨线的计算……………………………………………………………………...7 1.4 体积与面积的计算………………………………………………………………………...8 1.4.1 对称体积与面积的计算…………………………………………………………………8 1.4.2 不可计算的体积与面积………………………………………………………………..10 1.4.3 非对称的体积、 面积之随机估计………………………………………………………10
中子活化瞬发伽马分析的MCNP模拟研究
在本工作中，采用MCNP5程序和ENDF/B6数 据库进行了锎源中子活化瞬发伽马分析的模拟 计算，给出了所配制样品中Fe、S元素的特征 谱，并与实验进行了对比分析。
计算模型
实验装置由252Cf中子源、聚乙烯、样品、NaI 探测器等构成。
计算程序采用MCNP5程序，截面数据使用 ENDF/B6库数据。装置的尺寸数据取用了实 验中所用数据。
1.00E-009
5.00E-010
0
100
200
300
400
500
600
S质量/g
由图可以看出，当样品中的S含量增加时，特征 峰计数近似成线性增加，这表明通过S元素特征 峰的定量分析，根据这种成分和特征峰计数之 间的线性关系，能够对应给出S含量数据。
样品中含2%的S元素时的γ能谱
1E-4
1E-5
2015年8月——合肥会议
中子活化瞬发伽马分析的 MCNP模拟研究
报告人：朱传新
中物院 核物理与化学研究所
提要
引言 计算模型 结果与讨论 结论
引言
中子活化瞬发伽马分析在煤质成分检测、水泥成分分 析等物料分析中，是一种重要的分析手段。
Carlos等科学家采用MCNP程序对于水泥生料密度和 水分进行PGNAA系统的伽马计数率修正以及进行系 统的刻度工作。
明：两种不同的中子能谱描述方式，对于中子 活化瞬发伽马分析的MCNP理论计算而言，其 影响可以忽略，对于8MeV以上的能谱 Maxwell分布谱模拟效果更好，建议使用 Maxwell分布谱对252Cf中子源谱描述来模拟计 算。
（1）对于2MeV以下区域，计算值与实验值的 差异在10%左右，吻合较好。
（2）对全谱总数比较来看，计算值与实验值 的差异在6%左右。
核科学与工程专业课程设计
课程设计
一．设计任务书：
1．设计目的
a.掌握粒子输运模拟的基本原理；
b.掌握蒙特卡罗程序MCNP的使用方法
2.设计任务
a.利用MCNP程序建立栅元计算模型，并计算不同水铀比、硼浓度及燃料富集度时栅元的 ；
b.利用MCNP程序建立组件计算模型，并计算不同可燃毒物布置下组件 ；
kcode 5000 1.0 50 300
ksrc 0 0 0
3.1.2不同水铀比时栅元的
1.水铀比的定义：慢化剂和燃料的体积比VH2O/VUO2。在这次课程设计中，我们采用让燃料的2.体积保持不变，通过改变栅元的大小来改变水的体积从而得到不同的水铀比。
3.变量实现：VH2O/VUO2=（D2-πr12）/πr22
*10 px -0.65
*11 px 0.65
*12 py -0.65
*13 y 0.65
*14 pz 1.0
*15 pz -1.0
m1 92235 0.03 92238 0.97 8016 2
m2 40000 1.0
m3 1001 2 8016 1
mt3 lwtr.01
c page 756 in C700.PDF
2.数据记录：
表2
3.数据处理：
利用数据，在origin中画图，图形如下所示：
图2
4.结论：
随着硼浓度的增加， 依次递减。这是由于硼是中子吸收体，硼浓度越高，对于中子的吸收能力越强，与核燃料发生裂变反应的热中子减少，导致 减小。
3.1.3.不同燃料富集度时栅元的
1.变量实现：
燃料的富集度是指U235/U235+U238,因而在程序的“92235 0.03 92238 0.97 8016 2”，通过改变92235和92238的比例即可。
蒙特卡洛方法在实验核物理中的应用 pdf
蒙特卡洛方法在实验核物理中的应用 pdf蒙特卡洛方法在实验核物理中的应用蒙特卡洛方法是指利用随机数模拟来解决数学计算问题的方法。
在实验核物理中，蒙特卡洛方法被广泛应用以模拟核反应等过程，具有较高的可靠性和准确性。
下面将从以下几个方面介绍蒙特卡洛方法在实验核物理中的应用。
一、核反应过程的模拟核反应过程是实验核物理的研究重点之一，对核反应的模拟能够帮助研究人员更好地理解和预测核反应过程的具体性质。
蒙特卡洛方法可以通过构造一系列随机数来模拟核反应过程，包括入射粒子的参数以及靶核的特性等，从而计算出反应的截面值、角分布以及能谱分布等信息。
二、探测器性能的评估在核物理实验中，探测器是测量的关键之一。
探测器的性能包括探测效率、分辨率以及探测精度等方面，这些性能的好坏直接影响到实验的精度和可信度。
蒙特卡洛方法可以模拟探测器的探测效率和响应，从而评估探测器的性能，确定最佳的实验方案和参数。
三、核废料处理的研究核废料处理是核能研究的一个重要方面，蒙特卡洛方法可以模拟核废料的处理过程，从而计算出不同处理方式的效果和安全性。
例如，蒙特卡洛方法可以模拟核废料的原子核结构，计算不同的射线照射剂量等参数，帮助评估不同的处理方案和进行安全性分析。
四、核反应堆研究核反应堆的研究是核能研究的重要方向之一，蒙特卡洛方法可以模拟核反应堆中的核反应过程、中子传输过程以及热工水力过程等，从而计算出反应堆的参数和性能。
蒙特卡洛方法还可以模拟反应堆的失效和事故情况，帮助研究人员进行反应堆的安全性分析和风险评估。
综上所述，蒙特卡洛方法在实验核物理中具有广泛的应用价值，在核反应过程模拟、探测器性能评估、核废料处理、核反应堆研究等多个方面发挥着重要作用。
蒙卡习题答案
1.理解蒙特卡罗方法的名称由来、建立基础等。
答：（1）名称由来：法国数学家蒲丰提出用投针实验的方法求圆周率，这是蒙卡方法的起源。
（2）建立基础：以概率统计理论为基础。
2.简述蒙的卡罗的基本思想？答：基本思想：把随机事件（变量）的概率特征与数学分析的解联系起来。
3.简述蒙的卡罗的优点？答：（1）能够比较逼真地描述具有随机性质的事物的特点及物理实验过程；（2）受几何条件限制小；（3）收敛速度与问题的维数无关；（4）具有同时计算多个方案与多个未知量的能力；（5）误差容易确定；（6）程序结构简单，易于实现。
4.简述蒙的卡罗的缺点？答：（1）收敛速度慢；（2）误差具有概率性；（3）在粒子输运问题中，计算结果与系统大小有关。
5.简述求解定积分可能的方法？答：（1）求解析式获得准确数值解；（2）积分的数值方法求近似数值解，（3）蒙特卡罗近似求解。
6.蒙的卡罗方法主要应用领域？答：蒙特卡罗方法所特有的优点使得应用范围广，主要应用范围包括：粒子输运问题，统计物理，典型数学问题，真空技术，激光技术以及医学，生物，探矿等方面。
7.蒙特卡罗方法在粒子输运问题中的应用主要包括？答：实验核物理、反应堆物理、高能物理等。
8.蒙特卡罗方法在实验核物理中的应用主要包括？答：通量及反应率、中子探测效率、光子探测效率、光子能量沉积及响应函数、气体正比计数管反冲质子谱、多次散射和通量衰减修正等。
蒙特卡罗方法原理-181.随机数概念、特点及产生方法。
答：（1）随机数概念：在连续型随机变量的分布中，最简单且最基本的分布是单位均匀分布。
由该分布抽取的简单子样称随机数序列，其中每一“个体”称为随机数。
（2）特点：独立性、均匀性。
（3）产生方法：随机数表方法及物理方法。
2.随机数的产生方法有哪几种？答： 随机数表方法及物理方法。
3.用数学方法产生的随机数，存在哪两个问题？答： 随机数表方法占用计算机内存大，而且也难以满足蒙特卡罗方法对随机数需求量大的要求，因此，该方法不适于在计算机上使用。
中子活化瞬发伽马分析MCNP模拟研究
实验装置的计算模型
地面
NaI 硼沙
样品 中子源 聚乙烯
计算中，采用中子光子耦合输运方式，探测器上光子 的记录采用了F4、F8等方式。F4记录方式计算的是 探测器栅元平均光子通量，这种记录方式的计算效率 比较高，因为它是直接反映伽马射线进入NaI探测器 的总量情况。
Robin和Charles对于NaI探测器的非线性问题在 PGNAA装置上的应用进行了研究。
Zhang Wenchao 和Robin P. Gardner 对于PGNAA 实验数据开展了近似线性插值处理方法的蒙特卡罗模 拟研究。
Ali Asghar Mowlavi等人对于PGNAA系统伽马谱的 脉冲堆积效应进行了蒙特卡罗模拟研究。
1E-5
扣本 底 后
1E-6
1E-7
1E-8
1E-9
1E-10
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
E/MeV
通过分析表明：从6.3MeV～8MeV铁峰总计数： 计算值与实验值之比为1.04，表明二者是在不 确定度范围内吻合的。
中子源参数变化的计算
在描述252Cf中子源分布时，通常有两种方法， 一种是采用Maxwell分布，一种是采用Watt谱， 这两种谱不同描述，究竟对于计算有多大影响 呢？
1.00E-009
5.00E-010
0
100
200
300
400
500
600
S质量/g
由图可以看出，当样品中的S含量增加时，特征 峰计数近似成线性增加，这表明通过S元素特征 峰的定量分析，根据这种成分和特征峰计数之 间的线性关系，能够对应给出S含量数据。
MCNP及使用
书写规则
注释为c（行注释符）或者$（末尾注释符） nR代表重复 1 3R = 1 1 1 1 nI代表递加 1 2I 4 = 1 2 3 4 xM代表递乘 1 3M 3M = 1 3 9 nJ代表跳过（默认） 比如：DBCN X1 …X20 DBCN 15J 8 3J 1(只给第16和第20个参数赋值，其它 默认)
粒子源
？所求量
辐射防护与环境保护研究室
MC方法解粒子输运问题
逐一模拟每个粒子在输运系统中的输运过程，模拟 足够多的粒子（相对统计误差可接受） （MC原理：
大量、随机性实验）
计算粒子对所求物理量的平均贡献（ MC原理：平均结
果近似问题的解）
一般情况下，当模拟足够多粒子后，认为所模 拟的粒子的平均行为近似为输运系统中粒子的平均 行为；粒子对所求物理量的平均贡献即为问题的蒙 卡解。
辐射防护与环境保护研究室
MCNP粒子能量限制
neutron：
10E-11 MeV to 20 MeV(all isotope) up to 150 MeV(some isotope)
photon: 1keV to 100GeV electron: 1keV to 1GeV
辐射防护与环境保护研究室
MCS （1963年）
MCN（1965年）
中子，三维几何， 具有独立的数据 库
MCNG=MCN+MCG
（1973）
模拟高能光子
MCNP=MCNG+MCP （1977年） 模拟低能光子 （能量达1KeV)
辐射防护与环境保护研究室
MCNP发展历史
MCNP3 （1983年） (ANSI standard Fortran 77)
利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率
利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率刘杰;倪建忠;师全林;商建波;钟振原;李雪松;代义华;白涛;何小兵【摘要】西安脉冲反应堆辐照铀靶后，抽取Kr、Xe裂变气体，通过活性炭吸附于气体源盒内。
HPGeγ谱仪测量源盒内混合气体活度，塑料闪烁探测器测量γ剂量率。
将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序(MCNP)输入信息，模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系，结合HPGeγ谱仪所测活度得到剂量率模拟值，结果与实测值偏差小于6%。
该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下，采用 MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。
%Gamma dose rate of fission gas is calculated by MCNP method and compared with the data measured by plastic scintillation.The fission gas absorbed by active carbon in source vessel was produced by neutron irradiation of uranium in Xi’an Pulsed Reactor.The simula-tion model is composed of geometry and material of source and plastic scintillation detector as well as the gamma-ray energies and probabilities of 85 Krm ,87 Kr,88 Kr,135 Xem ,135 Xe,138 Xe and 138 Cs whose activities were measured by an HPGeγdetector.The presented calculation shows agreement with experiments less than 6% which consequently confirms the reliability of the simulation for gamma dose rate of complicated radioactive gas.【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2014(000)0z1【总页数】6页(P72-77)【关键词】裂变气体;γ剂量率;MCNP;塑料闪烁探测器【作者】刘杰;倪建忠;师全林;商建波;钟振原;李雪松;代义华;白涛;何小兵【作者单位】西北核技术研究所，陕西西安 710024;西北核技术研究所，陕西西安 710024;西北核技术研究所，陕西西安 710024;西北核技术研究所，陕西西安710024;西北核技术研究所，陕西西安 710024;西北核技术研究所，陕西西安710024;西北核技术研究所，陕西西安 710024;西北核技术研究所，陕西西安710024;西北核技术研究所，陕西西安 710024【正文语种】中文【中图分类】TL81近年来，国内采用蒙特卡罗方法模拟计算电离辐射剂量的研究工作逐渐增多［1-5］。
基于MCNP和能谱法对γ射线吸收实验的改进
基于MCNP和能谱法对γ射线吸收实验的改进张磊;白立新【摘要】针对一般的测量物质线性吸收系数实验的缺点,文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)和全能峰面积法模拟计算了不同实验条件下物质γ射线吸收的线性吸收系数,计算与公认值的偏差.通过使偏差在较小的合理范围内,并与其它方法对比,找出了合适的实验条件,使测量装置易于调试,可得射线能量信息,而且比计数法的准确度高,探测效率较高,以此改进并简化了实验.【期刊名称】《四川大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2019(056)001【总页数】5页(P104-108)【关键词】MCNP程序;能谱法;线性吸收系数【作者】张磊;白立新【作者单位】四川大学物理科学与技术学院,成都 610064;四川大学物理科学与技术学院,成都 610064【正文语种】中文【中图分类】O571.11 引言在核物理及核技术的各实验中,γ射线的吸收实验具有重要的地位. 对于物质线性吸收系数的测量在材料科学[1]、工业应用、辐射防护[2]和基础研究[3]中也具有十分重要的意义.在以往的实验方法中,为保证γ射线束的窄束条件(也称好的几何条件),需要对射线进行准直,这不可避免地要用到大量的铅,实验中难以用铅块堆积成良好的射线准直器,而且准直器需要对准放射源和探头中心,调试很不方便. 传统上本实验的电子学装置要用单道脉冲幅度分析器或计数器,阈值的设定一般采取经验值,缺乏理论依据;也无法获知射线能量的信息. 本文所述方法对此实验进行了改进,取消铅准直,结合全能峰计数法,使得所求出的线性吸收系数误差不超过5%.2 原理及实验方法2.1 γ射线吸收原理[4,5]γ射线与物质相互作用的主要方式包括光电效应、康普顿散射、电子对效应(γ射线能量大于1.02 MeV). 当γ光子穿过物质时,与吸收物质的原子一旦发生上述反应之一,原来能量为hν的光子就消失或被散射掉,从入射的γ射线束中移除. 没有与物质发生相互作用的光子,穿过吸收层,其能量保持不变. γ射线穿过吸收片时,要发生上述三种效应,因而γ射线的强度将减弱,此即为γ射线的吸收. γ射线穿过物质后,其强度的减弱规律为:I=I0e-μtμ为物质的线性吸收系数(cm-1),t为穿过物质的厚度(cm),I0和I分别为穿过物质前后的γ射线强度(一定时间内的γ光子数目).2.2 不同实验方法及存在问题对宽束射线,上述公式不再成立,因此上述减弱规律成立的前提是入射γ射线为单能窄束射线,即前文所述需要实验装置具有好的几何条件. 为保证射线窄束条件,一般采取准直,使得射线束流极细,但这样会使得计数率过低,测量时长过长,所需放射源活度也要较高.对于γ射线强度的确定,可以直接通过计数器计数;也可以根据计数脉冲的幅度分布情况,采用全谱法或全能峰法. 对于全谱法或计数法,由于射线在吸收片中经散射后再在探头灵敏体积中沉积全部能量所形成的脉冲也位于能谱的康普顿坪上而无法区分,因此两方法都不可避免地会计入散射光子,带来较大的计数误差. 与计数法和全谱法相比,全能峰法的影响因素大为减少,因散射及其它干扰产生的辐射脉冲幅度较小不会影响到全能峰的计数. 另外,全能峰容易识别,求峰面积比较容易[4].因此,利用多道脉冲幅度分析器测全能峰峰面积的方法测量辐射强度,其优越性在于自动排除了散射对计数的干扰,从而无需准直. 通过计算全能峰面积,用能谱的方法代替几何准直的方法,提高了实验结果的精度,其对放射源活度的要求也大幅度降低[6].无论准直与否,都存在一个问题. 如图1所示,射线从吸收片中间穿过到达探头灵敏区所穿过的距离即为吸收片厚度t,但边缘射线所穿过的吸收片厚度t’>t. 若是采用吸收片的厚度t为穿透厚度,会给线性吸收系数的拟合带来一定的误差. 若对厚度进行修正,修正公式又很复杂.图1 边缘射线穿过时的吸收片厚度示意图Fig.1 Schematic diagram of the thickness of the absorber the edge ray passing through为此,在取消准直时,可以令放射源与探头的距离适当远些,令探头灵敏区对放射源所张的立体角尽量很小,即让极角尽量小,则t’≈t,这样就很简单地使误差减到很低. 理论上,源与探头距离越远,探头对放射源所张的立体角越小,误差会越小;但是距离越远,源峰效率又变低,使得全能峰计数率越低,所需的测量时间越长,短时间内的计数误差会比较大,反而也会带来较大的误差. 因此,探头距源的距离,即探头对源所张的极角应该取一合适值. 此外,吸收片的位置不同—靠近放射源还是靠近探头也会影响实验结果.目前,很多人利用相关程序模拟计算物质的线性吸收系数[7, 8]. 文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)程序,模拟了源与探头在不同的距离,不同的吸收片位置、材料与厚度下的γ射线能谱. 根据模拟结果,可以选取一合适的实验条件—即在简化实验条件的同时,使误差减至合理水平.3 模拟方法与结果3.1 无准直能谱法时的结果及结论模拟中,采用F8电子脉冲计数卡计算137Cs点源γ射线在NaI(Tl)晶体中的能谱,并经高斯展宽[9, 10],采用76.2 mm NaI(Tl)探头,能谱共分1024道. 令源与探头在不同的距离,不同的吸收片位置下调整吸收片的厚度,模拟计算至少7个不同厚度下的射线强度. 计算峰面积有很多方法[11, 12],此处采用全峰面积(TPA)法计算全能峰净面积,计算本底面积时,选取边界道左右各5道求平均值来减小本底误差[4],这样,使得峰净面积的相对误差仅在源与探头相距100 cm,铅吸收片厚3 cm时为7.1%,其余情况的峰净面积的相对误差均小于4%,绝大多数小于1%. 最后,用最小二乘法进行数据拟合,得出μ值. Al吸收片的最大厚度为9 cm,铅、铜吸收片的最大厚度为3 cm,均保证了大于两个半减弱厚度以上. 不同吸收片位置(吸收片分别靠近源或探头1 cm)的模拟结果经计算拟合之后得出的线性吸收系数μ及其与公认值的偏差如表1、2所示. 采取的线性吸收系数公认值为μPb=1.213 cm-1,μCu=0.642 cm-1,μAl=0.194 cm-1[13].表1 吸收片靠近放射源时的各材料的μ值及偏差Tab.1 The μ values and deviations of the absorbers near the source距离/cmPbCuAlμ百分偏差/%μ百分偏差/%μ百分偏差/%101.202-0.90.6633.30.2097.7151.187-2.10.6552.00.2055.7201.178-2.90.6552.00.2055.7251.170-3.50.6491.10.2045.2301.177-3.00.6470.80.2034.6501.172-3.40.6491.10.2034.61001.164-4.00.6552.00.2055.7表2 吸收片靠近探头时的各材料的μ值及偏差Tab.2 The μ values and deviations of the absorbers near the probe距离/cmPbCuAlμ百分偏差/%μ百分偏差/%μ百分偏差/%101.200-1.10.6613.00.2087.2151.188-2.10.6531.70.2055.7201.182-2.60.6521.60.2055.7251.178-2.90.6470.80.2013.6301.175-3.10.6430.20.2003.1501.164-4.00.6440.30.1992.61001.163-4.10.638-0.60.1992.6由以上结果,可以发现:(1) 对于Cu和Al,随着源与探头距离的增加,μ值偏差越小;对于Pb,趋势相反,这是由于模拟中Pb吸收片的厚度较大,探测器的探测效率变低,而每次模拟的粒子抽样次数又都相同,使得峰净面积变小,相对误差变大造成的. 由Al和Cu的数据,可知吸收片的最大厚度取3个半减弱厚度之内为宜.(2) 两表格也反映出,放射源距探头的距离并非越远越好. 距离太远,探测器的探测效率降低,而每次模拟的粒子抽样次数又都相同,使峰净面积变小,相对误差增大,μ值偏差增大. 对于不同的吸收片材料,源与探头各存在一个使μ值偏差较小的最佳距离. 例如对于Cu,μ值偏差较小的最佳实验距离为30～50 cm左右.(3) 吸收片靠近探头放置时的实验效果要好于吸收片靠近放射源时. 这是由于吸收片靠近放射源时,散射的光子被探测到的几率增大,使得全能峰的本底增大,峰净面积误差增大,拟合的μ值偏差增大.根据模拟结果及一般的实际实验情况. 实验时,令吸收片靠近探头;放射源距离探头25 cm以上,即探头对源所张的极角小于8.67°,一般会取得满意的实验结果. 对于密度比较大的金属,距离还可以更近些,即探头对放射源张角还可再大些.3.2 与准直全谱计数法的比较若采用准直方法减小厚度误差的同时,消除被吸收片散射的γ光子对探测器总计数的干扰,可以在吸收片与探头之间放置准直器(如图1),而且准直孔越细,吸收片厚度误差越小,散射干扰越小. 通过MCNP程序模拟得出不同吸收片材料在准直孔半径1 cm,放射源与探头30 cm时的全谱计数的探测效率及相应μ值与相同源距下吸收片靠近探头时,采用无准直全能峰法时的对比,如表3所示. 可见,相对准直时的全谱计数法,无准直全能峰法,可以保证准确度和探测效率相对较高,实验效果更好.表3 有无准直时的探测效率及μ值Tab.3 The μ values and detection efficiencies with and without the collimator吸收片材料吸收片厚度/cm准直无准直全谱计数探测效率μμ值百分偏差/%全能峰探测效率μμ值百分偏差/%Pb31.00×10-51.131-6.86.16×10-51.175-3.1Cu36.75×10-50.569-11.43.18×10-40.6430.2Al95.57×10-50.181-6.73.53×10-40.2003.14 实验检验在实际实验中,探头、吸收片、放射源的几何位置按照模拟时的各栅元位置摆放,若无法完全复制模拟时的情况,要保证探头与源的距离按照模拟所得的结果摆放,即保证探头对源所张的极角小于等于模拟时的相应的极角值.实验验证时,吸收片为铅片,厚度从0增加到5 cm. 记录不同吸收片厚度所对应的能谱,按照前述方法计算各全能峰面积. 拟合得铅的线性吸收系数为μPbexp=1.153 cm-1,此实测值与公认值的偏差为4.9%,与同条件下的模拟值μPbsim=1.182 cm-1的偏差为2.5%,比较符合模拟得出的结论.5 结论多道分析器能根据需要计算某一能量范围内的计数. 在γ吸收实验中,用测全能峰的方法比用计数装置测量强度的方法优越,即用全能峰面积法计算γ射线在不同材料中的线性吸收系数,避免了射线与吸收片产生康普顿散射造成的影响,代替了几何准直的方法,无需用准直器,避免了铅砖的大量使用,简化了实验系统,也同时降低了对源活度的要求[6],而且往往比用准直计数法探测效率高,这样在同样误差的情况下就缩短了测量时间,提高了效率;所得结果的准确性也更高.用MCNP程序,可以快速模拟各种不同条件下的γ射线能谱,同时利用能谱法计算并比较可得出一种合理的实验条件. 采用模拟并结合实际实验的方法测量铅、铜与铝的线性吸收系数,在吸收片靠近探测器,探测器对源所张极角小于8.67°的条件下,所得μ值与公认值接近,偏差小于5%. 由此,改进并简化了实验条件,提高了探测效率和结果准确性,较快速准确地完成了实验.此实验方法可应用于某些快速测量场合,也可为未知材料在特定能量γ射线下的线性吸收系数的测量提供方法指导. 可同时采用MCNP模拟和实验法测量,比较二者所得结果的差异,最终确定物质的线性吸收系数值[8].参考文献:【相关文献】[1]Abutalib M M, Yahia I S. 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Radiat Phys Chem, 2015, 106: 83.[8]周剑良, 吕洋, 程晓龙, 等. 基于MCNP程序和γ射线能谱法对未知材料线吸收系数的测定 [J]. 科学技术与工程, 2013, 13: 6580.[9]马玉刚, 周银行, 赵广义, 等. NaI(Tl)探测γ能谱的MCNP模拟 [J]. 吉林大学学报, 2007, 45: 451.[10]唐碧华. 射线探测效率及响应函数的蒙特卡罗方法研究 [D]. 成都: 四川大学, 2006: 49.[11]邵达, 韩纪峰, 杨朝文. 单能电子半吸收厚度测量中射线吸收强度计算方法研究 [J]. 四川大学学报: 自然科学版, 2013, 50: 557.[12]范杰, 吴丽萍, 赵艳群, 等. 用EGSnrc程序包对单能电子实验过程影响因素的研究 [J]. 四川大学学报: 自然科学版, 2009, 46: 1417.[13]马崇智. 放射性同位素手册[M]. 北京: 科学出版社, 1979: 451.。
用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量
用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子
通量
高产峰;张孝泽;王瑞宏
【期刊名称】《计算物理》
【年(卷),期】1992(9)A01
【摘要】核燃料废包壳中残存不少裂变物质,确定出它的含量,是核保障技术中的一个重要问题。
实验测量的原理是:从加速器发出的14MeV中子,打入废包壳蓝中,在慢化过程中使其中的裂变核素产生出缓发裂变中子。
通过探测到的这些缓发裂变中子,可以确定包壳中裂变物质的含量。
为使探测有效,需要设计出使缓发裂变中子及其在探测器中形成的热中子通量最大的装置。
为此,采用Monte Carlo方法来模拟各种实验装置安排下,缓发裂变中子所形成的热中子通量。
【总页数】1页(P642-642)
【关键词】热中子;中子通量;燃料包壳;计算
【作者】高产峰;张孝泽;王瑞宏
【作者单位】中国原子能科学研究所
【正文语种】中文
【中图分类】TL352.28
【相关文献】
1.瞬发裂变中子铀矿测井中超热中子探测器的优化研究 [J], 王新光;刘丹;王国保
2.基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算 [J], 杨国召;张国光;赵潇;张帅;苏丹;丰树强
3.MCNP程序用热中子散射数据制作和检验 [J], 陈朝斌;陈义学;胡泽华;王佳;吴军
4.用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度 [J], 高彦锋
5.直角三角形栅元的热中子通量和热利用因子的多群蒙特卡罗计算程序 [J], 张孝泽
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采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值
第30卷第5期强激光与粒子束V o l.30,N o.5 2018年5月H I G H P OW E R L A S E R A N D P A R T I C L E B E AM S M a y,2018采用M C N P模拟及落棒法刻度C M R R控制棒价值*窦海峰,李润东,冷军,袁姝,杨鑫,冯琦杰,刘晓,高产(中国工程物理研究院核物理与化学研究所,四川绵阳621900)摘要:反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度㊂采用M C N P和O R I G E N程序对C M R R反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法㊁逆动态法对控制棒积分价值㊁微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好㊂单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了C M R R反应堆的运行安全㊂关键词:控制棒价值; M C N P程序; C M R R;落棒法;逆动态法中图分类号: T L329.2文献标志码: A d o i:10.11884/H P L P B201830.170345由于辐射风险,核安全是研究堆设计及运行阶段最为重要的考虑因素㊂因此I A E A专门编写了运行限值及条件(O L C s)[1-4]㊂其中主要包括功率峰值因子㊁停堆深度㊁反应性安全因子(R S F)及后备反应性㊂这些参数均和控制棒反应性价值密切相关㊂反应堆内的控制棒是核反应堆实现紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,它的主要功能是用来控制反应堆反应性的变化㊂良好的控制棒设计能够为反应堆提供足够大的反应性总控制能力㊁良好的运行控制特性㊁足够的安全裕量及合理的堆芯功率分布㊂控制棒的安全参数必须在物理启动实验时通过理论分析及实验验证㊂经过多年的研究与发展,目前已经具有良好的安全分析工具能够提供准确可靠的分析数据,保障反应堆的安全运行㊂国际上应用较为广泛的有确定论程序W I M S D(O R N L)[5],C I-T A T I O N[6],S C A L E[7]及蒙特卡罗程序M C N P[8]等㊂其中M C N P由于其精细建模㊁连续点截面的优势,经常作为计算基准㊂虽然上述分析工具获得普遍认同,但是针对不同研究堆个体,还需要通过实验数据来验证该研究堆的计算模型㊂为了准确获得控制棒价值,本研究工作采用M C N P程序,建立了C M R R反应堆堆芯的详细三维基准模型,通过与反应堆物理启动状态下控制棒价值刻度实验结果比对,校核了该计算模型㊂同时结合点燃耗程序O R I G E N程序获得的材料成分,分析了运行一段时间后的控制棒价值,与实验刻度的控制棒价值相校核㊂1C M R R反应堆简介C M R R是堆芯轻水冷却慢化㊁外围重水反射的池式研究堆,采用了先进的倒中子陷阱原理㊁紧凑堆芯设计,实现了快㊁热中子注量率峰在空间上的分区,快㊁热中子注量率均大于1014n/(c m2㊃s),具有良好的辐照和试验研究功能,主要用于中子照相技术研究㊁中子散衍射分析技术研究㊁材料辐照效应研究㊁单晶硅嬗变掺杂㊁中子俘获治疗及活化分析等㊂该研究堆采用板状燃料元件,以A l为基体,U3S i2弥散其中㊂C MR R堆有两根安全棒,两根补偿棒,两根调节棒,均采用四块铪板构成方管,为了克服控制棒辐照变形,铪板下端与支撑架铆接固定,铪板中部相连铪板之间采用 特殊扣件 连接,使铪板在轴向自由伸缩,径向互相制约[9]㊂三类控制棒均采用全封闭可动线圈电磁铁组成的驱动机构驱动㊂驱动机构采用自下向上的传动方案㊁布置于反应堆水池底以下的密封小室中,行程约800mm㊂2理论计算模型2.1理论模型由于M C N P程序能够构建复杂几何结构,采用连续点截面数据,除了截面库的核截面数据不确定度外,理论计算误差主要来源于工程因素,如堆芯部件的加工安装控制质量㊁部件材料尤其是燃料成分分布的质量控制等㊂因此建立C M R R堆芯M C N P模型,堆芯活性区严格按照反应堆设计及竣工验收资料建模,力求准确反映研究堆的实际状况,活性区上下水反射层厚度以控制棒行程为基准,重水反射层外围选取30c m轻水反射层㊂慢化剂轻水采用实验记录的水温13ħ㊂计算结果(见表1)表明,按照首次临界实验棒位建立临界模型,在99%的置信区间范围内,M C N P理论计算有效增值因子k e f f=1.00321ʃ0.00012,即理论与实验的临界偏差为0.00321ʃ0.00012,因此该计算模型是可信的㊂为了评估所建M C N P模型的主要参数对临界特性以及控制棒价值数据不确定度的影响,重点讨论了慢化剂轻水的温度(与压力一起影响密度)㊁反射层重水温度及燃料芯体的温度因素和核燃料成分因素对临界计算的影响㊂中子截面数据采用E N D F/B-Ⅶ库,该数据库经过约50个低浓铀燃料㊁轻水慢化的基准题校核,与实验结果吻合度很高[10],有效增殖因子理论值与实验值的偏差均小于2ɢ㊂本文的模拟计算,M C N P计算模型所采用的临界棒位均以实验数据为准㊂计算结果如表1~3所示㊂表1核燃料原子密度对反应堆有效增值因子(k e f f)的影响T a b l e1E f f e c t o n e f f e c t i v em u l t i p l i c a t i o n f a c t o r(k e f f)o f n u c l e a r f u e l a t o m i c d e n s i t yp e r c e n t a g e o f n u c l e a r f u e l n o m i n a l v a l u e/%a t o m i c d e n s i t y o f n u c l e a r f u e l/1024f i r s tc r i t i c a l i t y k e f fs t a n d a r de r r o r1000.054080.054081.003210.00004 1020.05516-1.006250.00004 980.05300-1.000160.00004表2主要物理参数(轻水温度)对反应堆有效增值因子(k e f f)的影响T a b l e2E f f e c t o n e f f e c t i v em u l t i p l i c a t i o n f a c t o r(k e f f)o f l i g h tw a t e r t e m p e r a t u r et e m p e r a t u r e o f l i g h tw a t e r/ħa t o m i c d e n s i t y o f l i g h tw a t e r/1024f i r s tc r i t i c a l i t y k e f fs t a n d a r de r r o r130.100320.100321.003210.00004 200.10020-1.002970.00004 300.09995-1.001990.00004 400.09960-1.000790.00004表3主要物理参数(重水温度)对反应堆有效增值因子(k e f f)的影响T a b l e3E f f e c t o n e f f e c t i v em u l t i p l i c a t i o n f a c t o r(k e f f)o f h e a v y w a t e r t e m p e r a t u r et e m p e r a t u r e o f h e a v y w a t e r/ħa t o m i c d e n s i t y o f h e a v y w a t e r/1024f i r s tc r i t i c a l i t y k e f fs t a n d a r de r r o r130.100000.100001.003210.00004200.09986-1.003260.00004300.09956-1.003200.00004核燃料成分根据C M R R燃料组件验收资料, 每根燃料235U装量不确定性控制在名义装量ʃ2%以内 ,以宣称最大偏差2%计算,反应堆临界k e f f偏差3ɢ,按照控制棒微分价值(0.075ɢΔk/k)试验结果分析,由于核燃料成分的不确定度,导致临界棒位理论值与实验值最大偏差10mm㊂受限于实验条件,C M R R首次临界实验测量了慢化剂及燃料温度对研究堆临界特性的综合效应,堆芯等温温度系数测量的实验结果为(-0.133ɢΔk/k)/ħ,上述理论结果为(-0.12ɢΔk/k)/ħ,两者相对偏差小于10%㊂由上述分析结果可知,轻水温度偏差10ħ,反应堆的有效增殖因子偏差约1.3ɢΔk/k㊂重水反射层在堆芯外围,因此,重水温度参数偏差对反应堆临界特性影响很小㊂影响最明显的是燃料组件内易裂变核素的分布,每根燃料235U装量ʃ2%的不确定性会引入有效增殖因子约ʃ3ɢ的不确定度㊂控制棒价值刻度,在近临界条件下近似为控制棒处于不同棒位的有效增殖因子的差,核截面与裂变核素的分布引入的不确定度可以近似抵消,并且实验在极低功率条件下开展,轻水㊁重水的温度变化非常小(小于1ħ),因此,上述因素对于控制棒价值的影响可以忽略㊂2.2M C N P程序与O R I G E N程序迭代的计算模型随着研究堆持续运行,堆芯燃料组件的更换,控制棒价值也在随之改变㊂因此,开发了M C N P堆芯计算及点燃耗计算程序的接口程序,实现了研究堆历史过程的近似跟踪计算㊂技术思路如下:第一步,建立强激光与粒子束研究堆的基准M C N P 模型,该基准模型经过实验结果的校核;第二步,选择时间步长,根据步长初始㊁结束两种热态平衡状态下的中子注量率分布,插值计算时间步长内各栅元的辐照积分注量率,并依据中子能谱更新O R I G E N 的反应截面库;第三步,基于第二步的结果,采用O R I G E N 程序计算每个栅元时间步长末的材料成分,并更新M C N P 模型中的材料成分;第四步,校核步长时间末反应堆临界特性,之后迭代循环第二至第四步,完成带燃耗的M C N P 运行历史计算㊂在2.1节基准M C N P 模型基础上,以燃料组件为一个栅元,轴向分15段,假定每个分段内不同燃料板的燃耗一致㊂该模型的目的主要校核换载实验后的临界物理参数,对反应堆运行历史进行简化,每个换料周期为燃耗计算的一个时间步长,在该段时间内反应堆以平均功率连续运行㊂由于裂变核素有上百种,根据计算需求加以简化,以生成核素数量与热中子吸收截面乘积在235U 的万分之一以上作为选择核素准则,选择的主要裂变产物及锕系核素有25种:234U ,236U ,239P u ,240P u ,241P u ,83K r ,95M o ,99T c ,103R h ,131X e ,133C s ,134C s ,135X e ,143N d ,145N d ,147P m ,148P m ,149S m ,150S m ,151S m ,152S m ,153E u ,154E u ,155E u ,157G d ,还有235U ,238U 及基体材料A l 和S i㊂ 采用上述程序,C M R R 运行不同阶段的临界计算结果如表4,有效增殖因子的计算采用的是实验临界棒位㊂表4 C M R R 的带燃耗临界棒位计算结果T a b l e 4 C r i t i c a l r o d p o s i t i o n c o n s i d e r i n g b u r n u p of t h e f u e l e l e m e n t r o d p o s i t i o n i n t h e z e r opo w e r c o n d i t i o n /mm k e f f ca l c u l a t e dw i t hc o d e s M C N Pa n dO R I G E Ns t a n d a r de r r o rb e g i n n i n g o f f i r s tc o r e l o ad i n g 3111.003210.00004e n dof f i r s t c o r e l o a d i n g4331.002780.00004b e g i n n i n g o f s e c o n d c o r e l o a d i n g 3501.006030.00004e n do f s e c o n d c o r e l o a d i n g 4480.999460.00004b e g i n n i n g o f t h i r d c o r e l o a d i n g 3280.998220.00004表4数据表明,本文所建立的M C N P 三维模型耦合O R I G E N 燃耗计算C M R R 堆芯物理参数的结果与实验结果吻合较好,该计算模型合理可信㊂3 控制棒价值刻度实验方法控制棒价值刻度实验采用自行研制的数字化反应性仪测量设备[11],该设备能够实时监测反应堆反应性变化,具备测量引入反应性常用的周期法㊁落棒法㊁逆动态法等功能㊂首次临界实验安全棒积分价值采用 棒位补偿法 测量,即安全棒到顶,拉平其他控制棒实现临界,将待测量安全棒返插至堆芯底部,通过平提其他控制棒实现临界,根据棒位差及微分价值刻度结果计算安全棒积分价值㊂ 对拉法 刻度调节棒微分价值,首先两根安全棒到顶,1#调节棒到顶,2#调节棒在底端,其余控制棒拉平实现临界,交错降低1#调节棒㊁提升2#调节棒,通过反应性仪读数来刻度两根调节棒在不同棒位时的微分价值㊂理论数据根据实际实验情况来模拟㊂运行后期实验安全棒积分价值均采用落棒法直接测量,该方法较补偿法操作更简单㊂首先,两根安全棒提F i g.1 D i f f e r e n t i a l v a l u e o f c o n t r o l r o d s 图1 调节棒微分价值实验与计算值到上限,平提其余控制棒达临界,保持除待测安全棒之外的所有控制棒在原位,切断待测安全棒控制电源使之自由落体下降到下限位置,通过反应性仪测量控制棒积分价值㊂调节棒微分价值测量方法与首次临界实验一致㊂4 理论数据与实验数据比较4.1 首次临界实验C M R R 首次临界实验中,采用 对拉法 刻度两根调节棒微分价值,实验与理论结果比较如图1所示㊂由上述微分价值测量值与理论值的比较,两者基本吻合,调节棒的线性微分价值约0.075ɢΔk /k ㊂其中,实验测窦海峰等:采用M C N P 模拟及落棒法刻度C M R R 控制棒价值强激光与粒子束量值离散度较明显,分析原因在于实验过程中为了控制反应堆功率波动幅度,减小温度效应,调节棒移动 步幅 较小(测量时 步幅 约10mm,理论计算 步幅 选择25mm),反应性变化及棒位显示变化较小,增加了读数误差对结果的影响程度,以后的微分价值测量实验可适当增加 步幅 以改善测量曲线的平滑性㊂依据微分价值曲线获得的积分价值,计算结果与测量结果吻合要好得多,如表5所示,其中首次临界实验未开展落棒法测量安全棒积分价值的实验㊂表5首次临界控制棒反应性价值T a b l e5R e a c t i v i t y w o r t h o f c o n t r o l r o d i n t h e f i r s t c r i t i c a l c o r et h e o r e t i c a l v a l u e/(Δk/k)e x p e r i m e n t a l v a l u e/(Δk/k)m e t h o d 1#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t h-0.04513 r o dd r o p2#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t h-0.04607 r o dd r o p1#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t h-0.04017-0.03990c o m p e n s a t i o n2#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t h-0.03873-0.03830c o m p e n s a t i o n1#r e g u l a t i n g c o n t r o l r o d r e a c t i v i t y w o r t h-0.03195-0.03081a l t e r n a t em o t i o n 2#r e g u l a t i n g c o n t r o l r o d r e a c t i v i t y w o r t h-0.03244-0.03147a l t e r n a t em o t i o n 采用对拉法测量调节控制棒微分价值后推算的积分价值与理论计算结果吻合较好,约3.1%Δk/k㊂对应的补偿法获得两根安全棒价值的实验值与理论值也吻合较好,约3.9%Δk/k㊂而补偿法计算的安全棒积分价值较落棒法计算值偏小,原因在于补偿法测量实验过程中的多根控制棒之间的空间干涉效应㊂4.2换载后临界实验C M R R第二次换载后控制棒反应性价值刻度实验结果与理论结果比较如表6所示㊂表6第二次换载后落棒法测量控制棒反应性价值实验结果与理论结果T a b l e6R o d v a l u e r e s u l t s t h r o u g h o u tm o d e l i n g a n d r o d-d r o p e x p e r i m e n t a f t e r t h e s e c o n d c o r e l o a d i n gt h e o r e t i c a l v a l u e/(Δk/k)e x p e r i m e n t a l v a l u e/(Δk/k) 1#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t hw i t h0.054590.050812#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t hw i t h0.053550.053061#+2#s a f e t y r o d r e a c t i v i t y w o r t hw i t h0.139460.13270s h u t d o w nm a r g i nw i t h2#s a f e t y r o d s t u c k0.151290.10840s h u t d o w nm a r g i n0.301670.24260由上述表中数据分析,第二次换载后,安全控制棒单棒㊁两根棒反应性价值刻度结果与M C N P理论结果比较接近,而卡2#安全棒㊁停堆深度测量结果与计算结果偏差较大㊂分析其原因,可能是由于反应性仪测量探头布置在反应堆堆芯外侧,位于堆芯远离探测器一端的控制棒受距离探测器较近控制棒的空间干涉影响,其反应性价值在探测器计数中体现弱化,导致了实验值远低于理论值,这也是 点堆 方程需要克服的难题㊂5结论综上所述,本文建立了C M R R反应堆的三维M C N P中子输运及O R I G E N燃耗计算模型,通过首次临界棒位㊁控制棒价值及温度系数实验值的校核验证了干净堆芯M C N P模型的正确性;通过三个寿期始末的临界棒位及第三个寿期初控制棒价值刻度实验结果的校核,验证了M C N P+O R I G E N耦合燃耗模型的正确性㊂通过理论分析与实验测量校核,获得了C M R R反应堆控制棒价值数据,首次临界时单根安全棒的价值均约4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,反应堆能够实现安全停堆㊂这些结果验证了C M R R的核设计物理参数,同时,该计算模型及控制棒价值数据可以为研究堆后期燃料管理㊁控制棒价值刻度及安全运行提供参考㊂参考文献:[1]I A E A.U t i l i z a t i o n-r e l a t e dd e s i g n f e a t u r e s o f r e s e a r c h r e a c t o r s:a c o m p e n d i u m[R].T e c h n i c a lR e p o r tN o.455,2007.[2]I A E A.S a f e t y a n a l y s e s f o r r e s e a r c h r e a c t o r s[R].S a f e t y R e p o r tN o.55,2008.[3]I A E A.C o r em a n a g e m e n t a n d f u e l h a n d l i n g f o r r e s e a r c h r e a c t o r s[R].S a f e t y S t a n d a r dN o.N S-G-4.3,2008.[4]I A E A.O p e r a t i o n a l l i m i t s a n d c o n d i t i o n s a n do p e r a t i n gp r o c e d u r e s f o r r e s e a r c h r e a c t o r s[R].S a f e t y S t a n d a r dN o.N S-G-4.4,2008.[5] O R N L.W I M S-D4:W i n f r i t h I m p r o v e d M u l t i g r o u p S c h e m e c o d e s y s t e m[R].C o d eC C C-575,1991.[6] F o w l e rTB,V o n d y DR,C u n n i n g h a m G W,e t a l.N u c l e a r r e a c t o r c o r e a n a l y s i s c o d e:C I T A T I O N[R].O R N L-T M-2496,1971.[7] O R N L.S c a l e:Ac o m p r e h e n s i v em o d e l i n g a n d s i m u l a t i o n s u i t e f o r n u c l e a r s a f e t y a n a l y s i s a n dd e s i g n[R].O R N L-T M-39,2005.窦海峰等:采用M C N P模拟及落棒法刻度C M R R控制棒价值[8] B r i e s m e i s t e r JF.M C N P A g e n e r a lM o n t eC a r l oN-p a r t i c l e t r a n s p o r t c o d e v e r s i o n4C[R].L A-13709-M,2000.[9]黄洪文,叶林,钱达志,等.新型铪控制棒的研制[J].核动力工程,2008,29(3):48-51.(H u a n g H o n g w e n,Y eL i n,Q i a nD a z h i,e t a l.D e v e l o p m e n t a n dm a n u f a c t u r e o f n e w-s t y l eh a f n i u mc o n t r o l r o d.N u c l e a rP o w e rE n g i n e e r i n g,2008,29(3):48-51)[10] M a c F a r l a n eRE.D a t a t e s t i n g f o rE N D F/B-Ⅶ[R].L o sA l a m o sN a t i o n a l L a b o r a t o r y,2011.[11]李润东,代君龙,王学杰.300#堆周期和反应性数字化测量技术研究[C]//第五届全国核仪器及其应用学术会议.2007:188-191.(L iR u n d o n g,D a i J u n l o n g,W a n g X u e j i e.M e a s u r e m e n t d i g i t a l i z a t i o n f o r p e r i o d a n d r e a c t i v i t y o f S P R R-300//P r o c e e d i n g s o f t h eC h i n aC o n f e r-e n c e o nN u c l e a r I n s t r u m e n tA p p l i c a t i o n&N u c l e a rD e t e c t i o nT e c h n o l o g y&N u c l e a rM e a s u r e m e n tM e t h o d.2007:188-191)B e n c h m a r k i n g v e r i f i c a t i o no f c o n t r o l r o d e f f e c t s o nC M R Ru s i n g M C N Pc ode s t h r o u g h o u t3Dc o r em o d e l i n g a n d r o d-d r o p e x p e r i m e n tD o uH a i f e n g, L iR u n d o n g, L e n g J u n, Y u a nS h u, Y a n g X i n, F e n g Q i j i e, L i uX i a o, G a oC h a n(I n s t i t u t e o f N u c l e a rP h y s i c s a n dC h e m i s t r y,C A E P,P.O.B o x919-211,M i a n y a n g621900,C h i n a)A b s t r a c t:I n t h i s r e s e a r c h,M C N Pc o d e a n dO R I G E Nc o d e a r e u s e d t o c a l c u l a t e t h e c o n t r o l r o d r e a c t i v i t y w o r t he f f e c t s b y s i m u l a t i n g t h e3Dc o r em o d e l o f C M R Rr e a c t o r.T h e i n t e g r a l a n d d i f f e r e n t i a l b e h a v i o r s o f r e a c t i v i t y w o r t h e f f e c t s a r em e a s u r e db y r o d-d r o p e x p e r i m e n t s a n dd i g i t a l i n v e r s ek i n e t i cm e t h o dw i t he a c ho t h e r.T h e c a l c u l a t e da n dm e a s u r e d r e s u l t s a r ew e l l a c c o r d e d. T h e i n t e g r a l r e a c t i v i t y w o r t ho f o n e s a f e t y r o d i s a b o u t4%Δk/k.E v e n i n a n a c c i d e n tw h e no n e s a f e t y r o d g e t s s t u c k,t h eC M R R s h u t d o w nm a r g i n i s s t i l l g r e a t e r t h a n10%Δk/k,a n dC M R R i s t o t a l l y s a f e.S o t h e p h y s i c a l d e s i g n o f C M R R i s h i g h l y r e l i a b l e a n d t h e o p e r a t i o n c o u l db e s a f e.K e y w o r d s:c o n t r o l r o d r e a c t i v i t y w o r t h; M C N Pc o d e; C M R R;r o d-d r o p e x p e r i m e n t s;i n v e r s ek i n e t i cm e t h o dP A C S:28.41.-i;28.50.D r。
MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算
联立式（4）、（5）可得：
i
ϕ＝ D fx Ekλ
（6）
联立式（3）、（6）可得：
i
S
＝
v
fx
4D Ekλ
f
（7）
考虑到源自吸收时，源强度 Sv 的计算公式 为：
i
Sｖ＝
fs
4D fx Ekλ
f
其中，fs 为源自吸收系数。
（8）
图 1 圆柱体几何源 Fig. 1 Cylinder source
1.2 计算结果 在估算过程中，将废物用等体积、等高的
和计算参数选择都偏保守，因此，计算结果比
实际偏大。二者的差异为：
γ
＝（
A − A′ A + A）′ /
2
＝
2
8
%
点核积分计算结果偏大的原因是：
1）模型。实际情况中放坑中的废物是一
立方体源，将废物用等体积、等高的均匀圆柱
体源代替，模型建立是保守的，计算结果会笔
实际值偏大。
2）参数选择。式（8）中参数选择偏保守，
选用 F5 点注量计数器和 DEn/DFn 剂量卡，
在距废物表面（中心）2.3 m 处计数。
基于MCNP程序的铅屏蔽层对γ射线屏蔽性能研究
第44卷增刊 原 子 能 科 学 技 术 V ol. 44, Suppl. 2010年9月 Atomic Energy Science and Technology Sep. 2010收稿日期：2010-06-30；修回日期：2010-08-22 基金项目：北京市科学技术研究院萌芽项目资助 作者简介：郭广水（1982—），男，河南驻马店人，助理研究员，核技术及应用专业基于MCNP 程序的铅屏蔽层对γ射线屏蔽性能研究郭广水，曾心苗，周 鹏，秦培中，孟宪芳，王 强（北京市射线应用研究中心，北京 100012）摘要：为了计算不同厚度铅对不同能量γ射线的屏蔽性能，本工作建立了两种模型，然后使用MCNP 程序对这两种模型进行模拟计算，进而得到了铅的屏蔽性能。
计算结果表明：相同厚度的铅屏蔽层对低能γ射线的屏蔽能力强于高能，随着γ射线能量的增大，屏蔽能力呈下降趋势。
作为验证，本工作计算了单向源、面源、各向同性面源情况下铅的屏蔽性能，还通过改变PHYS 卡计算铅的屏蔽性能，得到的结果与上述结论一致。
关键词：MCNP 程序；γ射线；衰减倍数；铅中图分类号：TL818.4 文献标志码：A 文章编号：1000-6931（2010）S0-0587-04Study of Shielding Capability of γ-ray for Pb Shielding FloorBased on MCNP ProgramGUO Guang-shui ，ZENG Xin-miao ，ZHOU Peng ，QIN Pei-zhong ，MENG Xian-fang ，WANG Qiang（Beijing Research Center for Radiation Application , Beijing 100012, China ）Abstract: For calculating the shielding capability of γ-ray with different energy for Pb shielding floor with different thickness, two models were conceived, then these models were simulated with MCNP program, and the Pb shielding capability was calculated and the conclusion was gained. The results show that the shielding capability of Pb shielding floor with the same thickness to low energy γ-ray is better than to high energy γ-ray, and the shielding capability line descends along with the γ-ray energy goes up. For validating this conclusion, the Pb shielding capability in the conditions of single direction γ-ray source, surface source, isotropy surface source and changing PHYS card were calculated, then the same conclusions were gained.Key words: MCNP program ；γ-ray ；attenuating multiple ；Pb在γ射线的屏蔽材料研究中，铅屏蔽性能的数据的准确性非常重要。
利用MCNP程序研究多层平板高气压电离室的能量响应
图 1 窄谱 N － 120 系列能谱图
多层平板高气压电离室由电离室外壳、减 震绝缘材料、高气压外壳、高压电极、收集电极、 电极极柱及测量电路组成，内充 2． 5 MPa 的高 纯度氩气。电离室外壳是中空一个圆柱体的圆 柱结构，外壳厚度为 0． 2 cm，柱体半径 13 cm， 柱体总高度 52． 4 cm，材料是普通不锈钢，密度 为 7． 86 g / cm3 ； 高 气 压 外 壳 和 电 极 极 柱 均 为 1Cr18Ni8Ti 类型的不锈钢材料，外壳厚度为0． 2 cm，极柱半径 0． 25 cm，密度为 7． 93 g / cm3 ； 减 震绝缘材料位于电离室外壳和高气压外壳之 间，材料为聚氨酯，分子式（ C10 H8 N2 O2 ·C6 H14 O3 ） x，密度为 0． 04 g / cm3 ； 66 个高压电极和 65 个收集电极交替排列，材料均为硬铝，极板半径 8． 5 cm，厚度 0． 1 cm，密度 2． 7 g / cm3 ，电极板 884
示） ； 高能段采用单能光子。同时，对光子通量
到周围剂量当量的转换系数采用二次拉格朗日
插值，从而计算辐射量真值：
∑ [ ] H* （ 10） =
max
Φ E = min E
H* （ 10） Φ
E
（ 2）
之间的间距为 0． 2 cm，共 130 个气体区。图 2 为电离室的示意图：
图 2 多层极板高气压电离室示意图
加速器产生的光子辐射能量范围比较宽， 由各种能量的带电粒子与物质发生复杂的相互 作用形 成［1］。为 测 量 类 似 这 样 高 剂 量 率 的 γ 射线辐射场，设计和制造了一种新型多层平板 高气压电离室。对于光子辐射而言，要求电离 室的能量响应在较宽的能区内比较平坦，然而 只有少数几个放射源和过滤束 X 射线能够分 别提供单能和准单能的光子辐射，难以通过实 验的方法得面及任一 电极板平面的截面图
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MCNP程序在实验核物理中的应用
2008年3月14日星期五
一、蒙特卡罗方法简述
1. 蒙特卡罗方法又称为随机抽样技巧或统计试验方法。
半个多世纪以来，由于科学技术的发展和计算机的出现与发展，这种发展作为一种独立的方法被提出来，并首先在核武器的试验与研制中得到了应用。
蒙特卡罗方法是一种计算方法，但与一般数值计算方法有很大区别。
它是以概率统计理论为基础的一种方法。
由于蒙特卡罗方法能够比较逼真地描述事物的特点及物理实验过程，解决一些数值方法难以解决的问题，因而该方法的应用领域日趋广泛。
2.蒙特卡罗方法在实验核物理中的应用是该方法最重要的应用领域之一。
由于受物理条件地限制，为了得到所求结果，必须借助于理论计算。
蒙特卡罗方法具有逼真地描述真实的物理过程的特点，在一定意义上讲，它可以部分代替物理实验，因而成为解决实验核物理中实际问题的非常有效的工具。
3.蒙特卡罗方法所特有的优点，使得它的应用范围越来越大。
它的主要应用范围包括：粒子输运问题、统计物理、典型数学问题、真空技术、激光技术以及医学、生物、探矿等方面。
蒙特卡罗方法在粒子输运问题中的应用范围主要包括：实验核物理、反应堆物理、高能物理等方面。
二、蒙特卡罗方法应用软件简介
建立完善的通用蒙特卡罗程序可以避免大量的重复性工作，并且可以在程序的基础上，开展对于蒙特卡罗方法技巧的研究以及对于计算结果的改进和修正的研究，而这些研究成果反过来又可以进一步完善蒙特卡罗程序。
1.通用蒙特卡罗程序通常具有以下特点：
具有灵活的几何处理能力
参数通用化，使用方便
元素和介质材料数据齐全
能量范围广，功能强，输出量灵活全面
含有简单可靠又能普遍适用的抽样技巧
具有较强的绘图功能
2.常用的通用蒙特卡罗程序简介
MORSE程序
较早开发的通用蒙特卡罗程序，可以解决中子、光子、中子－光子的联合输运问题。
采用组合几何结构，使用群截面数据，程序中包括了几种重要抽样技巧，如俄国轮盘赌和分裂技巧，指数变换技巧，统计估计技巧和能量偏移抽样等。
程序提供用户程序，用户可根据需要编写源分布以及记录程序。
一般中子能量可从10-6甚至10-9Mev到20Mev。
光子能量可在Kev到Gev数量级范围。
电子能量也可在Kev到Gev数量级范围。
是美国橡树岭国家实验室从60年代开始研制的大型、多功能、多群中子-光子偶合输运程序。
其全名是：Multigroup Oak Ridge Stochastic Experiment Code. EGS程序
EGS是Electron-Gamma Shower 的缩写，它是一个用蒙特卡罗方法模拟在任意几何中，能量从几个KeV到几个TeV的电子-光子簇射过程的通用程序包。
由美国Stanford Linear Accelerator Center提供。
EGS于1979年第一次公开发表，提供使用。
EGS4是1986年发表的EGS程序的最新版本。
SANDYL程序
由美国圣地亚国家实验室于1974年发表的一个三维电子-光子偶合蒙特卡拉方法程序，全名为：A Computer Program for Calculating Combined Photon-Electron Transport in Complen Systems,是三维几何程序。
电子与光子的能量范围从1Kev 到1000Mev。
TIGER程序系列
也是圣地亚国家实验室八十年代初产生的一个有更强功能、更高软件水平的电子-光子蒙特卡罗程序，称为ITS程序包。
全名：The Intergrated TIGER Series of Coupled Electron/Photon Monte Carlo Transport Codes。
该系列集中了1974-1981年间先后家建立的八个各种几何、各种功能的电子-光子偶合输运程序。
三、MCNP程序
MCNP是美国Los Alamos（新墨西哥洛斯阿拉莫斯）国家实验室开发的大型多功能通用蒙特卡罗程序，它是在一系列程序工作基础上集中编制的一个具有当前最高水平的大型通用中子-光子输运程序。
可以程序采用独特的曲面组合几何结构，使用点截面数据，程序通用性较强。
与其它程序相比，在功能方面、技巧方面、几何能力和取用数据方面有很大提高，被称为“超级蒙特卡罗程序”。
MCNP程序全称为Monte Carlo N-Particle Transport Code System，蒙特卡罗核粒子输运程序系统，它用Monte Carlo方法模拟解决多粒子系统中的粒子输运问题。
Monte Carlo方法是一种随机过程方法，它并不严格去求解一些物理方程，而是通过模拟单粒子在介质中的随机运动过程，然后将大量粒子的平均结果作为系统结果的近似，给出粒子系统在介质中输运的最后结果。
MCNP程序可以用来处理中子、电子、γ光子的输运过程，还可以计算中子、光子和电子的联合输运问题以及临界问题，其中中子能量范围为10-11MeV-20MeV，光子、电子能量范围为1KeV-1000MeV。
要用MCNP程序来处理问题，需要按照MCNP规定的格式编写一个输入文件，在这个文件中要根据要解决的问题给出发射粒子（即源的形状、位置，粒子的种类、能谱）、穿过的介质（包括化学成分、密度、几何形状）、要探测的计数（探测位置、能量区间）的信息，然后提交给MCNP程序进行处理即可得到结果，然后根据自己的需要从输出文件中撮自己感兴趣的信息。
下面我们通过一个简单的例子。
例一：
三个圆柱体：分别平行于X轴；平行于平行Y轴周的一条直线；平行于平行Z轴的一条直线；长度5CM；半径5CM。
三个长方体：两个连在一起，一个独立
边框：60CM*60CM*60CM
中子源：2.33-5.33-8.33-9.33 比例是：3：5：7：5
（作图）
运行见电脑
其他：
1.计算结果评价
MCNP在计算结果的同时，还会计算该结果的相对误差R，R＝估计值的方差/估计值。
根据R的范围可以知道计算结果的可信程度：
参考内容：
1.许淑艳，蒙特卡罗方法在实验核物理中的应用（修订版）[M]。
原子能出版社，2006年8月第二版
2.MCNP 4C简明使用教程（南京大学物理系）
3.MCNP4C中文说明（撰写：新墨西哥洛斯阿拉莫斯国家实验室）
四、关于课题
1.课题名称：γ射线散射法测量油垢厚度的方法研究国家自然科学基金2006年1月-2008年12月与南京大学合作成员除我们这里老师之外还有：南京大学丁杰（研究生已毕业）时飞跃（博一）赵经武老师新疆师范大学杨惠玲老师
2.前面工作：王世亨老师跟南京大学刘圣康老师项目γ射线透射法测定输油管道油垢厚度不管在理论还是在实验上有了较好的研究工作，虽然透射法有测量精度较高的优点，但是要开掘挖土，工作量大。
3.前段时间
丁杰用MCNP 管内石油对油垢厚度测量的影响原子能科学技术V ol.41,No.6,Nov.2007
买买提·热夏提甫尔开提作的近水平入射情况
上学期：杨惠玲老师一个理论部分的论文
赵农校杨坤杰（关于实验方面的论文）在等消息
时飞跃08年4月份土壤的MCNP模拟论文
4.本学期准备：
a.油垢叠加与实体的区别
b.黑体吸收室的影响，环境影响方面
c.实际输油管道的模拟如何处理
d.弧面与平面的关系
e.实地插入土层实验与模拟。