CN107664766A - 基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法 - Google Patents
基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN107664766A CN107664766A CN201610602036.6A CN201610602036A CN107664766A CN 107664766 A CN107664766 A CN 107664766A CN 201610602036 A CN201610602036 A CN 201610602036A CN 107664766 A CN107664766 A CN 107664766A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- nuclear material
- radiation field
- sensing point
- nuclear
- radiation
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/29—Measurement performed on radiation beams, e.g. position or section of the beam; Measurement of spatial distribution of radiation
- G01T1/2914—Measurement of spatial distribution of radiation
Abstract
本发明提供了一种基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法。本发明涉及涉核材料的辐射场估算方法,解决以往辐射场研究中,通过实验观测辐射场,操作过程繁琐且会影响原有辐射场和理论计算对于复杂模型无法求解的问题。本发明的方法包括如下步骤:建立涉核材料的几何模型;分析核材料的辐射特性;建立坐标系,设置探测点;对探测数据进行处理,得到辐射场。
Description
技术领域
本发明涉及一种核材料的辐射场估算方法,可用于估计涉核材料的辐射场和多个涉核材料的混合辐射场。
背景技术
目前国内外研究辐射场方法:1)实验观测,数据直观明了,但操作过程繁琐且会影响原有辐射场;2)理论计算,思路简便,但方程求解困难,对于复杂模型无法求解。蒙特卡罗方法,也称统计模拟方法,是二十世纪四十年代中期由于科学技术的发展和电子计算机的发明,而被提出的一种以概率统计理论为指导的数值计算方法。随着算法的优化和计算机技术的发展,其数据处理能力越来越强。本方法创造性的将蒙特卡罗方法应用到核材料辐射场估算中。
发明内容
本发明所述的基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算包括以下四个步骤:
步骤一,建立核材料的几何模型
步骤二,分析核材料的辐射特性
步骤三,建立坐标系,设置探测点
步骤四,数据处理
记录各探测点计数,并通过后期数据处理得到核材料的辐射场分布。
一、建立核材料的几何模型
以核材料的尺寸参数为依据,建立几何模型,建模过程结合实际条件进行适当的合理的简化。
二、分析核材料的辐射特性
分析核材料的组成,填写材料卡片,完成核材料物理模型的建立。不同核材料的辐射特性不同,其释放射线和粒子的种类和强度均存在差异。根据衰变纲图计算不同核素出射粒子的种类和强度,加权后得到核材料的辐射特性。
三、建立坐标系,设置探测点
MCNP程序单个文件运行对探测点个数有限制,探测点个数不宜太多,同时位置上不宜穿过材料的分界面上,权衡以上两点,结合核材料特点,建立坐标系,设置探测点,记录辐射粒子注量和能量信息。
四、数据处理
(一)单个核材料的辐射强度计算
通过运行程序求解得到的结果文件并未给出辐射强度数据,要获得涉核材料的辐射场分布需要对程序运行结果进行适当的转化。式(1)给出了探测点计数转化为该点注量率的计算方法。
Φi=Ai·φ (1)
其中,Φi为材料i在该点引起的注量率,cm-2·s-1;φ为该探测点的计数。
对于光子源,Ai为核材料i的粒子产额,即核材料单位时间发射各能量值的粒子数总和,如式(2)所示。
式中,mi为核材料i的质量,kg;为是能量为Ej的出射粒子对应绝对强度。
对于中子源,考虑自发裂变的中子产额Ad和(α,n)反应的中子产额Aα,总的中子产额为两者之和,如式(3)所示。
A=Ad+Aα (3)
(二)混合辐射场计算
为模拟计算模型内部辐射场的分布,首先计算单个核材料的内部辐射场,叠加获得混合辐射场分布。叠加计算遵循辐射场叠加原理。
要计算坐标原点处的总中子或光子通量,首先要计算1、2、3三个位置的核材料在坐标原点所形成的中子或光子通量Φ1,Φ2,Φ3,那么当三个核材料同时存在时,坐标原点的总通量为Φ=Φ1+Φ2+Φ3。
根据辐射场叠加原理,各探测点的光子或中子注量率按下式计算。
Φ=∑Φi(4)
附图说明
图1是采用蒙特卡罗法估算核材料辐射场的流程。
图2是辐射场叠加原理示意图
具体实施方式
下面以某涉核材料A为例,说明本文所述的蒙特卡罗法估算核材料辐射场的流程。
一、建立涉核材料A的物理模型
参照涉核材料A的尺寸参数,提取影响光子和中子输运过程的主要影响因素,对A的部分细节进行了简化,忽略对粒子输运影响较小的部位,建立几何模型。
二、分析核材料A的辐射特性
材料的辐射特性分析主要包括两方面的内容:1)核材料释放射线的种类和产额;2)材料与输运粒子相互作用信息。前者决定了辐射源的强度,后者决定了辐射强度在材料中的衰减情况,两者均对核材料A辐射场分布产生直接影响。分析核材料的组成,填写材料卡片,建立核材料物理模型。
表1涉核材料A组分及质量分数
三、建立坐标系,设置探测点
以涉核材料A中心为原点,X,Y轴位于初级赤道所在平面上,Z轴为A的轴线,指向A顶端为正方向,建立笛卡尔坐标系。
MCNP程序单个文件运行对探测点个数有限制,探测点个数不宜太多,同时位置上不宜穿过材料的分界面上,权衡以上两点,结合涉核材料的结构特点,设置探测点,记录辐射粒子注量和能量信息。探测点坐标信息如表2。
表2探测点坐标信息
四、数据处理
根据公式(1)~(4),可得各探测点光子和中子注量率。
表3涉核材料A各探测点的光子注量率
表4涉核材料A各探测点的中子注量率
Claims (3)
1.一种基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法,其特征在于该方法包括如下步骤:
步骤一,建立核材料的几何模型:以核材料的尺寸参数为依据,建立几何模型,建模过程结合实际条件进行适当的合理的简化;
步骤二,分析核材料的辐射特性:分析核材料的组成,填写材料卡片,完成核材料物理模型的建立。不同核材料的辐射特性不同,其释放射线和粒子的种类和强度均存在差异。根据衰变纲图计算不同核素出射粒子的种类和强度,加权后得到核材料的辐射特性;
步骤三,建立坐标系,设置探测点:MCNP程序单个文件运行对探测点个数有限制,探测点个数不宜太多,同时位置上不宜穿过材料的分界面上,权衡以上两点,结合涉核材料的结构特点,建立坐标系,设置探测点,记录辐射粒子注量和能量信息;
步骤四,数据处理:记录各探测点计数,并通过后期数据处理得到涉核材料的辐射场分布。
2.如权利要求1所述的基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法,其特征在于所述的步骤四数据处理中,探测点计数转化为该点注量率的计算方法如下:
Φi=Ai·φ
其中,Φi为核材料i在该点引起的注量率,cm-2·s-1;φ为该探测点的计数。
3.如权利要求1所述的基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法,其特征在于所述的步骤四数据处理中,辐射场计算采用了辐射场叠加原理,即各探测点的光子或中子注量率按下式计算:
Φ=∑Φi。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610602036.6A CN107664766A (zh) | 2016-07-28 | 2016-07-28 | 基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610602036.6A CN107664766A (zh) | 2016-07-28 | 2016-07-28 | 基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN107664766A true CN107664766A (zh) | 2018-02-06 |
Family
ID=61115367
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610602036.6A Pending CN107664766A (zh) | 2016-07-28 | 2016-07-28 | 基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN107664766A (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109101704A (zh) * | 2018-07-24 | 2018-12-28 | 南华大学 | 贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价方法 |
CN111553111A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-08-18 | 成都航空职业技术学院 | 一种基于mcnp的数字仿核信号发生器 |
CN115374637A (zh) * | 2022-08-24 | 2022-11-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于无源效率刻度的核材料滞留量计算方法和终端 |
-
2016
- 2016-07-28 CN CN201610602036.6A patent/CN107664766A/zh active Pending
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109101704A (zh) * | 2018-07-24 | 2018-12-28 | 南华大学 | 贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价方法 |
CN109101704B (zh) * | 2018-07-24 | 2019-09-24 | 南华大学 | 贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价方法 |
CN111553111A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-08-18 | 成都航空职业技术学院 | 一种基于mcnp的数字仿核信号发生器 |
CN115374637A (zh) * | 2022-08-24 | 2022-11-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于无源效率刻度的核材料滞留量计算方法和终端 |
CN115374637B (zh) * | 2022-08-24 | 2023-09-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于无源效率刻度的核材料滞留量计算方法和终端 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN104376217B (zh) | 一种基于蒙特卡罗自适应降低方差的辐射屏蔽计算方法 | |
CN103106301B (zh) | 一种基于蒙特卡罗方法与特征线方法耦合的计算辐射屏蔽的方法 | |
CN109493924A (zh) | 一种获取fcm燃料有效多群截面的方法 | |
WO2016119537A1 (zh) | 基于深度剥离的核辐射屏蔽计算网格生成方法和系统 | |
CN107664766A (zh) | 基于蒙特卡罗的核材料辐射场估算方法 | |
US20180060463A1 (en) | Hybrid Monte Carlo and Deterministic Particle Transport Method Based on Transition Area | |
Nunes et al. | Improved description of Ar 34, 36, 46 (p, d) transfer reactions | |
WO2016155269A1 (zh) | 模拟粒子输运和计算放疗中人体剂量的方法、装置及系统 | |
CN107038294A (zh) | 针对轻水堆的基于等效一维棒模型的共振自屏计算方法 | |
CN113139325B (zh) | 基于蒙卡临界计算的反应堆全局方差均匀分布的实现方法 | |
CN111584019B (zh) | 基于首次碰撞源-蒙特卡罗耦合获取反应堆外探测器响应的方法 | |
CN107038293A (zh) | 针对板状燃料的基于等效一维板模型的共振自屏计算方法 | |
Davis et al. | Application of novel global variance reduction methods to fusion radiation transport problems | |
CN106202865B (zh) | 一种计算中子输运离散节块法中任意阶系数的方法 | |
CN105046096B (zh) | 一种基于自由程预处理的权窗参数自动生成方法 | |
CN113609099A (zh) | 一种基于蒙特卡罗方法制作聚变堆多群屏蔽数据库的方法 | |
CN105093283B (zh) | 一种三维观测系统面元属性多线程快速显示方法 | |
CN108241176A (zh) | 一种放射性综合信息异常远景区圈定方法 | |
Mosher et al. | AUTOMATED WEIGHT-WI DOW GE ERATIO FOR THREAT DETECTIO APPLICATIO S USI G ADVA TG | |
CN107133455B (zh) | 利用耦合蒙特卡罗方法模拟ads系统瞬态问题的方法 | |
CN106646607A (zh) | 一种提高ct反演分辨率和效率的自适应不等间距网格划分方法 | |
CN106202862A (zh) | 一种针对压水堆栅元非均匀共振积分表的制作方法 | |
CN108595796A (zh) | 大空间深穿透辐射场空气吸收剂量率的计算方法及介质 | |
CN107527127A (zh) | 一种概率安全评价中raw重要度的计算方法 | |
CN104484535B (zh) | 一种基于蒙特卡洛粒子输运模拟物理值特征的可视化增强方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |
Application publication date: 20180206 |