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15 MV医用直线加速器X射线束的MCNP模拟
医用电子加速器 X射线束 百分深度剂量 蒙特卡罗
2022/3/16
高能医用直线加速器在放射治疗中的应用越来越广泛，其辐射源项及屏蔽防护研究一直是人们关注的重点。应用MCNP（MonteCarloN-ParticleTransportCode）软件对Clinac23EX型医用直线加速器产生的15MVX射线束进行模拟。依据厂家提供的机头内部件的材料组成和几何尺寸，构建X射线模式的加速器机头精细模型，计算了不同照射野下X射线束在水模体中的百分深度剂量（Percenta...
核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.
MCNP模拟卫星深层充电特征
深层充电 MCNP软件 电子
2014/1/8
针对卫星介质深层充电诱发地球同步轨道卫星运行故障, 提出一种Monte Carlo方法模拟介质深层充电过程. 将航天器介质平板充电过程简化为电子穿过屏蔽层进入介质环氧树脂. 通过MCNP软件, 模拟不同屏蔽层铝的厚度及不同能量电子对卫星介质内最大电场的影响.
X射线荧光分析原级能谱分布的MCNP模拟
X射线荧光分析 蒙特卡罗方法 MCNP 能谱分布
2011/8/18
X射线荧光分析中，入射激发能谱是影响元素特征荧光强度大小的直接因素。本文使用MCNP程序模拟不同条件下电子打靶后的X射线能谱分布，计算结果能够反映不同条件下特征谱线和连续谱线的特点。模拟能谱数据可用于X射线荧光分析的数据处理。
基于MCNP的医院中子照射器零功率实验的计算
MCNP 医院中子照射器 零功率实验
2011/8/18
介绍了医院中子照射器（IHNI）零功率实验及其装置，利用MCNP程序，对IHNI零功率实验装置进行模拟计算，得到中心控制棒价值、上铍反射层效率、径向燃料元件效率、铝瓦效率等。计算值和实验值相互验证，结果符合较好。
基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析
MCNP ENDF/B-Ⅵ 压力容器快中子注量率 敏感性分析
2011/8/23
本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础，使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E＞1.0 MeV）的计算，并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明，上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%～7.6%、18%和6.7%左右。
Retrieval Of GammaCell 220 Irradiator Isodose Curves With MCNP Simulations And Experimental Measurements
Monte Carlo GammaCell 220 Isodose Dosimetry MCNP
2010/6/30
Gamma irradiator facilities can be used in a wide range of applications such as biological and chemical researches, sterilization of medical devices and products. Dose mapping must be performed in the...
MCNP程序用热中子散射数据制作和检验
ENDF/B-Ⅶ.0 热中子散射 MCNP 积分检验
2011/8/22
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...
粒子输运计算模型MCNP模型的可视化实现
MCNP MCAM 可视化
2009/11/27
MCAM（MCNP Automatic Modeling system）是MCNP自动建模与可视化软件，重点介绍MCAM中MCNP中子学模型可视化的原理、技术及实现。通过分析MCNP中子学模型文本描述和构造立体几何表示法的关系，指出从构造立体几何表示法到CAD模型的转换是MCNP中子学模型可视化的关键所在。
温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究
增殖系数 反应性温度系数 基准题
2009/11/27
MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性，现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算，定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同），而且，它也不能够计算反应堆中与温度相关的量，如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库，使用MCNP-4C对基准题进行...
MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证
NJOY软件 MCNP程序 温度相关截面库 基准题
2009/7/24
本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(acompactENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上，开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中，选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题：带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基...
用MCNP/4A计算钒球14MeV中子的泄漏谱和反应率
MCNP/4A程序 钒球基准装置 泄漏谱 反应率
2008/12/23
用MCNP/ 4A程序计算了钒球 14MeV中子源的泄漏谱及Al、Fe和V在其内的反应率 ,并与实验结果进行了比较。
用LAHET和MCNP程序研究散裂中子靶的中子学性能
散裂中子靶 中子产额 能量沉积 中子能谱
2008/12/23
利用LAHET和MCNP程序对ADS散裂中子靶进行模拟计算。因靶的基本物理性质随束流和靶形状的变化而改变,所以首先评估了源强和靶的几何形状对靶性质的可能影响,然后计算长1.2m、直径为0.6m的圆柱形液态铅靶在1GeV质子轰击下,靶内中子的产生和泄漏及能量的沉积等。与文献数据、实验数据进行了比较,符合良好。计算结果还表明:源强和几何的选择对中子产生和泄漏可产生较大影响;用液态铅作散裂靶时,中子产...
Evaluation of the Neutron Flux Distribution in an AmBe Irradiator using the MCNP-4C Code
the Neutron Flux Distribution an AmBe Irradiator the MCNP-4C Code
2010/10/15
The present work shows the evaluation of the flux and absorbed dose rate of neutrons in a 241AmBe Irradiator at IPEN facilities using the MCNP-4C transport code. The geometry of the 241AmBe source as ...