Mcnp5 là gì? Các công bố khoa học về Mcnp5

MCNP là một phần mềm mô phỏng vật lý hạt nhân được sử dụng để phân tích và dự đoán tương tác của các phụ tố hạt nhân trong các ứng dụng hạt nhân và bảo vệ bức x...

MCNP là một phần mềm mô phỏng vật lý hạt nhân được sử dụng để phân tích và dự đoán tương tác của các phụ tố hạt nhân trong các ứng dụng hạt nhân và bảo vệ bức xạ. Phiên bản MCNP5 là phiên bản thứ năm của phần mềm này và đã được phát triển bởi Los Alamos National Laboratory tại Hoa Kỳ. MCNP5 cung cấp một mô hình chi tiết cho các quá trình chuyển động của hạt nhân, tương tác vật liệu, tạo ra dữ liệu đầu ra chi tiết, và cho phép người dùng phân tích nhiều dạng vật liệu và hầu hết các loại phụ tố hạt nhân.
MCNP5 là phiên bản tiếp theo của MCNP (Monte Carlo N-Particle) - một phần mềm phân tích vật lý hạt nhân dựa trên phương pháp Monte Carlo. MCNP được phát triển bởi Los Alamos National Laboratory ở Hoa Kỳ và đã trở thành một công cụ mô phỏng mạnh mẽ và phổ biến trong lĩnh vực nghiên cứu và ứng dụng hạt nhân.

MCNP5 cung cấp khả năng mô phỏng và dự đoán tương tác của các phụ tố hạt nhân, cũng như quá trình chuyển động của hạt nhân trong các ứng dụng hạt nhân, y tế, bảo vệ bức xạ, thiết kế và an ninh hạt nhân. Phần mềm này sử dụng phương pháp Monte Carlo để xác định xác suất tương tác của hạt nhân và tạo ra các mô phỏng ngẫu nhiên của quá trình này để dự đoán phản ứng và sự lan truyền của hạt nhân trong vật liệu.

MCNP5 được thiết kế để mô phỏng nhiều loại phụ tố hạt nhân như nơtron, proton, photon, electron và các ion khác. Nó cung cấp mô hình và thư viện chất liệu gồm nhiều loại vật liệu khác nhau, cho phép người dùng xác định cấu trúc chấp này và tạo ra dữ liệu đầu ra chi tiết về tương tác hạt nhân và phản ứng trong vật liệu.

MCNP5 là một công cụ quan trọng cho các nhà nghiên cứu và kỹ sư trong lĩnh vực hạt nhân để xác định an toàn hạt nhân, thiết kế phản ứng hạt nhân, kiểm tra phương pháp phân tích hạt nhân, phát triển phương pháp chẩn đoán bệnh và nghiên cứu tương tác phụ tố hạt nhân trong vật liệu.
MCNP5 là một phần mềm mô phỏng hạt nhân mạnh mẽ được sử dụng rộng rãi trong nghiên cứu và ứng dụng hạt nhân. Nó được sử dụng để mô phỏng tương tác của các loại hạt nhân, bao gồm nơtron, proton, photon, electron và các ion khác, trong các vật liệu khác nhau.

Một trong những ứng dụng chính của MCNP5 là trong lĩnh vực bảo vệ bức xạ và hạt nhân, nơi nó được sử dụng để xác định mức độ phơi nhiễm bức xạ và tiến hành đánh giá rủi ro bức xạ. Nó có thể mô phỏng những tác động của bức xạ lên người và điều tra hiệu ứng của các biện pháp bảo vệ và giảm thiểu bức xạ.

MCNP5 cũng được sử dụng trong việc thiết kế và phân tích các hệ thống reaktor hạt nhân, cả các reaktor năng lượng hạt nhân và reaktor nhiên liệu nhiệt đới. Nó cho phép các nhà thiết kế khảo sát hệ thống reaktor khác nhau, xác định loại nhiên liệu và kích thước, đánh giá hiệu suất và an toàn, và dự đoán tương tác của hạt nhân trong reaktor.

MCNP5 cũng có thể được sử dụng trong các bài toán y tế, bao gồm công nghệ điều trị bằng tia X và gamma, đánh giá xuất tinh của hạt nhân trong điều trị ung thư, và nghiên cứu ảnh hưởng của bức xạ trong các quá trình sinh học.

Phần mềm này có tính linh hoạt cao và cung cấp một loạt các công cụ và tính năng để tùy chỉnh mô hình mô phỏng theo nhu cầu cụ thể của người dùng. MCNP5 cũng có khả năng tích hợp với các phần mềm và công cụ khác để cung cấp các tính toán phân tích chi tiết và chính xác.

Các bài báo, nghiên cứu, công bố khoa học về chủ đề mcnp5:

Validation for monte carlo simulation of characteristics of gamma spectrometer using HPGe GMX35P4-70 detector by MCNP5 and GEANT4 codes
800x600 The study used two Monte Carlo simulation codes of MCNP5 and GEANT4 to simulate HPGe detector of GMX35P4-70, then its response spectra and peak efficiencies characteristics were evaluated. The results show that when increasing the inner dead layer thickness of the detector from 1.8mm to 2.2mm, there is a better fit of the response spectra and the peak efficiencies characteri...... hiện toàn bộ
#GMX detector #Monte Carlo #MCNP5 #Geant4
Development of an MCNP5-ORIGEN2 coupling scheme for burnup calculation of VVER-1000 fuel assemblies
Nuclear Science and Technology - Tập 6 Số 3 - 2016
The paper aims to develop an MCNP5-ORIGEN2 coupling scheme for burnup calculation. Specifically, the Monte Carlo neutron transport code (MCNP5) and the nuclides depletion and decay calculation code (ORIGEN2) are combined by data processing and linking files written in the PERL programming language. The validity and applicability of the developed coupling scheme are tested through predicting the ne...... hiện toàn bộ
#MCNP5 #ORIGEN2 #burnup #coupling #VVER-1000 LEU
NGHIÊN CỨU PHÂN BỐ HIỆU SUẤT CỦA HỆ PHỔ KẾ GAMMA PHÔNG THẤP SỬ DỤNG ĐẦU DÒ GERMANIUM SIÊU TINH KHIẾT
Trong phép đo hoạt độ phóng xạ của các mẫu môi trường hoạt độ thấp bằng hệ phổ kế gamma phông thấp sử dụng đầu dò germanium siêu tinh khiết (high purity germanium - HPGe), vấn đề nâng cao hiệu suất ghi của đầu dò thường được quan tâm nhằm giảm thiểu thời gian đo và do đó cải thiện chất lượng phổ gamma. Nguồn đo dạng trụ và dạng Marinelli được sử dụng rộng rãi để đáp ứng yêu cầu nói trên nhưng cơ s...... hiện toàn bộ
#environmental sample #low background gamma spectrometer #efficiency distribution #matrix density #MCNP5
Calculation of neutronic characteristics in different reflector materials with a 15-MWt reactor core using VVR-KN fuel type
Nuclear Science and Technology - Tập 7 Số 4 - 2017
VVR-KN is one of the low enriched fuel types intended for a research reactor of a new Centre for Nuclear Energy Science and Technology (CNEST) of Viet Nam. As a part of design orientation for the new research reactor, the calculations of neutronic characteristics in a reactor core reflector using different materials were carried out. The investigated core configuration is a 15-MWt power loaded wit...... hiện toàn bộ
#VVR-KN fuel #MCNP5 #reflector materials #silicon doping irradiation hole
Khảo sát phổ gamma tán xạ của chùm photon phát ra từ nguồn 65Zn sử dụng chương trình MCNP5
Nghiên cứu này tập trung vào việc tách thành phần tán xạ nhiều lần ra khỏi phổ tán xạ của chùm photon phát ra từ nguồn 65 Zn. Kết quả nghiên cứu cho thấy, có thể tách thành phần tán xạ nhiều lần ra khỏi phổ tán xạ bằng kĩ thuật xử lí phổ tán xạ cải tiến nhằm t&iacu...... hiện toàn bộ
#Monte Carlo #tán xạ #bề dày #NaI(Tl) #65Zn
NGHIÊN CỨU HIỆU ỨNG THỂ TÍCH VÀ HIỆU ỨNG CẢN XẠ CỦA BỀ DÀY LỚP LITHIUM KHUẾCH TÁN TRONG ĐẦU DÒ HPGe LOẠI p
Đầu dò germanium siêu tinh khiết (HPGe), giống như một diode có cấu trúc gồm 3 vùng P, I và N làm việc ở chế độ phân cực nghịch, trong đó vùng I nhạy với các bức xạ ion hóa, đặc biệt là tia gamma và tia X. Trong quá trình hoạt động các nguyên tử lithium của lớp n+ (lớp lithium khuếch tán n+, vùng P) tiếp tục khuếch tán vào sâu bên trong tinh thể làm cho bề dày của lớp này tăng lên đáng k...... hiện toàn bộ
#Volume effect #radiation contrast effect #detector #diffused lithium layer #efficiency #MCNP5
Thermal-hydraulics analysis for VVR-KN fuel lead test using PLTEMP code
Nuclear Science and Technology - Tập 8 Số 1 - 2018
VVR-KN is one of the low-enriched fuel types to be considered for a new research reactor (RR) of a Centre for Nuclear Energy Science and Technology (CNEST) of Vietnam. This fuel type was qualified by a lead test carried out with three fuel assemblies (FAs) in 6-MWt WWR-K research reactor at the Institute of Nuclear Physics, Kazakhstan. VVR-KN fuel was then used for conversion of the WWR-K reactor ...... hiện toàn bộ
#VVR-KN fuel type #MCNP5 #PLTEMP #WWR-K reactor #VVR-KN fuel lead test
Application of Monte-Carlo Code to dose distribution calculation in a case of lung cancer by the emitted photon beams from Linear Accelerator
Nuclear Science and Technology - Tập 5 Số 4 - 2015
The dose distribution calculation is one of the major steps in radiotherapy. In this paper the Monte Carlo code MCNP5 has been applied for simulation 15MV photon beams emitted from linear accelerator in a case of lung cancer of the General Hospital of Kien Giang. The settings for beam directions, field sizes and isocenter position used in MCNP5 must be the same as those in treatment plan at the ho...... hiện toàn bộ
#linac #radiotherapy #absorbed dose #lung cancer #MCNP5
Tổng số: 60   
  • 1
  • 2
  • 3
  • 4
  • 5
  • 6