Scholar Hub/Chủ đề/#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.
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 characteristics compared with the measured ones. In general, it is useful to use two these input files to simulate response spectra and calculating the peak efficiency of GMX detector for determination of radionuclide distribution in the soil by in situ or laboratory gamma-ray spectrometry. Normal 0 false false false EN-US X-NONE X-NONE MicrosoftInternetExplorer4
/* Style Definitions */
table.MsoNormalTable
{mso-style-name:"Table Normal";
mso-tstyle-rowband-size:0;
mso-tstyle-colband-size:0;
mso-style-noshow:yes;
mso-style-priority:99;
mso-style-parent:"";
mso-padding-alt:0cm 5.4pt 0cm 5.4pt;
mso-para-margin:0cm;
mso-para-margin-bottom:.0001pt;
mso-pagination:widow-orphan;
font-size:10.0pt;
font-family:"Times New Roman","serif";}
#GMX detector #Monte Carlo #MCNP5 #Geant4
NGHIÊN CỨU PHÂN BỐ HIỆU SUẤT CỦA HỆ PHỔ KẾ GAMMA PHÔNG THẤP SỬ DỤNG ĐẦU DÒ GERMANIUM SIÊU TINH KHIẾTTrong 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 sở khoa học của việc lựa chọn các hình học nguồn đo này vẫn chưa được xây dựng một cách đầy đủ. Do vậy, việc nghiên cứu phân bố hiệu suất của hệ phổ kế là rất cần thiết. Trong công trình này, chương trình MCNP5 được sử dụng để mô phỏng phổ gamma của nguồn điểm đặt tại vị trí bất kỳ trong không gian đặt mẫu đo của hệ phổ kế và hiệu suất ghi của đầu dò được tính toán để xác định phân bố hiệu suất. Ngoài ra phân bố hiệu suất cũng được khảo sát khi thay đổi năng lượng gamma và mật độ chất nền của không gian đặt mẫu đo. Kết quả cho thấy rằng có hai vùng hiệu suất cao tập trung ngay sát đỉnh đầu dò và tại mặt bên đầu dò, phù hợp tốt với quan điểm lựa chọn hình học nguồn đo dạng trụ và dạng Marinelli
#environmental sample #low background gamma spectrometer #efficiency distribution #matrix density #MCNP5
Development of an MCNP5-ORIGEN2 coupling scheme for burnup calculation of VVER-1000 fuel assembliesThe 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 neutronic and isotopic behavior of the “VVER-1000 LEU Assembly Computational Benchmark”. The MCNP5-ORIGEN2 coupling results showed a good agreement with the k-inf benchmark values within 600 pcm during the entire burnup history. In addition, the differences of isotopes concentration at the end of the burnup (40 MWd/kgHM) when compared with benchmark values were reasonable and generally within 6.5%. The developed coupling scheme also considered the shielding effect due to gadolinium isotopes and simulated well the depletion of isotopes as a function of the radial position in gadolinium bearing fuel rods.
#MCNP5 #ORIGEN2 #burnup #coupling #VVER-1000 LEU
Calculation of neutronic characteristics in different reflector materials with a 15-MWt reactor core using VVR-KN fuel typeVVR-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 with VVR-KN fuel assemblies and surrounded by a reflector using beryllium, heavy water or graphite respectively. MCNP5 code together with up-to-date nuclear data libraries were used for these calculations. This paper presents the calculation results of neutron energy spectrum, neutron spatial distribution in the reflector using the above-mentioned materials. Besides, neutronic characteristics calculated for silicon doping irradiation holes in the reflector are also presented and the utilization capabilities of different reflector materials are discussed.
#VVR-KN fuel #MCNP5 #reflector materials #silicon doping irradiation hole
Representative neutronic characteristics calculations for the VVER-1000 reactors using SRAC and MCNP5This paper presents the results of neutronic calculations using the deterministic and Monte-Carlo methods (the SRAC and MCNP5codes) for the VVER MOX Core Computational Benchmark Specification and the VVER-1000/V392 reactor core. The power distribution and keff value have been calculated for a benchmark problem of VVER core. The results show a good agreement between the SRAC and MCNP5 calculations. Then, neutronic characteristics of VVER-1000/V392 such as power distribution, infinite multiplication factor (k-inf) of the fuel assemblies, effective multiplication factor keff, peaking factor and Doppler coefficient were calculated using the two codes.
#VVER-1000/V392 #SRAC #MCNP5 #power distribution #multiplication factor #Doppler coefficient
Calculation of critical core configurations of a research reactor using MTR, IRT-4M, VVR-KN fuel assembliesThis paper presents calculation results to determine critical core configurations and aminimum number of fuel assemblies (FAs) or uranium mass of a research reactor loaded with three types of FAs such as MTR, IRT-4M and VVR-KN. The MCNP5 code and ENDF/B7.1 library were applied to estimate characteristics parameters of the fuel types and the whole core. Infinitive multiplication factor kinf, neutron flux distribution and neutron spectra of the fuels were calculated. The reactor core configurations with three fuel types were modeled in 3-dimensions, and then the effective multiplication factors keff, relative radial power distribution of each configuration were also evaluated. From calculation results, twelve fuel loading schemes were chosen based on lowest uranium mass or smallest number of FAs loaded into the core. In addition, two full core configurations using VVR-KN and MTR FAs and consisting of beryllium reflectors, vertical irradiation facilities, horizontal neutron beam ports, etc. have been proposed for further consideration in thermal hydraulic calculations and safety analysis.
#Research Reactor #MTR #VVR-KN #IRT-4M #critical core configuration #beryllium reflector #MCNP5 code
Reactivity induced transient analysis when the occurrence of leakage in the dry irradiation channels of the Dalat Nuclear Research ReactorThe leakage from the reactor pool back into the dry irradiation channels due to corrosion or mechanics based reason is a postulated event that could occur under operating conditions of the Dalat nuclear research reactor (DNRR), especially the channel 7-1 which has been installed more than 30 years. When it occurs, the air space in these channels will be occupied by the water, subsequently a water column will appear in fuel region. The appearance of water column considerably enhances medium of neutron moderation for its surrounding fuel assemblies. As a result, a positive reactivity is inserted in the core and this event is classified as an insertion of excess reactivity. This event needs to be addressed by analysis and assessment from safety point of view and the results of analysis are also important for updating the reactor operating procedures. This paper presents assumptions, computer models and the results of analysis for such event in the DNRR by using MCNP5 code (code for neutronics analysis) and EUREKA-2/RR code (code for transient analysis). The calculation results include value of reactivity insertion, change in power of reactor, as well as surface temperature of the hottest fuel assembly. This research contributes to updating the reactor operating procedure.
#Dalat nuclear research reactor (DNRR) #MCNP5 #EUREKA-2/RR #reactivity insertion #transient analysis
NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG CHƯƠNG TRÌNH MÁY TÍNH ĐỂ XÁC ĐỊNH BỀ DÀY LỚP CHẾT ĐẦU DÒ GERMANIUM SIÊU TINH KHIẾT SỬ DỤNG THUẬT TOÁN DI TRUYỀN KẾT HỢP VỚI MCNP5Thuật toán di truyền ngày càng được sử dụng rộng rãi trong nhiều lĩnh vực để xác định giá trị tối ưu cho bộ tham số của các hệ thống phức tạp. Đặc biệt, trong nghiên cứu hệ phổ kế gamma, việc kết hợp thuật toán di truyền với chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP5 đã cho phép xác định kích thước hình học tối ưu từ hộp đựng mẫu cho đến cấu trúc buồng chì che chắn. Công trình này đề xuất nghiên cứu xây dựng chương trình máy tính để xác định bề dày lớp chết của đầu dò germanium siêu tinh khiết loại p sử dụng thuật toán di truyền kết hợp với MCNP5. Kết quả cho thấy rằng phổ gamma tính toán và phổ gamma thực nghiệm trùng khớp tốt với nhau. Mặc khác, phương pháp này cho phép tự động tính toán trên các máy tính cá nhân thông thường từ khâu chuẩn bị các thông số đầu vào cho đến việc thực hiện quá trình tìm kiếm giá trị tối ưu của bề dày lớp chết nên tiết kiệm đáng kể thời gian tính toán và kết quả tính toán có độ tin cậy cao.
#Genetic algorithm #MCNP5 #high purity germanium detector #deadlayer
