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:

Verification of analytic energy moments for the one-dimensional energy dependent neutron diffusion equation with MCNP5 and Attila-7.1.0
Annals of Nuclear Energy - Tập 50 - Trang 18-32 - 2012
Validation of energy moments from the one-dimensional energy dependent neutron diffusion equation, MCNP5 and Attila-7.1.0 with the GODIVA experiment
Annals of Nuclear Energy - Tập 50 - Trang 220-231 - 2012
Validation for monte carlo simulation of characteristics of gamma spectrometer using HPGe GMX35P4-70 detector by MCNP5 and GEANT4 codes
Tạp chí Khoa học Trường Đại học Sư phạm Thành phố Hồ Chí Minh - Tập 0 Số 3(81) - Trang 27 - 2019
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
NGHIÊN CỨU PHÂN BỐ HIỆU SUẤT CỦA HỆ PHỔ KẾ GAMMA PHÔNG THẤP SỬ DỤNG ĐẦU DÒ GERMANIUM SIÊU TINH KHIẾT
Tạp chí Khoa học và Công nghệ - Trường Đại học Công nghiệp TP.HCM - Tập 35 Số 05 - 2018
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
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
Khảo sát phổ gamma tán xạ của chùm photon phát ra từ nguồn 65Zn sử dụng chương trình MCNP5
Tạp chí Khoa học Trường Đại học Sư phạm Thành phố Hồ Chí Minh - Tập 0 Số 12(78) - Trang 83 - 2019
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
Tính toán hiệu suất tổng và hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của đầu dò NaI(TI) sử dụng mô phỏng Monte Carlo và thực nghiệm
Tạp chí Khoa học Trường Đại học Quốc tế Hồng Bàng - - Trang 1-12 - 2021
Trong công việc này, chúng tôi khảo sát hiệu suất tổng và hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của đầu dò NaI(Tl) với nguồn chuẩn phát gamma 137Cs (661.7 keV) mà không sử dụng che chắn phông môi trường. Nguồn chuẩn đặt tại các vị trí khác nhau trên trục đối xứng của đầu dò, với các khoảng cách từ 0 mm đến 200 mm, mỗi bước tăng 20 mm. Song song đó, cấu trúc hình học của hệ đo t...... hiện toàn bộ
#đầu dò NaI(Tl) #MCNP5 #hiệu suất đỉnh #hiệu suất tổng #hoạt độ phóng xạ
Representative neutronic characteristics calculations for the VVER-1000 reactors using SRAC and MCNP5
Nuclear Science and Technology - Tập 6 Số 2 - 2016
This 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....... hiện toàn bộ
#VVER-1000/V392 #SRAC #MCNP5 #power distribution #multiplication factor #Doppler coefficient
Design and evaluation of neutron howitzer design for the research and education using MCNP5 program
Tạp chí Khoa học Tự nhiên Đại học Quốc gia Thành phố Hồ Chí Minh - Tập 1 Số T2 - Trang 83-89 - 2017
In this paper, the design evaluation of a neutron howitzer using for research and education purposes in Training Center at Dalat Nuclear Research Institute is presented. A mixture of paraffin and boron is used as both moderator and absorber in order to shield neutron from the 252Cf source. The howitzer cover which is made from steel shields the gamma-rays caused by the neutron capture reaction of ...... hiện toàn bộ
Tổng số: 60   
  • 1
  • 2
  • 3
  • 4
  • 5
  • 6

Chủ đề khác

#bộ cảm biến carestart g6pd

Bộ cảm biến carestart g6pd là gì? Các công bố khoa học về Bộ cảm biến carestart g6pd

#chú ý không gian

Chú ý không gian là gì? Các nghiên cứu khoa học liên quan

#phạm trù hóa

Phạm trù hóa là gì? Các nghiên cứu khoa học liên quan

#anopheles

Anopheles là gì? Các nghiên cứu khoa học về Anopheles

#năng lực

Năng lực là gì? Các công bố khoa học về Năng lực

#al2o3

Al2o3 là gì? Các bài báo nghiên cứu khoa học liên quan

#oxy phản ứng

Oxy phản ứng là gì? Các bài nghiên cứu khoa học liên quan

#nghiên cứu tế bào

Nghiên cứu tế bào là gì? Các nghiên cứu về Nghiên cứu tế bào

#môi trường nước

Môi trường nước là gì? Các nghiên cứu khoa học về Môi trường nước

#phát triển thực vật

Phát triển thực vật là? Các nghiên cứu Phát triển thực vật


Xem thêm