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 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
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
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
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
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
Calculation of excore detector weighting functions for a sodium-cooled TRU burner mockup using MCNP5
Nuclear Science and Technology - Tập 5 Số 2 - 2015
Power regulation systems of fast reactors are based on the signals of excore detectors. The excore detector weighting functions, which establish correspondence between the core power distribution and detector signal, are very useful for detector response analyses, e.g., in rod drop experiments. This paper presents the calculation of the weighting functions for a TRU burner mockup of the Korean Pro...... hiện toàn bộ
#SFR #TRU burner #BFS-76-1A #excore detector #weighting function #MCNP5
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
Design of an irradiation rig using screen method for silicon transmutation doping at the Dalat research reactor
Nuclear Science and Technology - Tập 9 Số 1 - 2019
The neutron transmutation doping of silicon (NTD-Si) at research reactors has beensuccessfully implemented in many countries to produce high-quality semiconductors. In the late 1980s, NTD-Si has been tested at the Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR) but the results have been limited. Therefore, the design and testing of an irradiation rig for NTD-Si at the DNRR are necessary to have a better und...... hiện toàn bộ
#NTD-Si #MCNP5 #Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR) #screen method #foil activation #irradiation rig
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 MCNP5
Tạp chí Khoa học và Công nghệ - Trường Đại học Công nghiệp TP.HCM - Tập 52 Số 04 - 2022
Thuật 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 ...... hiện toàn bộ
#Genetic algorithm #MCNP5 #high purity germanium detector #deadlayer
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