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mcnp4c在低能X光子解谱中的应用

辐射防护通讯 2012年第5期32卷 28-31页

作者：刘巧凤魏可新张春明宋明哲孙微环境保护部核与辐射安全中心北京100082 中国原子能科学研究院北京102413

在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的... 详细信息

在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的响应函数是注量谱解谱过程中的关键,本文在基于过滤的低能X光子参考辐射场中,使用蒙特卡罗方法mcnp4c程序建立cdZnTe探测器的几何模型,并计算出探测器响应函数,构建响应矩阵进行解谱,得到注量谱。结果表明,计算得到的标准源脉冲高度谱和实验测量结果基本一致,利用本文解谱结果得到的参考辐射场半值层与实验测量值基本吻合,相对偏差不大于5%。

关键词：剂量仪校准解谱响应函数 mcnp4c

Analytical and statistical calculation of gamma dose rate for the accident of losing the shield for Tehran Research Reactor

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chinese Physics c 2008年第11期32卷 877-881页

作者： Farshid Tabbakh Azim Ahmadinyar School of Nuclear Science Institute of Nuclear Reactors and Accelerators Atomic Energy Organization of Iran North Kargar Av. Tehran Iran

In this paper we study the analytical and statistical results of estimating the gamma dose rate at pool access floor in TRR when the core shield accidentally decreases to some non-permitted levels. Due to the risk of experimental techniques, we use the analytical and statistical methods. In normal conditions （no risk）, the discrepancies between experiment and two methods are justified and it is found that for such problems we have to normalize these methods to experimental results as follows： the analytical method by factor 0.13 and mcnp by 1.7.

关键词： TRR gamma-ray dose rate mcnp4c

Measurement and Monte carlo simulation of γ-ray dose rate in high-exposure building materials

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Nuclear Science and Techniques 2017年第2期28卷 30-34页

作者： A. Abbasi M. Hassanzadeh Reactor Research School Nuclear Science and Technology Institute (NSTRI) P.O. Box 141551339 Tehran Iran University of Kyrenia Kyrenia North Cyprus Mersin 10Turkey

Natural radioactivity radionuclides in building materials, such as^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K, cause indoor exposure due to their gamma-rays. In this research, in a standard dwelling room(5.0 m 9 4.0 m 9 2.8 m), with the floor covered by various granite stones, was set up to simulate the dose rates from the radionuclides using mcnp4 c code. Using samples of granite building products in Iran, activities of the^(226)Ra,^(232)Th and^(40)K were measured at 3.8–94.2, 6.5–172.2 and 556.9–1529.2 Bq kg^(-1),respectively. The simulated dose rates were26.31–184.36 n Gy h^(-1), while the measured dose rates were 27.70–204.17 n Gy h^(-1). With the results in good agreement, the simulation is suitable for any kind of dwelling places.

关键词： Radioactivity Building materials Absorbed dose Experimental mcnp4c

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基于欧美人种人体模型比吸收分数比较

原子能科学技术 2010年第B09期44卷 608-611页

作者：魏平刚过惠平张维维杨杰第二炮兵工程学院研究生三队陕西西安710025

本文以肺(左肺和右肺)为源器官,利用mcnp4c程序对数学模型进行模拟计算,求出靶器官的比吸收分数值,并对不同成年男性模型、年龄模型和性别模型的比吸收分数(SAFs)进行分析比较。结果表明:小孩的比吸收分数比成年人高,女性的比男性的高... 详细信息

本文以肺(左肺和右肺)为源器官,利用mcnp4c程序对数学模型进行模拟计算,求出靶器官的比吸收分数值,并对不同成年男性模型、年龄模型和性别模型的比吸收分数(SAFs)进行分析比较。结果表明:小孩的比吸收分数比成年人高,女性的比男性的高。对于源器官与靶器官同体的,SAFs伴随能量升高在0.01～0.05MeV之间有明显的下降趋势;不同体的,SAFs伴随能量升高在0.01～0.05MeV之间有明显的升高趋势。而在0.05～4MeV区间,各个靶器官的比吸收分数趋于一常数值。因此,在内照射剂量的评价过程中对小孩、成年男性和女性要区别对待。

关键词：人体模型比吸收分数 mcnp4c 肺通用源卡

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UF_6转化金属铀核临界安全分析

核动力工程 2016年第S1期37卷 122-126页

作者：张强王林博丁铜伟黄婧国防科工局核技术支持中心北京100080

采用我国现行核临界安全标准及mcnp4c程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了mcnp4c程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常... 详细信息

采用我国现行核临界安全标准及mcnp4c程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了mcnp4c程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常与可信事故工况下的中子有效增殖因子,并结合核临界安全标准的要求,评价该生产线的安全性。分析结果表明,该生产线次临界控制参数或最大中子有效增殖因子均小于相应次临界限值,处于次临界安全状态。

关键词： mcnp4c 临界安全分析正常工况事故工况

模型3500碘-125植入治疗粒子源的剂量学特征

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核电子学与探测技术 2008年第5期28卷 978-981,1004页

作者：雷鹏柳婵娟张志红鲁东大学计算机科学与技术学院山东烟台264025 鲁东大学物理与电子工程学院山东烟台264025

本文主要是对植入科学公司生产的模型3500碘-125植入治疗粒子源的一系列剂量学特征的研究。粒子源的各个剂量学参量通过使用蒙特卡罗方法计算得到。计算模型材料采用了两种等效水:固体水和液态水。粒子源的剂量学参量如剂量率常数、径... 详细信息

本文主要是对植入科学公司生产的模型3500碘-125植入治疗粒子源的一系列剂量学特征的研究。粒子源的各个剂量学参量通过使用蒙特卡罗方法计算得到。计算模型材料采用了两种等效水:固体水和液态水。粒子源的剂量学参量如剂量率常数、径向剂量函数和各项异性函数等的确定依照美国医学物理学家协会(American Association of Physicists in Medicine AAPM)第43次工作报告。蒙特卡罗模拟得到液态水的剂量率为0.997 cGyh-1U-1,固态水的为1.027 cGyh-1U-1。与前同类研究比较,本次研究的剂量率常数与同类研究所报道的数据较为一致。

关键词：蒙特卡罗 mcnp4c 模型3500 碘-125 剂量率植入治疗

EDXRF分析装置的角度布置对荧光计数率影响的蒙特卡罗模拟

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核电子学与探测技术 2011年第2期31卷 136-138,187页

作者：张江云黄宁刘艳芳张龙强四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室四川成都610064 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

在EDXRF分析中,X射线荧光计数率与待测元素种类和含量有密切关系。但X射线荧光计数率又与很多因素有关,其中X光管、样品和探测器的几何位置关系是一个重要的影响因素。为了设计较好计数率的能量色散型X荧光分析仪,采用mcnp4c程序,建立... 详细信息

在EDXRF分析中,X射线荧光计数率与待测元素种类和含量有密切关系。但X射线荧光计数率又与很多因素有关,其中X光管、样品和探测器的几何位置关系是一个重要的影响因素。为了设计较好计数率的能量色散型X荧光分析仪,采用mcnp4c程序,建立与实际相符的几何模型,模拟了不同入射角和出射角时的X荧光计数率,得到了X光管与样品、探测器与样品之间的最佳角度。所得结果与文献资料进行比较,其结果符合得很好。

关键词： EDXRF 计数率 mcnp4c 最佳角度

基于mcnp模拟的中子多重性计数器^3He管的设计

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核电子学与探测技术 2010年第12期30卷 1626-1628,1648页

作者：王中杰张全虎刘杰管才路第二炮兵工程学院陕西西安710025

为设计高性能的中子多重性计数器,采用mcnp4c计算软件建立3He管计算模型,模拟计算3He管的参数对多重性计数器探测效率的影响,针对中子多重性计数器中3He管进行了初步设计,以满足中子多重性测量要求。

关键词：中子多重性计数器 3He管 mcnp4c

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计算X射线通量的几种方法的比较

核电子学与探测技术 2009年第4期29卷 849-852,886页

作者：杜川华许献国赵洪超中国工程物理研究院电子工程研究所四川绵阳621900

综述了目前计算X射线在材料中通量的几种方法:利用质量衰减系数直接计算的理论方程和描述粒子运动统计规律的蒙特卡罗方法。分别采用理论方程、蒙特卡罗软件mcnp4c和EGSnrc三种途径计算了黑体谱X射线穿过几种常用复合材料的透射率和透射... 详细信息

综述了目前计算X射线在材料中通量的几种方法:利用质量衰减系数直接计算的理论方程和描述粒子运动统计规律的蒙特卡罗方法。分别采用理论方程、蒙特卡罗软件mcnp4c和EGSnrc三种途径计算了黑体谱X射线穿过几种常用复合材料的透射率和透射谱,根据计算过程和计算结果,结合相关参考文献,分析比较了理论方程与蒙特卡罗软件之间、两种蒙特卡罗软件mcnp4c和EGSnrc之间的差异。

关键词： X射线蒙特卡罗 mcnp4c EGSnrc透射率透射谱