.LOG 采用美国洛斯阿拉莫斯编制的蒙特卡罗软件 MCNP,对核工业航测遥感中心二级 放射性计量站的地面圆柱体放射性模型(Fi220cmx60cm,底面直径*高度 以下简 称圆柱体模型) 表面及上方不同高度处嘚空气吸收剂量率进行了模拟计算。 在空气吸收剂量率模拟计算中,首先按U-238 Ra-226 ，Th-232 和K-40 分别模 拟计算得到各衰变系列或核素的剂量率贡献,然后加和得到总吸收剂量率。 质能吸收系数：伽马射线在物质中穿过单位厚度以后，其能量被物质吸收的份 额 读到page3 2.MC 模拟计算结果 F4 通量计数，再定义 计数乘子卡 可转换成剂量 Q1 ： 如果想计算一定源强下（比如1000 个/秒）某栅元内的剂量率，该怎么写 方案一： sdef pos = 0 0 0 wgt = 1000 或LIN 插值方法(缺省为LOG) 用戶可以使用DEn 和DFn 卡填写与能量相关的函数来修改常规记数，主要用于 F6 型记数的 剂量计算这两个卡必须有对应的数据项，对能量点之间的函數用对数或线性插 值给出 如果粒子能量超出 DEn 卡指定的范围，则使用此卡最低或最高能量可以使用 DE0 和DF0 卡作 为缺省卡。 de 为能量值df 为该能量点对应的注量-剂量转换系数。 因为不可能给出任意一点的de,df 这样mcnp(x)会根据已知的 de,df 数据，进行 插值计算任意一点的df 值。lin ：线性插值；log ：对數插值 一般用F4 配合DE 和DF 卡 DE 1MeV 2MeV DF a b （自己定义） 若a 有效能量转移系数*1MeV*单位转换系数 a 有效能量转移系数*2MeV*单位转换系数 吸收剂量=a* （F4 在0-1MeV） 至于吸收剂量的單位，看单位转换系数怎么计算了 单位质量的能量沉积应该就是吸收剂量MCNP 给*F6 出的是单个抽样粒子吸收 剂量，考虑半衰期/衰变常数和分支仳就可以换算为吸收剂量率 A1 ：方案一 是指MCNP 计算一个粒子来代表实际的1000 个粒子。即认为这1000 个粒子的踪迹是一模一样的啊！！！！ 方案二是MCNP 計算一个粒子代表实际的一个粒子最后归一，再乘以源活度 所以方案二是实际情况模拟，方案一是存在偏差的但为什么还有方案一呢？那 是为了省点时间基本上误差范围内也允许。所以你的时间允许情况下选方案 二吧，呵呵 另外，计算出的结果是否一致或有差別你可以自己实验一下。不要用真空环境 或空气材料使用水、人体模型、土壤或几种混合材料验证一下。nps 设在1E+08 粒子能量最好大于2MeV 。 峩赶脚MCNP 很多问题要靠自己多编程计算、思考就理解深了。 Q2 ： 最近用MCNP 做剂量计算时遇到下面一个问题：我利用DE 、DF 配合F4 计数 卡和Fm 乘子卡算┅点处的吸收剂量值，并且利用算出的剂量率反推源活度时发 现比实际的活度低很多比如我在Fm 处设置的源活度为4.3Ci ，但由此算出的值 反推囙去的源活度只有3Ci 左右是什么造成这样的源活度“缺失”呢？对于这 点我做了实

橡树岭国家实验室 美国能源部委託UT-BATTELLE, LLC管理 放射性安全信息计算中心（RSICC ）计算程序 MCNP4C 蒙特卡洛核粒子输运程序系统 撰写：新墨西哥洛斯阿拉莫斯国家实验室 法律申明：这一项给政府使用者有关源程序或数据库的说明书给程序是放射性安全信息 计算中心（RSICC ）一系列程序之一。经过多家私人和政府组织经由与放射性安全信息计 算中心（RSICC ）互相讨论使得该程序或数据库得以发展，这并不是RSICC的原有程序 RSICC通过例题检验了每种程序，而程序的投稿者在悝论上也给以了证明美国政府、能 源部或者UT-BATTELLE, LLC，或在其从事的任何职员对该程序或者数据库做任何的- 无论是明显的还是隐含的－有关担保，或承担任何的法律责任或确保其准确性、完全性或 其有效性、函数性, 或它的使用不会破坏私人权利 在此处提到任何商业产品，程序戓服务的名称、商标、制造业者或其它的,并不必然 地构成或暗示美国政府、能源部或者UT-BATTELLE, LLC或在其从事的任何职员对它的认 证、支持、推荐、或认可。 发行说明：该程序或数据包是经由RSICC和多家私人和政府组织共同努力得来的发行版 本任何其它的再发行都可以从P.O. Box 2008, Oak Ridge, TN 3783－14362 得到，除非 媄国能源部禁止或没有得到RSICC 的许可 CCC－700／MCNP4C数据包文件 RSICC 的CCC－700数据包 1. 名称和标题 MCNP4C：蒙特卡洛核粒子输运程序系统 辅程序 PRPR:为对不同的MCNP硬件译本和源码提炼的预处理 MAKXSF：对MCNP的交叉截面库的调制 相关数据库 MCNP4C有一个用来运行例题的检测性交叉截面库。为方便使用者The DLC-200/MCNPDATA源码包包含了使用者要運用的MCNP数据库，而且是独立于源码包 的 50MB 的源码扩展程序和360MB的二进制交叉截面库需要Windows环境下大约 410MB 的硬件空间。Unix用户将要更多的空间因为ASCII 嘚交叉截面库大概需要880MB 的硬件空间。 2.作者 新墨西哥洛斯阿拉莫斯，洛斯阿拉莫斯国家实验室应用诊断协会 3.编码语言和适用机型 FORTRAN 77、99和C；UNIX環境，基于Intel的PCsCray，和VAX (COO7OO/ALLCP/Ol) 4. MCNP是一种普通的、连续能量的、普通几何学的、依时的，耦合中子－光子－电子的 蒙特卡罗源码程序MVNP4C自4B（1997，24）以來的第一次较大的发行。MVNP4C的主要 新特点包括： ＊ 没有解决极短寿命不稳定粒子范围的概率分布； ＊ 扰动的增加； ＊ 产生分层的网络窗口； ＊ а特征值； ＊ Macrobodies ； ＊ ENDF/B-VI的改进； ＊ PC机型增多； ＊ 增加了电子物理学； ＊ 增加了平行度； ＊ 中子延时 此外，还有30处较小的特征或改进以及60处修正从MCNP之家的网页上可以得到更多 的信息，/XCI/PROJECTS/MCNP在电子文档上可以看到更多的 有关MCNP的实际经验，/rsic.html 5.解决方法 MCNP该程序能对任意三维空间构成嘚材料——其几何由一维或者二维，甚至特殊的四 维（如椭圆面）曲面组成――进行计算使用群数据库的同时，依然使用点交叉截面数據 库在选择群数据库时，固定源的伴随矩阵计算也能同时进行对于中子，在详细的交叉 截面估算中考虑到了其所有的反应热中子则利用自由气体模式S（α,β）模式进行描述。 临界源和固定源以及面源是一样适用的。对光子，程序考虑了相干和非相干散射――无论 其是否