MCNP学习笔记-计数卡F6.pdf

.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的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 f4 ：n 1 de4 df4 方案二： sdef pos = 0 0 0 f4 ：n 1 fm4 1000 de4 df4 是用方案一呢还是用方案二呢，还是其他方法？此外，方案一的结果与方案二的 结果一样吗？ //补充 格式: DEn A E1 ... Ek DFn A F1 ... Fk n: 记数号 Ei: 第i 个能量 (MeV) Fi: 第i 个能量的函数值 A: 取LOG 或LIN 插值方法(缺省为LOG) 用户可以使用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，对能量点之间的函数用对数或线性插 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 ：对数插值。 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） 至于吸收剂量的单位，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/衰变常数和分支比，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 计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别，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 。 我赶脚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 乘子卡算一点处的吸收剂量值，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 反推回去的源活度只有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