المجلد السابع

العدد الخامس عشر لشهر يونيو 2023

رجوع

تحميل البحث

full-text

الملخص:

هذا البحث يعطي لمحة مبدئية عن كيفية استخدام برنامج محاكاة انتقال وتفاعل الإشعاعات النووية MCNP المؤسس بالاعتماد على طريقة مونتي كارلو للإحصاء العشوائي وهذا البرنامج مفيد جداً للمهتمين بدراسة الفيزياء الإشعاعية. ولهذا النوع من البرامج القدرة على محاكاة كاملة لعمليات إنتقال الأشعة النووية من البسيطة منها كمصدر أشعة نقطي وكاشف إشعاع إسطواني إلى العمليات الأكثر تعقيدا مثل تقدير قدرة الإيقاف لنسيج حي بواسطة أشعة معدلة أو حتى المقدرة على محاكاة مفاعل نووي بالكامل.
الكلمات المفتاحية: برنامج MCNP، المختبر الوطني - لوس الأموس، الفيزياء الإشعاعية، محاكاة الأشعة النووية، الأشعة النووية.

Abstract:

This research paper gives a brief overview with regard to utilizing MCNP coding software which is an important program in the field of radiometric instrumentation and modelling. This type of software is based on Monte Carlo calculation method so as to have the ability to simulate process a full simulation to nuclear radiations from a simple project such as a point isotopic source with a cylindrical radiation detector to a project as complicated as a lung tissue stopping power for a modified phantom or even full simulation to a nuclear reactor.
Keywords: MCNP, Los Alamos National Laboratory, Radiometrics, Modelling, Simulation, Nuclear Radiation.

المراجع References

1. J. Kenneth. S, Richard E. Faw, Revised 20 April 2005, ''an introduction to the MCNP Code''.
2. Andrew Boston, 31 January 2000, ''Introduction to MCNP- The Monte Carlo Transport Code'', Oliver Lodge Laboratory, University of Liverpool, UK.
3. Editor: Joel A. Kulesza, September 28, 2022, ''MCNP® Code Version 6.3.0 Theory & User Manual'', Los Alamos National Laboratory.
4. R.A. Schwarz, LL. Carter, N Shrivastava, 1994, ''Creation of MCNP input files with a visual Editor'', Texas.
5. 0laseni M. Bello, 2020, ''The Lung and Ssoft Tissue Stopping Power Estimates for a Modified Phantom Using MCNPX'', University of Tecnology Malaysia.
6. D. Razaei-Ochbelogh,(et al), 2011, ''Heart Simulation with Surface Equation for Using on MCNP Code'', University of Mohahegh Ardabili, Iran.
7. Brown Forrest B. (et al), 2012, ''MCNPMonte Carlo Progress Nuclear Criticality Saftey'', San Diego,California, US.
8. Hosein Moayedi, (et al), 2022, ''Optimization Design and Simulation of a Beta Voltic Nuclear Battery Based on Sr/Y-90 with MCNP /Geant4 Codes'', University of Tehran, Iran.
9. Hassn. A.M. Mansour, April 2016, ''Unpublished Practical Work Supervised by Andrew Boston Oliver Lodge Laboratory'', University of Liverpool, UK.