mcnp的sdef的用法

MCNP（Monte Carlo N-Particle）是一种被广泛用于放射性物质传输研究的计算机代码。SDEF（Surface Definition）卡是MCNP输入文件中的一部分，用于定义一个表面或一组表面，并指定粒子在该表面上的行为。

SDEF卡的格式如下：

SDEF  par=particle id=matlsurf erg=energy xyz=position uvw=direction

其中，par表示粒子种类，id表示表面的ID号，matlsurf表示表面的材料和表面类型，erg表示粒子的能量，xyz表示粒子的位置，uvw表示粒子的方向。

以下是一些常用的SDEF卡用法：

1. 在表面上定义一个点源

SDEF  par=neut id=1 pos=0 0 0

2. 在表面上定义一个方向为x轴负方向的点源

SDEF  par=neut id=1 pos=0 0 0 vec=-1 0 0

3. 在表面上定义一个能量为1MeV的电子源

SDEF  par=elec id=1 erg=1.0 pos=0.0 0.0 0.0

4. 在表面上定义一个方向为y轴正方向、能量为1MeV的质子源

SDEF  par=prot id=1 erg=1.0 pos=0.0 0.0 0.0 vec=0.0 1.0 0.0

以上只是一些SDEF卡的用法示例，实际使用中还需要根据具体情况进行修改。

相关问题

mcnp怎么定义cf252放射源

在MCNP中，可以定义一个CF252放射源，方法如下：

1. 首先，在MCNP输入文件中定义一个源，例如：

SDEF PAR=1 POS=0 0 0 AXS=0 0 1 WGT=1 ERG=D1:1.0

这个源定义了一个粒子数率为1，位置在原点，方向为z轴正方向，能量为1 MeV的单能量源。

2. 接下来，定义CF252源的谱信息。可以使用MCNP的F4卡来实现，例如：

F4:n CF252 1.0E-8 0.0
1.00000E-11 2.92700E+02
1.50000E-11 9.55800E+02
2.00000E-11 1.58500E+03
2.50000E-11 1.92400E+03
...
1.00000E+01 2.79000E+00

这个F4卡定义了一个CF252源，其粒子数率为1.0E-8，无偏置（bias）信息。接下来，列出了CF252的能谱信息，每一行包含了能量和对应的发射粒子数率。

3. 最后，将CF252源和前面定义的单能量源结合起来，例如：

SDEF ERG=D1 F4=n

这个SDEF卡将前面定义的单能量源的能量设为CF252的能量，将发射粒子数率设为CF252的粒子数率，从而实现了CF252放射源的定义。

需要注意的是，上述定义仅仅是一个简单的例子，实际情况中可能需要更加详细的定义，例如包括CF252在内的多个放射源、不同方向的放射源、不同能量的粒子等等。需要根据具体情况进行定义。

MCNP怎么建立圆柱型分布的体源

在 MCNP 中建立圆柱型分布的体源可以通过以下步骤实现：

1. 定义圆柱体：使用 MCNP 的几何体定义语句，定义一个圆柱体。例如，下面的语句定义了一个半径为 10 厘米，高度为 20 厘米的圆柱体：

   1  C 10 0 20

2. 定义体源：使用 MCNP 的源定义语句，在圆柱体内定义一个体源。例如，下面的语句定义了一个位置在圆柱体中心，发射粒子数为 100，方向为向上的体源：

   SDEF ERG=0 POS=0 0 10 PAR=1 0 1 DIR=0 0 1 WGT=100

其中，ERG=0 表示体源发射的粒子能量为 0，POS=0 0 10 表示体源位置在圆柱体中心，PAR=1 0 1 表示发射的粒子在圆柱体内均匀分布，DIR=0 0 1 表示发射方向为向上，WGT=100 表示每个历史中发射 100 个粒子。

3. 定义旁注：使用 MCNP 的旁注定义语句，定义旁注。例如，下面的语句定义了一个旁注，用于将体源的发射粒子数除以圆柱体的体积，得到单位体积发射粒子数：

   F4:N 0 F4:N 0:V -1/(VOL(1))/

其中，F4:N 0 表示旁注名称为 F4:N 0，F4:N 0:V 表示旁注值为 V，-1/(VOL(1)) 表示计算单位体积发射粒子数的公式。

4. 运行模拟：使用 MCNP 的输入文件运行模拟，得到圆柱型分布的体源的输出结果。

需要注意的是，在实际应用中，需要根据实际情况调整圆柱体和体源的参数。同时，MCNP 还可以通过其他方法来定义不同形状和分布的体源。