نمایش نتایج جستجو برای
کلمات کلیدی: MCNP
موارد یافت شده: 82
1 - طراحی، ساخت و مشخصه یابی هسته‌ای ماسک ضداشعه رادیواکتیو (چکیده)2 - مشخصه یابی شبیه سازی و تجربی بتن مسلح شده با الیاف به عنوان حفاظ نوترون و گاما (چکیده)
3 - Neutron and gamma-ray signatures for the control of alpha-emitting materials in uranium production: A Nedis2m-MCNP6 simulation (چکیده)
4 - Light-transport incorporated plastic scintillator response to prompt gamma-rays for use in range verification of proton therapy (چکیده)
5 - Landmine-identification system based on the detection of scattered neutrons: A feasibility study (چکیده)
6 - TENIS — ThErmal Neutron Imaging System for use in BNCT (چکیده)
7 - شبیه‌سازی پاسخ آشکارساز سوسوزن مایع NE213به نوترونهای چشمه‌ی 241Am-Be با تلفیق کارت PTRAC کد MCNPX و کد ترابرد PHOTRACK (چکیده)
8 - A multi-moderator neutron spectrometer for use in BNCT studies of the Tehran research reactor (چکیده)
9 - Characterizing the coaxial HPGe detector using Monte Carlo simulations and evolutionary algorithms (چکیده)
10 - Angular distribution of scattered neutrons as a tool for soil moisture measurement: A feasibility study (چکیده)
11 - Modeling an HPGe detector response to gamma-rays using MCNP5 code (چکیده)
12 - Longitudinal response uniformity of a rectangular-shaped plastic scintillator when exposed to mono-energetic gamma-rays (چکیده)
13 - Conceptual design for a new heterogeneous 241Am-9Be neutron source assembly using SOURCES4C-MCNPX hybrid simulations (چکیده)
14 - Designing the proper neutron shield for patients undergoing the radiotherapy with high-energy linacs (چکیده)
15 - Characterization of a new shielding rubber for use in neutron–gamma mixed fields (چکیده)
16 - Calibration Constant of a Silver Activated Geiger Counter Used for Neutron Efficiency Measurements in Plasma Focus Devices: Theoretical vs. Experimental Studies (چکیده)
17 - Modelling NE213 scintillator response to neutrons using an MCNPX-PHOTRACK hybrid code (چکیده)
18 - NE213/BC501A scintillator−lightguide assembly response to 241Am−Be neutrons: An MCNPX−PHOTRACK hybrid code simulation (چکیده)
19 - A Compton-suppression detection system for use in manganese bath measurements (چکیده)
20 - Speyer (چکیده)
21 - FLUKA simulation studies on in–phantom dosimetric parameters of a LINAC–based BNCT (چکیده)
22 - Comparison of light transport-incorporated MCNPX and FLUKA codes in generating organic scintillators responses to neutrons and gamma rays (چکیده)
23 - A quantitative PGNAA study for use in aqueous solution measurements using Am–Be neutron source and BGO scintillation detector (چکیده)
24 - A plastic scintillator-based 2D thermal neutron mapping system for use in BNCT studies (چکیده)
25 - Calculation of the Dose of Samarium-153-Ethylene Diamine Tetramethylene Phosphonate (153Sm-EDTMP) as a Radiopharmaceutical for Pain Relief of bone Metastasis (چکیده)
26 - A study of the effect of the lung shape on the lung absorbed dose in six standard photon and neutron exposure geometries (چکیده)
27 - بررسی آلودگی الکترونی ناشی از تخت درمان برای فوتونهای مگاولتی شتابدهنده Siemens Primus Plus با استفاده از شبیه سازی مونت کارلو (چکیده)
28 - ارزیابی اثر تخت های فیبر کربنی بر دقت اعمال دُز تجویزی در پرتودرمانی با استفاده از کد شبیه سازی مونت کارلو (چکیده)
29 - دوزجذبی بتا و گامای یُد131 در تیروئید کروی و استوانه ای با استفاده از کد ّFLUKA و مقایسه آن با نتایج کد MCNPX (چکیده)
30 - The daily radon dose in body organs caused by drinking milk and water (چکیده)
31 - Impact of range straggling and multiple scattering on proton therapy of brain, using a slab head phantom (چکیده)
32 - محاسبه و تأیید تجربی تابع پاسخ سیستم طیف سنج کره بانر (چکیده)
33 - Study of Existing Radon In Milk and Its Effect on Body Organs (چکیده)
34 - دزسنجی فوتونهای خارجی با در نظر گرفتن تغییرات اعضای بدن در اثر تنفس (چکیده)
35 - effects of respiratory motion to dosimetry body organs with radiation external photon (چکیده)
36 - The Effects of Breasts Shielding on Dose Reduction in CT Examinations (چکیده)
37 - Determination of the uncertainty in lung dose in an external photon exposure (چکیده)
38 - Facility optimization to improve activation rate distributions during IVNAA (چکیده)
39 - An optimized pre-moderator improves uniformity of activation rate distribution in an ORNL phantom-IVNAA facility (چکیده)
40 - Comparison of Radon (222Rn) and Thoron (220Rn) Gamma Dosimetry in the Environment Using the ORNL Mathematical Phantom (چکیده)
41 - The Monte Carlo Assessment of Photon Organ Doses from 222Rn Progeny in Adult ORNL Phantom (چکیده)
42 - شبیه سازی مدل کامل سر و گردن در فانتوم بزرگسال براساس مدل MIRD-15 با استفاده از روش مونت کارلو و کد شبیه سازی MCNP4C و محاسبه دز رسیده از چشمه خارجی 252Cf بر اعضای این مدل با استفاده از کد MCNPX (چکیده)
43 - برآورد دز موثر به سه روش مختلف تحت پرتوگیری یکنواخت نوترون در دستگاه BCA (چکیده)
44 - تعیین ضرایب الگوریتم دو دزیمتری در محاسبه دز موثر برای میدان های ناشناخته فوتون در بازه انرژی MeV 0.1-10 (چکیده)
45 - محاسبه دز مؤثر در سانحه هسته ای فوکوشیما با استفاده از کد محاسباتی MCNP و مقایسه با نتایج تحلیلی (چکیده)
46 - دز سنجی BCA (چکیده)
47 - دز سنجی پرتوهای مصنوعی در محیط زیست با استفاده از کد MCNP (چکیده)
48 - استفاده از ید125برای براکی تراپی تومورهای مغزی (چکیده)
49 - Optimization of Body Composition Analyzer Facility, Considering Operator Dosimetry (چکیده)
50 - Hybrid Phantom Applications to Nuclear Medicine (چکیده)
51 - تعیین سطح مقطع های ماکروسکوپی پراکندگی و جذب نمونه های همگن مجهول (چکیده)
52 - Momte Carlo simulation of pulse pile-up effect in gamma spectrum of a PGNAA system (چکیده)
53 - Designation of the Best Shield for Detectors in IVNAA Setup and its Effects on Reducing Absorbed Doze (چکیده)
54 - Estimation of Absorbed and Effective Doses on the Different Body Organs from Monoenergetic Neutron Source (10-9MeV-20MeV) Based on the ORNL Analytical Adult Phantom (چکیده)
55 - بررسی و تحلیل انواع حفاظ آشکارساز در چیدمان IVNAA و تعیین حفاظ بهینه (چکیده)
56 - Which factors affect on Estimation of absorbed dose and effective dose (چکیده)
57 - Calculation of the radiochromic film type MD-55-1 response to gamma sources by (چکیده)
58 - Monte Carlo Calculation of Relative Dose Distribution and Dosimetry Parameters for an 192Ir Source in a Water Phantom Using MCNP4C (چکیده)
59 - محاسبه طیف انرژی نوترونهای سریع حاصل از واکنشهای (p,n) با استفاده از کد MCNPX و مقایسه با اندازه گیریهای تجربی (چکیده)
60 - بررسی اثر زاویه آشکارساز و پرتوهای گسیلی از چشمه Am-241 با سطح خاک در سامانه مین یاب طراحی شده براساس پس پراکندگی پرتوهای گاما (چکیده)
61 - Calculation of neutron self-shielding factor and its effect on estimating amount of sample matter in LS-PGNAA (چکیده)
62 - Activation rate uniformity in a bilateral IVNAA facility for two anthropomorphic phantoms (چکیده)
63 - Investigation of Activation Rate Uniformity in aPrompt-γ Rays IVNAA Facility (چکیده)
64 - BENCHMARKING OF THE MCNP CODE FOR DOSE ESTIMATION ACCURACY FROM INTERNAL PHOTON SOURCES IN ORNL ANALYTICAL PHANTOMS AT VARIOUS AGES (چکیده)
65 - Improvement the uniformity of the gamma production rate distribution with depth in a large biological sample for an IVNAA facility (چکیده)
66 - SURFACE EFFECT CORRECTION OF MOISTURE DETERMINATION BY NEUTRON PROBE USING PSO TECHNIQUE AND MCNP (چکیده)
67 - Improvement the uniformity of the gamma production rate distribution with depth in a large biological sample for an IVNAA facility (چکیده)
68 - Determination of Neutron Detectors Shield Used for the Detection of Landmines (چکیده)
69 - Optimization of a Detector Collimator for Use in a Gamma-Ray Backscattering Device for Anti-Personal Landmines Detection (چکیده)
70 - Evaluation of specific absorbed fractions from internal photon sources in ORNL analytical adult phantom (چکیده)
71 - Evaluation the nonlinear response function of a 3*3 in NaI scintillation detector for PGNAA applications (چکیده)
72 - Improving the safety of a body composition analyser based on the PGNAA method (چکیده)
73 - Shielding studies on a total-body neutron activation facility (چکیده)
74 - The effect of source shield on landmine detection (چکیده)
75 - Response Function of a 3×3 in. NaI Scintillation Detector in the range of 0.081 to 4.438 MeV (چکیده)
76 - Gamma Shielding Design Studies on 252Cf and 241Am-Be Neutron Sources (چکیده)
77 - Reduction of the Gamma Dose Equivalent due to 252Cf and 241Am-Be Neutron Sources in the Patients Soft Tissues When Using Body Chemical Composition Analyzer Bed (چکیده)
78 - Neutron spectrum measurements from 1-16 MeV in beryllium assemblies with a central D-T neutron source (چکیده)
79 - Low-energy neutron flux measurement using a resonance absorption filter surrounding a lithium glass scintillator (چکیده)
80 - The investigation of Am - Be neutron source shield effect used on landmine detection (چکیده)
81 - Monte Carlo simulation of electron transport in metallic and biological materials (چکیده)
82 - Proper shielding for NaI (Tl) detectors in combined neutron-g fields using MCNP (چکیده)
