USE OF MONTE CARLO SIMULATIONS FOR OPTIMAL GEOMETRY STUDY IN CALCULATION OF ATTENUATION COEFFICIENT FOR ELEMENT, COMPOUND AND MIXTURE

MCNP is a code extensively used to simulate experiments involving transport of radiation using the Monte Carlo method. This code allows the study of different geometries, materials, and radiation types (e.g. gamma, neutron, and electron), enabling the building of approximate models before the experi...

সম্পূর্ণ বিবরণ

গ্রন্থ-পঞ্জীর বিবরন

প্রধান লেখক:	Caroline Mattos Barbosa, Cesar Raitz, Roos Sophia de Freitas Dam, William Luna Salgado, Cesar Marques Salgado, Delson Braz
বিন্যাস:	Artigo
ভাষা:	Inglês
প্রকাশিত:	Brazilian Radiation Protection Society (Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, SBPR) 2021-04-01
মালা:	Brazilian Journal of Radiation Sciences
বিষয়গুলি:	mcnp nuclear technique gamma ray.
অনলাইন ব্যবহার করুন:	https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/1568
ট্যাগগুলো:	ট্যাগ যুক্ত করুন কোনো ট্যাগ নেই, প্রথমজন হিসাবে ট্যাগ করুন!