Description

The ​MCNPX-PoliMi ​code ​is ​a ​modified ​version ​of ​MCNPX ​v. ​2.7.0 ​that ​provides ​unique ​capabilities ​for ​simulating ​correlated-particle ​measurements ​and ​detector ​response. ​This ​workshop ​will ​introduce ​new ​users ​to ​the ​capabilities ​of ​the ​MCNPX-PoliMi ​code ​and ​acquaint ​experienced ​users ​with ​new ​features.

Day ​1:
• What ​is ​Monte ​Carlo ​radiation ​transport ​and ​MCNP?
• Geometry: ​surface ​and ​cell ​specifications.
• Material ​and ​basic ​source ​definitions.
• Running ​MCNP ​and ​tips ​and ​tricks.
Days ​2 ​and ​3:
• MCNPX-PoliMi ​introduction
• MCNPX-PoliMi ​source ​capabilities, ​including ​new ​models ​of ​fission
• Spontaneous ​and ​neutron/gamma ​induced ​fission
• Alpha-n ​sources
• Combined ​sources ​such ​as ​MOX ​fuel
• Detector-response ​simulations ​with ​the ​MPPost ​code
• Organic ​scintillator ​(e.g. ​liquids ​and ​plastic)
• Capture ​detectors ​(e.g. ​He-3)
• Inorganic ​scintillators ​(e.g. ​NaI)
• Special ​detectors ​(capture-gated)
• Simulations ​of ​time-of-flight ​experiments
• Simulations ​of ​multiplicity ​experiments

Seating ​is ​limited; ​therefore, ​registrations ​will ​be ​accepted ​on ​first-come-first-serve ​basis.
Lunch ​will ​be ​provided.

Registration ​Deadline: ​May ​1, ​2017

Start Your Registration


You can also register a group.