MCNP学习笔记-计数卡F6
.LOG
采用美国洛斯阿拉莫斯编制的蒙特卡罗软件MCNP,对核工业航测遥感中心二级放射性计量站的地面圆柱体放射性模型(Fi220cmx60cm,底面直径*高度，以下简称圆柱体模型) 表面及上方不同高度处的空气吸收剂量率进行了模拟计算。
在空气吸收剂量率模拟计算中,首先按U-238，Ra-226，Th-232和K-40，分别模拟计算得到各衰变系列或核素的剂量率贡献,然后加和得到总吸收剂量率。
质能吸收系数：伽马射线在物质中，穿过单位厚度以后，其能量被物质吸收的份额
读到page3，2.MC模拟计算结果
F4 通量计数，再定义计数乘子卡可转换成剂量
Q1：
如果想计算一定源强下（比如1000个/秒），某栅元内的剂量率，该怎么写？
方案一：
sdef pos = 0 0 0 wgt = 1000
f4：n 1
de4 ..........................
df4 ...........................
方案二：
sdef pos = 0 0 0
f4：n 1
fm4 1000
de4 ..........................
df4 ...........................
是用方案一呢还是用方案二呢，还是其他方法？此外，方案一的结果与方案二的结果一样吗？
//补充
格式: DEn A E1 ... Ek
DFn A F1 ... Fk
n: 记数号
Ei: 第i个能量(MeV)
Fi: 第i个能量的函数值
A: 取LOG或LIN插值方法(缺省为LOG)
用户可以使用DEn和DFn卡填写与能量相关的函数来修改常规记数，主要用于F6型记数的
剂量计算。这两个卡必须有对应的数据项，对能量点之间的函数用对数或线性插值给出，
如果粒子能量超出DEn卡指定的范围，则使用此卡最低或最高能量。可以使用DE0和DF0卡作
为缺省卡。
de为能量值，df为该能量点对应的注量-剂量转换系数。
因为不可能给出任意一点的de,df，这样mcnp(x)会根据已知的de,df数据，进行插值，计算任意一点的df值。lin：线性插值；log：对数插值。
一般用F4配合DE和DF卡
DE 1MeV 2MeV
DF a b （自己定义）
若a=有效能量转移系数*1MeV*单位转换系数
a=有效能量转移系数*2MeV*单位转换系数
吸收剂量=a*（F4在0-1MeV）
至于吸收剂量的单位，看单位转换系数怎么计算了
单位质量的能量沉积应该就是吸收剂量，MCNP给*F6出的是单个抽样粒子吸收剂量，考虑半衰期/衰变常数和分支比，就可以换算为吸收剂量率
A1：方案一是指MCNP计算一个粒子来代表实际的1000个粒子。即认为这1000个粒子的踪迹是一模一样的啊！！！！
方案二是MCNP计算一个粒子代表实际的一个粒子。最后归一，再乘以源活度。
所以方案二是实际情况模拟，方案一是存在偏差的。但为什么还有方案一呢？那是为了省点时间，基本上误差范围内也允许。所以你的时间允许情况下，选方案二吧，呵呵。
另外，计算出的结果是否一致或有差别，你可以自己实验一下。不要用真空环境
或空气材料，使用水、人体模型、土壤或几种混合材料验证一下。nps设在1E+08。粒子能量最好大于2MeV。
我赶脚MCNP很多问题要靠自己多编程计算、思考。就理解深了。
Q2：
最近用MCNP做剂量计算时，遇到下面一个问题：我利用DE、DF配合F4计数卡和Fm乘子卡算一点处的吸收剂量值，并且利用算出的剂量率反推源活度时发现比实际的活度低很多，比如我在Fm处设置的源活度为4.3Ci，但由此算出的值反推回去的源活度只有3Ci左右，是什么造成这样的源活度“缺失”呢？对于这点，我做了实际实验，实验佐证了我的算法没问题，但MCNP的模拟却造成这样的结果，是我模拟时哪一点没设置好吗，没考虑到吗？请大家帮着分析一下，尤其是做过剂量计算的坛友们，谢谢！
物理模型很简单：一个点源，计算距点源30厘米处的剂量率，并且反推点源的活度，我的思路是：已知点源活度，将其设置为一个Fm卡乘子，这样得出的30厘米处剂量率，并且根据此剂量率反推出源的活度，推出的活度和我设置的活度（乘子）作比较，我的预先设想是这个反推出的活度值应该我设置的源的活度值（已知值）一样大小的，但实际模拟计算出的情况却差别很大，具体如我顶楼所说的，我搞不清原因，因为我在用MCNP算剂量这方面没什么经验，所以发贴问一下大家，这是怎么回事？这是我在算剂量的哪个细节没考虑到造成的？或者哪个概念我理解的不对呢？希望能及时得到大家的指点，谢谢。
A：
点源？什么样的点源？四面八方均匀发射的吗？
计算一点的剂量，用错了卡，不是F4，要用F5.
还有，你描述的模型似乎不是很清楚，呵呵。
你de，df卡里面的参数是从哪里来的？
对于源点和剂量计算点的相对位置，源的体积大小与剂量点相对源位置距离的关系，还有照射方向等，不同情况下需要选取不同的de和df。
但其实现在的这些de，df都是用程序算出来的，估计方法和你现在要做的差不多。
首先，你的DE/DF数据采用的是什么数据？
其次，你是怎么反推活度的？
要知道在计算剂量的时候活度是一个因素，能量也是一个因素
回楼上两位，：
先说模型：点源---192Ir（活度为4.3Ci、各向同性源、模拟时采用Ir的伽马射线平均能量397keV），我想模拟距此源30厘米处的剂量率，拟采用的探测器是指型电离室，因此用MCNP模拟时简单的把电离室几何结构描述了一下，固定在确定位置上进行计算模拟的，应该是很简单、很概念化的模型。
我程序中用的DE、DF数据引用的是：MCNP4C英文说明书APPENDIX H中H6页的ANSI/ANS-6.1.1-1977的一组值，看fada讲的，我也不知道在这里用这组值合适不？请楼上两位评论一下，同时，我很好奇fada所说的DE、DF的计算是怎么计算的？如何得到一组适合自己模拟需求的DE、DF值呢？我现在用的这组值普适性怎么样？
至于如何反推活度，我用的是用模拟出的剂量率乘以距离的平方然后除以Ir的空气比释动能率常数得到的，不知道对此，冷静一下有何见解？能量吗，我就简单的按平均能量处理了。但这样，我觉得不会是造成大的偏差的主要原因吧。
to fada :f4卡在我这个模型中也可以用来算剂量吧，f5卡我看了一下使用说明，不知道简单的设置成不，我看提示说随意用f5卡会造成大的误差，以前没用过此卡，我自己试试吧！
欢迎大家来接着讨论！
是否考虑到了Ir192每次衰变放射多少粒子。这个要查衰变纲图。把所有分支比加起来。
我没考虑Ir192每次衰变放射的粒子数，只是默认此放射源为各向同性源，并且我模拟时只是简单将其能量描述等同为一单能源，值设置为平均值397keV，体现其活度在Fm卡的乘子上，这样会和考虑了Ir的详细能谱在推算活度上有大的区别吗？我之前对Ir也进行过详细的能谱描述，和用单能平均值代替算出的剂量率（仅这一点，其他的没做进一步的差别分析）差别不大。请waren_4详细分析一下，你提到的考虑方式对计算的影响，谢谢！
如果你模拟时采用的是单能源模型，而反推时也是按照单能反推，那么我觉得你的模型本身就没有问题。问题出在你使用的DE/DF和你后来使用的空气比释动能率常数上。
我不知道你的空气比释动能率常数是从哪儿来的，MCNP中的DE/DF其实也就是空气比释动能率常数，你在反推的时候这两个值应该对应才行，另外，你还必须注意以下单位，没记错的话，DE/DF是以(rem/hr)/(n/cm2*s)为单位的
最后退出的F4单位应该是rem/(3600pr)，这里pr是指primary，也就是对源粒子数进行了归一
我在论坛找到了，是ICRP 74号出版物，那里有转换因子。
当然，你现在用ANSI/ANS-6.1.1-1977的也没有问题，我曾经就此专门请教过一个老师，他说用这个也没有问题，只是icrp74的要新一些，你如果有74报告的话，可以看看，里面说这些因子也就是用程序算出来的。
我问那个老师，我们算剂量，用de df卡，需要这些转换因子参数，而为什么这些参数却也是用mcnp算出来的呢？
他说，在要算剂量的位置放置icru的人体模型，（我估计是什么ICRU球或是桶什么的）用F6算出来的是剂量，单位是MeV/g, 而用其它，例如f5，点探测器，算出来的量不是剂量，是fluence，单位是1/cm2。结果比一下，就出来注量和剂量换算因子了（单位要调整一下）。
而且icrp 74里面也对不同剂量做了定义，什么浅表剂量啊，什么环境剂量啊，你看一下。
看你的描述，你的模型应该没错，出问题可能也就是出在反推过程了。
建议：
1，不要考虑活度，因为mcnp归一了，你加不加活度，它给你算，还是你手算，都是一样。
2，你假设单能源，四处发射，应该是比较合理的。但是你似乎不用建立一个指型探测器在30厘米处吧。你用f5即可，不要理会f5误差较大，对于你这个模型，你用f5是可行的。
3，先不用dedf卡，先看f5的结果。再加dedf卡，看结果是否符合你的注量剂量转换因子。你的397keV应该在ansi的那个数据表范围内，你是采用线性插值还是对数插值，在试验阶段，问题不大。
4，换算过程一定要注意单位，我记得好像有个10^-12因子在里面。
按照这样的推理，我觉得是MCNP中DE、DF值引入的推导差别了，因为我用的Ir的空气比释动能常数是从一些文献中得到的，而且我在实际实验中推导时用了，确定是没问题的。目前我对MCNP中DE、DF值理解还不够，不知道这些具体怎么算得的，但看了fada的描述，稍微了解了一些。我细看了一下DE/DF 列表，DE应该是列的能量，DF列的应该是函数转换系数，但这个系数和空气比释动能常数还是有很大区别的，因为空气比释动能常数是和核素有关的，我用的就是Ir192的，不同放射性核素应该对应不同的空气比释动能常数，但是MCNP 中的DE/DF却没有针对核素的差别，我理解DE、DF是普适性的列表值，它们与核素的空气比释动能常数之间的推导关系我还不明白。最后推出的F4下的值的单位应该是rem/h（雷姆每小时）吧，我推倒就是按照这个单位来算的。大家
继续帮我分析一下。
我想是你对空气比释动能常数的理解有问题
空气比释动能常数其实是由空气比释动能转换系数而来，空气比释动能转换系数不是和核素有关而是和能量有关
由于某些特定核素的衰变产生gamma分支比已经是知道的了，那么就可以算出这种核素的空气比释动能常数了
这个算出来的空气比释动能常数应该是和实验的一致的。
我们同事以前曾经算过几个
F4配合DE/DF后的单位应该是(rem/h)/(particles/s)才对
我查了一下DE/DF卡说明，我是觉得这两个卡的好处是直接使用已有的注量/剂量转换数据进行插值后与注量相乘得到剂量值。
我也在算中子剂量。以下是我的方法：
1 先使用F4/F5卡得到所关心区域的中子注量；
2 根据LLNL给出的中子kerma值，用所得到的中子注量与这些值相乘（对应能量区间）；
3 将这些值再加起来；
这样就得到了一个源中子在物质中的吸收剂量（没有考虑相对生物效应），单位是Gy
对光子：LLNL给出的是质量能量衰减系数，用此系数与注量相乘再乘以对应的能量，比中子计算时多乘了一个能量。
不知道我的方法有没有问题。
to 冷静一下：
确实我理解不够透彻，我翻了一下资料，确实空气比释动能常数应该和能量有关，Ir的空气比释动能常数的提法只是具体核素对应具体一能量（平均能量）而言的，你说的推算方法让我更明白了，谢谢点拨。
Q3：
我要算某球型（半径１０厘米）有机物（密度０．９１６克／立方厘米）对光子的吸收剂量，
源距有机物球心的距离是９９厘米，
源能量是０．３６MeV放出光子,
下为一个简单程序：
Sample Problem input deck
1 1 -0.916 -1
2 2 -0.0014 1 -2
3 2 -0.001
4 2
1 SX 100 10
2 SO 200
MODE P
IMP:P 1 1 0
SDEF POS=1 0 0 ERG=0.36
*F8: P 1
F4:P 1
*F6:P 1
M1 1001 0.112 6012 0.573 7014 0.011 8016 0.303 14000 0.001
M2 8000 -.32 14000 -.68
NPS 60000000
程序中分别用了＊Ｆ８卡
Ｆ４卡
＊Ｆ６卡（好象是这三种卡可以计算）
结果是
tally 4
nps mean error vov slope fom
60000000 8.3783E-06 0.0029 0.0000 10.0 22331
tally 6
nps mean error vov slope fom
60000000 1.1112E-29 0.0028 0.0000 10.0 23950
tally 8
nps mean error vov slope fom
60000000 2.6712E-04 0.0035 0.0000 10.0 15728
我的ＮＰＳ可能是少了点，我想知道得出这样的结果后，要算剂量，应该怎么算？请不要说看什么什么书，书上有之类的话，要是能找到书我也就不愁了
希望大家多多帮忙，小弟先谢过
A：
F4计数仅是通量,如果想要得到剂量,还需要有fm卡
添加de和df卡。详细使用参看手册的附录H
de卡里面给能量，df里面给通量剂量率转换因子，你也可以说注量剂量转换因子。这个值见附录H。一定要注意单位。
flux to dose rate。通量flux的单位是1/（cm2*s），有时间在里面，因此对应剂量率。
fluence to dose。你用f4计算的结果是注量，fluence,单位为1/cm2, ，没有时间在里面，转换为吸收剂量dose（或是剂量当量dose equivalent），当然mcnp里面给的参数是Biological Dose Equivalent Rate Factors。
所以你使用了de和df卡以后，f4结果就由注量转换为剂量当量。如果你要剂量率，就把源的活度（其实这么说不准确），应该是所谓的源强，引入mcnp的输入文件，或是你自己对结果相乘
其实需要理解剂量在我们这里的含义，剂量是对点而言的，不是体。
但对于GS程序，计算的是小体元的沉积能量，作为体元内所有点的一个平均剂量，体元大小要合理。那你看看这里的问题当如何解决
算剂量其实有好几种方法：
1、使用f1/f2/f4/f5配合En卡算出通量的能谱。然后把能谱拿出来，自己去乘通量剂量转换系数去（这个最笨，我自己干过）。
2、使用f1/f2/f4/f5卡，使用FMn卡，在其中列出通量剂量转换因子，此时的因子里应该包含各个能量段的平均能量
3、使用*f1/f2/f4/f5卡，使用FMn卡，在其中列出通量剂量转换因子，此时的通量已经乘了能量，所以因子里不需要包含能量了
4、使用*f8或者f6换算到剂量，*f8也给出了一个体内的沉积能量，除以该cell 的质量即可，换算时注意单位。注意*f8统计的能量沉积是E出-E入，而f6统计的能量沉积应该是按照发生的反应累加的（我记得好像是这个区别，如果错了请给纠正）
5、另外需要注意，乘以通量剂量转换系数时要考虑是空气中的，还是其它材料中的。f6和*f8只能计算材料中的，f1/f2/f4/f5可以计算空气中的和材料中的
6、这些方法在一定条件下其实都是等价的
经验：个人经验仅供参考：
1 如果计算粒子流量（currence），即带方向的，只能使用F1卡加C1卡。
2 计算粒子通量，虽然F2、F4、F5均可使用，但尽量不要使用F5卡，因其夹杂了非模拟成分，又有许多条件限制，且许多减方差技巧也不能用，所以尽量不用F5，而使用F2或F4，这两者中哪个tracks population多就用哪个，这样误差就较小。F2或F4实在无法得出可靠计数时，尝试使用F5卡，需注意要满足此卡多种要求。
3 计算生物体的剂量当量，可用F2或F4卡配合DE卡/DF卡计算。计算物体的吸收剂量，使用F6卡。
4 模拟脉冲式探测器，F8卡。
5 fission问题，F7卡
我认为，相对而言，f5卡是MCNP的精髓。其准确性没有深入研究过，但其速度着实比其他的通量卡快。就减方差方法来说，f5也是最多的
亲，F5是点通量，计算时最慢的，方差很大！
1 F5采用了一些确定性的方法（非随机模拟），请参见手册2-85.
2 条件限制主要是：计算点附近散射应较少；计算光子时，强烈建议在phys:p卡上设置Nocoh=1以关闭coherent scattering。选取其半径应大小合适，不能同时包含两种或以上介质。
3 减方差技巧使用前应看一下是否支持F5，我现在一下子没法总结，sorry。
4 用*F6可直接算吸收剂量。*F8除质量也可以，要自己计算质量再去除，结果一致，相对麻烦一些
备忘：剂量率看到帖子有代码的那个
All F8 tallies (except F8:N) are for both photons and electrons; that is, F8:P, F8:E, and F8:P,E are all identical
To have many tallies of agiven type, add multiples of 10 to the tally number. For example, F1, F11, F21,…,F981, F991 areall type F1 tallies.
Adding an asterisk (*Fn) changes the units into an energy tally and multiplies each tally as indicated in Table 2.2. For an F8 pulse height tally, the asterisk changes the tally from deposition of pulses to an energy deposition tally and a plus changes the tally to a charge deposition tally.
Since only track-length mesh tallies are available, the mesh tally
number must end with a 4, and it must not be identical to any number that is used to identify an F4
tally.
Note that the surface current is a total but the cell and surface fluxes are
averages.
计数卡介绍
The F1 tally is a simple count of the number of particles, represented by the Monte Carlo weight,
crossing a surface in specified bins
Note that the MCNP current J of Table 2.1 is the total current, not the net current. (It is the total
number of particles crossing a surface.) Frequently, the net current, rather than the total current, is
desired. Defining the partial currents crossing in the positive and negative directions (“right” and
“left” or “up” and “down”) as
The SD card can be used to input a constant that divides the tally. In other words,
if is input on the SD card, the tally will be divided by x
The quantity N(...) may be thought of as a track length density; thus, the average flux can
be estimated by summing track lengths
The F6 and F7 cell heating and energy deposition tallies are track length flux tallies modified to
tally a reaction rate convolved with an energy-dependent heating function [ from Table 2.1] instead of a flux
The heating tallies are merely flux tallies (F4) multiplied by an energy-dependent multiplier (FM card); the equivalence is shown in this section
The units of the heating tally are MeV/g. An asterisk (*F6 and *F7) changes the units
to
jerks/g (1 MeV = 1.6021910-22 jerks) (the asterisk causes the tally to be multiplied by a constant
rather than by energy as in the other tallies).
Energy deposition for photons and electrons can be computed with the *F8 tally.
The F7 tally includes the gamma-ray heating because the fission photons are deposited locally. The
F6:N tally deposits the photons elsewhere, so it does not include gamma-ray heating. Thus, for
fissionable materials, the F7:N result will be greater than the F6:N result even though F7:N
includes only fission and F6 includes all reactions
3. F7 Neutrons
The heating number is Q, the fission Q-value. The Q-values in MCNP represent the total prompt
energy release per fission and are printed in Print Table 98. The total fission cross section is
(n,f) + (n,nf) + ...
The F6 and F7 heating tallies are special cases of the F4 track length estimate of cell flux with
energy-dependent multipliers. The following F4 and FM4 combinations give exactly the same
results as the F6 and F7 tallies listed
$$ In the F6:P tally, if a photon produces an electron
that produces a photon, the second photon is not counted again. It is already tallied in the first
photon heating. In the F4:P tally, the second photon track is counted, so the F4 tally will slightly
overpredict the tally.
Problem：
计算辐照室吸收剂量率
源代码的一部分
Mode p e $由于有光电效应，因而必须为P-E联合输运
C 放射源：采用通用源，位于辐照室中心
SDEF
F6*:p 201 $计算201栅元里单位质量的沉积能，单位：Jerks/g
FM6 5.538e+29 $单位转换，输出结果为吸收剂量率，系数：5.538e+29，单位：Gy/min
C 材料1为空气，密度：1.0240E-03g/cm3，成分：N O Ar CO2
m1 7000 -.7571 8000 -.23036 18000 -.0124 &
6000 -.00014
C 材料12为混泥土，密度：2.35g/cm3,成分：H O Na Mg Al Si S K Ca Fe
m2 1000 -.0056 8000 -.4993 11000 -.0171 &
12000 -.0024 13000 -.0454 14000 -.315 &
16000 -.0012 19000 -.0192 20000 -.0826 &
26000 -.0122
NPS 400000
1、完善源描述，加入RAD和EXT条件本例中因为取xy平面为记录面，设置RAD=0 0 1，源棒长度为45.16cm，所以设置EXT=22.58
2、设置记录栅元尺寸。
每个栅元代表一个空间区域，如果栅元尺寸取得太大，则空间代表性不好，如果栅元尺寸太小，虽然空间代表性好，但由于计算结果统计误差的原因，需要较长的计算时间。比如本例中，栅元尺寸取得太小，致使运行1300万次都没有结果。用小球面栅元描述各相应实测时布放剂量计的点时，通过调整这些栅元的直径大小，使得计算时间和一系列计算结果都比较满意。
Problem：
以上是我写的一个304不锈钢薄壳容器，中间一部分为中子放射源，能量为矩形柱状分布，测罐外某点的剂量，我用f15记录光子的剂量，f25记录中子的剂量Neutron source shielding with 0.635cm thick strainless stell
c
c Cell Cards
1 1 -7.8
2 -1 2 $SS-304
2 0 -
3 $n source region
3 2 -0.001205 3 -2 $cavum located air
4 2 -0.00120
5 1 -4 $air located tally point
5 0 4 $void
c Surface Cards
1 rcc 0 0 0 0 0 421.96 85.09 $steel outer surface
2 rcc 0 0 0.635 0 0 420.69 83.82 $steel inner surface
3 rcc 0 0 11.405 0 0 360.17 83.82 $n source region
4 rcc 0 0 -210 0 0 850 300 $air located tally point
mode n p
c SS-304
m1 26000. -0.6613
6000. -0.0008
25000. -0.0200
14000. -0.0100
24000. -0.2000
28000. -0.1050
7000. -0.0010
27000. -0.0012
c air
m2 7000. -0.755267
8000. -0.231781
18000. -0.012827
6000. -0.000124
c Importance:
imp:n 1 1 1 1 0
imp:p 1 1 1 1 0
c
c Source
sdef erg=d1 pos=0 0 11.405 rad=d2
axs=0 0 1 ext=d3
si1 0.1 0.4 0.9 1.4 1.85 3 6.64 20
sp1 0 8.05e7 4.11e8 3.76e8 2.76e8 4.85e8 4.43e8 3.93e7
si2 83.82
si3 0 360.17
sp3 -21 1
nps 1000000
f15:p 285 0 211 0.5 $point dose rate:p f25:n 285 0 211 0.5 $point dose rate:n c p E, MeV mR/hr/cmy/s
# de15 df15
0.010 2.211e-5
0.013 4.407e-5
0.016 6.450e-5
0.020 8.578e-5
0.025 1.037e-4
0.030 1.152e-4
0.040 1.291e-4
0.060 1.473e-4
0.080 1.669e-4
0.100 1.907e-4
0.15 2.709e-4
0.20 3.702e-4
0.25 4.676e-4
0.30 5.625e-4
0.40 7.439e-4
0.60 1.076e-3
0.80 1.375e-3
1.0 1.647e-3
1.2 1.899e-3
1.5
2.247e-3
2.0 2.770e-3
2.5
3.244e-3
3.0 3.658e-3
4.0 4.503e-3
5.0 5.271e-3
6.0 6.012e-3
8.0 7.463e-3
10.0 8.919e-3
12.0 1.041e-2
c
c n E ,MeV mR/hr/cmy/s
# de25 df25
1.00e-07 0.0016
1.00e-06 0.0017
1.00e-05 0.0016
1.00e-04 0.0015
1.00e-03 0.0014
1.00e-02 0.0016
2.00e-02 0.0020
3.00e-02 0.0026
5.00e-02 0.0039
7.50e-02 0.0056
1.00e-01 0.0073
1.50e-01 0.0106
2.00e-01 0.0139
3.00e-01 0.0200
4.00e-01 0.0255
6.00e-01 0.0353
8.00e-01 0.0437
1.00e+00 0.0509
1.50e+00 0.0656
2.00e+00 0.0769
2.50e+00 0.0861
3.00e+00 0.0938
4.00e+00 0.1062
5.00e+00 0.1161
6.00e+00 0.1244
8.00e+00 0.1379
1.00e+01 0.1491
1.20e+01 0.1590
比释动能（kerma）符号为K，定义：不带电电离粒子，在质量为dm的某种物质中释放出来的全部带电粒子的初始动能总和dEtr除以dm。写成公式为：
k=dE/dm
SI单位为戈瑞（Gy），暂可使用的非法定计量单位还有拉德（rad）。根据定义，比释动能适用于X和γ射线以及中子等不带电致电离粒子。当定义的物质为空气
时，即为空气比释动能。
在使用中，由于比释动能K可以采用能注量、注量与相互作用系数的乘积求得，所以比释动能K还可写成如下关系式：
k=FAI[E(μtr/ρ)]
公式中（μtr/ρ）为质能转移系数，而[E（μtr/ρ）]称作比释动能因子，可以从有关专业书中查到。
实践中还常常需要测量某一特定物质内的另一物质中一点的比释动能或比释动能率。此时被测的质量元必须小到对非带电致电离粒子场不引起明显扰动的要求。最常见的例子如：在肿瘤放射治疗前,要用水箱测量参考点或核准点（水下一点）处的空气比释动能Ka。
另外，当探测器达到电子平衡状态，而且轫致辐射可以忽略不计时，吸收剂量与比释动能接近相等。
用MCNP求某一点的比释动能有两种办法：通量法和能量沉积法。F6卡最简单，属于能量沉积法。结果单位Mev/g，然后用fm卡变换单位得到。用F4、F5卡属于同通量法。再将通量转化成比释动能。有两个方法：函数法（DE,DF卡）、乘子法（Fm）卡。
17:00 2016/11/30
关于停止一次计算，可以通过在输入文件内限定计算时间或输运的起始粒子个数。此外，还可以通过dos下强制停止计算过程的方法。若想强制停止计算过程，可以使用Ctrl+C键停止计算。同时按下这两键时，屏幕会出现下面的界面。
1 rem = 10-
2 Sv = 100 erg/g（1 雷姆= 100尔格/克）
计量当量的定义为：在要研究的组织中，某点处的吸收剂量D、品质因数Q和其他一切修正因数N的乘积，H=DQN。
f6算出的沉积能是归一到一个源粒子的值，需要乘以源强，即为平常我们所说的剂量率。
c1.in 计数4E6 8分多算完f6 结果6.0489E-03
c2.in 计数4E5 1分算完f6 结果6.0528E-03
c3.in 计数4E5 用肌肉替代空气f6 result 6.6626E-03
c4.in 栅元从1厘米的小球换成2厘米的小球f4 result 1.7271E-03
￥以上的计算，包括之前的t系列的结果，因为钴的密度没有填写，之前给的都是碘化钠的密度！
c5.in 计数4E5 空气填充计数栅元半径2厘米小球f6 result 1.7016E-03
c6.in 半径1厘米小球f6 result 5.9643E-03 未通过全部10项统计检测
c7.in 使用f4计数卡结果4.1514E-07
c8.in 计数1E7 ,或2分钟使用f4 计数乘子卡fm4 结果3.0703E+00
c9.in de,df卡从de0,df0 改写成de4,df4 结果3.0688E+00
tt.in 帖子上的一个文件，测试：其中，fm4 7.4E8卡片表示1Ci*3.7E10*2/100，*2为两个光子，/100是REM转换成Sv。因为上述是采用的Co60源，有两个光子。所以综上就是计算1Ci的钴源为源，求栅元104号的剂量率，单位就是Sv/h 运行结果
1.5500E-04Sv/h
c10.in使用tt.in的de df卡，计算6分钟结果2.8069E+00
c11.in 把sp2 sp3的卡加上去，即不缺省结果2.8069E+00
c12.in 计数乘子卡由fm4 7.4E6变成fm4 7.4E8 结果2.8070E+02
F6搜索论坛看到第1页
9:41 2016/12/1
c13.in 计数的栅元，换成位置更中心的小球半径0.5厘米fm4 7.4E8 结果8.8878E+02
15:52 2016/12/1
c14.in 计数的栅元为一球壳，半径0.5厘米和半径1厘米的球之间，增加球壳栅元fm4 7.4E6 结果2.1025E+00 fm4 7.4E6
c15.in 同时采用f4,f6计数，没用fm4卡结果栅元 5 f4:2.84118E-07 f6:4.46305E-03
c16.in 使用fm4卡结果栅元5 f4:1.05122E+00 Sv/hr f6:4.46299E-03
c17.in 栅元5填充肌肉，结果栅元5 f4:1.05122E+00 Sv/hr f6:4.91256E-03 输入有错，肌肉平均密度没有写进去
c18.in 使用fm4和fm6计数乘子卡栅元5填充肌肉结果栅元 5 f4:1.05122E+00 Sv/hr f6:4.91256E-03Sv/hr
c19.in 运行6分钟，粒子数1864266，f4计算结果:1.05119E+00 Gy/hr ,f6计算结果:9.51127E-01 Gy/hr
c20.in 球壳的内径由0.5换成0.4运行6分钟，粒子数2009232，f4计算结果:1.18658E+00 Gy/hr ,f6计算结果:1.07363E+00 Gy/hr
c21.in Cs-137源球壳的内径0.4 运行6分钟，粒子数2847608，f4计算结果:6.10049E-01 Gy/hr ,f6计算结果:5.49691E-01 Gy/hr
c22.in 钴-60源运行6分钟，粒子数1687416，f4计算结果:1.18178E+00 Gy/hr ,f6计算结果:1.17661E+00 Gy/hr
c22.in Cs-137源运行6分钟，粒子数2508518，f4计算结果:6.10314E-01 Gy/hr ,f6计算结果:6.05393E-01 Gy/hr
c22.in Cs-137源肌肉填充运行6分钟，粒子数2508518，f4计算结果:6.10314E-01 Gy/hr ,f6计算结果:6.05393E-01 Gy/hr
F6搜索论坛看到第2页倒数第5条
11:56 2016/12/2