source neutron sous mcnp

Bonjour à tous

J'ai à nouveau un petit problème sous mcnp6 et donc quelques questions !  

1/ feurste quesh-tionne(s)

je souhaite modéliser une source ponctuelle de Cf252 ayant une activité de 500 MBq.

je pense utiliser le spectre de Watt mais je ne sais pas comment définir ma source avec des émissions gamma et neutrons.

sur internet j'ai vu ça :

sdef par=1 erg=D1 pos=0 0 0
sp1 -3 1.18 1.03419

mais si je comprends bien, cela n'émet que des neutrons alors que le Cf emet des gammas

j'avais pensé à un truc de ce genre :

sdef par=D1 erg=fpar=D2 pos=0 0 0
si1 L p n
sp1   1 1
ds2 S 3 4
si3 L .043399 .1002 .1545
sp3   .0152   .0119 .00051
sp4 -3 1.18 1.03419

Seulement comment je peux connaitre la répartition photon neutron pour mettre les bons chiffres à la ligne SP1 ?

2/ seuquonde quesh-tionne
Par extension à la question 1, mettons que je croise un spectre du type cf252 + co60 (disons avec 10% de Cf) comment que je fais pour le traduire sous mcnp ?

Merci d'avance (au moins pour avoir lu jusqu'au bout !)

Bonjour,

Je ne suis pas utilisateur de MCNP mais de Geant4.
Lorsque je simule une source d'AmBe qui émets neutrons et gamma, je lance deux calculs à la suite: l'un avec émission neutron selon le spectre normalisé, l'autre avec l'émission gamma et j'applique sur mes résultats les corrections adéquates (comme le taux démission gamma par émission neutron).