Hướng dẫn sử dụng chương trình MCNP phiên bản 1.1

Do đó tập tài liệu Hướng dẫn sử dụng MCNP cho hệ điều hành Windows được biên soạn nhằm mục đích giúpcho các bạn thành viên mới có thể tiếp cận với chương trình mô phỏng MCNP một cách dễ

Hướng dẫn sử dụng MCNP cho hệ điều

hành Windows

Đặng Nguyên Phương (tổng hợp)

TP Hồ Chí Minh − 10/2013

Mục lục

1.1 Chương trình MCNP 6

1.2 Lịch sử của chương trình MCNP 7

1.2.1 Phương pháp Monte Carlo 7

1.2.2 Chương trình MCNP 8

1.3 Dữ liệu hạt nhân và phản ứng của MCNP 9

1.3.1 Các thư viện dữ liệu được sử dụng 9

1.3.2 Các bảng số liệu 9

1.4 Cấu trúc của MCNP 10

1.5 Cách thức mô phỏng vận chuyển hạt 11

1.6 MCNPX 13

2 Cách cài đặt và thực thi MCNP 16 2.1 Cách thức cài đặt 16

2.2 Cách thực thi chương trình MCNP 16

2.2.1 Sử dụng Visual Editor 16

2.2.2 Sử dụng câu lệnh trong Command Prompt 19

3 Cấu trúc input file của MCNP 22 3.1 Cấu trúc của input file 22

3.1.1 Initiate-run 22

3.1.2 Continue-run 22

3.2 Ví dụ cấu trúc input file 23

3.3 Một số lưu ý khi xây dựng input file 25

4 Định nghĩa hình học 27 4.1 Surface Cards 27

4.1.1 Các mặt được định nghĩa bởi phương trình 27

4.1.2 Macrobody 31

4.2 Chuyển trục tọa độ 33

4.2.1 Coordinate Transformation Card (TRn) 33

4.3 Cell Cards 34

4.4 Một số card định nghĩa tính chất của cell 35

4.4.1 Material Cards 35

4.4.2 Cell Volume Card (VOL) 36

4.4.3 Surface Area Card (AREA) 36

4.5 Lattice 37

4.5.1 Universe & Fill Card (U & FILL) 37

4.5.2 Lattice Card (LAT) 37

4.6 Một số ví dụ khai báo hình học 38

4.7 Bài tập 39

5 Định nghĩa nguồn 41 5.1 Mode Cards 41

5.2 Các kiểu định nghĩa nguồn 41

5.3 Nguồn tổng quát 42

5.3.1 Định nghĩa 42

5.3.2 Ví dụ định nghĩa nguồn tổng quát 43

5.3.3 Nguồn mặt 45

5.4 Nguồn tới hạn 46

5.5 Card ngừng chương trình 47

5.5.1 NPS 47

5.5.2 CTME 48

5.6 Bài tập 48

6 Định nghĩa tally 49 6.1 Các loại tally 49

6.2 Tally F1 50

6.3 Tally F2 50

6.4 Tally F4 51

6.5 Tally F5 51

6.6 Tally F6 52

6.7 Tally F7 52

6.8 Tally F8 52

6.9 Các card dùng cho khai báo tally 54

6.10 FMESHn 58

6.11 Lattice Tally Card 59

6.12 Bài tập 60

7 Kĩ thuật giảm phương sai 61 7.1 Mô phỏng không tương tự (non-analog) 61

7.2 Các kĩ thuật giảm phương sai 61

MỤC LỤC Đặng Nguyên Phương

7.3 Geometry splitting and Russian roulette 62

7.4 Energy splitting/roulette 63

7.5 Weight cutoff 64

7.5.1 Cutoff Cards 64

7.5.2 ELPT 64

7.6 Weight windows 65

7.7 Exponential transform 65

7.8 Physics Cards 66

7.9 Forced collisions 68

7.10 Bremsstrahlung biasing 69

7.11 Neutron-induced photon production biasing 69

7.12 Correlated sampling 70

7.13 DXTRAN spheres 70

8 Cách đọc ouput file của MCNP 72 8.1 Các bảng thông tin 72

8.2 Độ chính xác của kết quả và các nhân tố ảnh hưởng 75

8.3 Đánh giá thống kê 76

8.3.1 Sai số tương đối 76

8.3.2 Figure of Merit 78

8.3.3 Variance of Variance 78

8.3.4 Probability Density Function 78

8.4 Các kiểm định thống kê 79

9 Sử dụng chương trình Visual Editor 81 9.1 Giới thiệu 81

9.2 Một số file chính của Visual Editor 81

9.3 Các menu chính 82

9.4 Hiển thị đồ họa của input file 83

9.5 Chỉnh sửa input file bằng Visual Editor 85

9.5.1 Cửa sổ Surface 85

9.5.2 Cửa sổ cell 86

9.5.3 Khai báo vật liệu 88

9.5.4 Khai báo importance 89

9.5.5 Chuyển trục 91

9.6 Một số đồ họa 2D đặc trưng 91

9.6.1 Hiển thị vết của hạt 92

9.6.2 Đồ thị tally 92

9.6.3 Đồ thị tiết diện 93

9.7 Đồ họa 3D 94

9.7.1 Ảnh 3D Ray Tracing 949.7.2 Ảnh động học 96

Lời nói đầu

Nhận thấy nhu cầu tìm hiểu về chương trình MCNP của các thành viên mới tham giavào nhóm NMTP là khá lớn, trong khi một số thành viên cũ có kinh nghiệm đã rời khỏinhóm để tiếp tục cho những mục tiêu cao hơn của mình Do đó tập tài liệu Hướng dẫn

sử dụng MCNP cho hệ điều hành Windows được biên soạn nhằm mục đích giúpcho các bạn thành viên mới có thể tiếp cận với chương trình mô phỏng MCNP một cách

dễ dàng và thuận tiện hơn

Tài liệu này được hình thành từ việc tổng hợp các luận văn cũng như ghi chép của cácthành viên trong nhóm NMTP (http://nmtp.wikispaces.com/) với mục đích hệ thốnghoá kiến thức lẫn kinh nghiệm thu được sau hơn 5 năm làm việc với chương trình MCNP.Phần lớn nội dung của tài liệu này đều được lấy từ các tài liệu MCNP Manual (vol I,

II, III) Nội dung của tài liệu tập trung vào 3 mục tiêu chính:

• Hướng dẫn cách cài đặt và thực thi chương trình MCNP

• Cách viết một input file đơn giản

• Cách đọc các bảng số liệu thống kê, nhận xét độ tin cậy của các kết quả thu được

từ MCNP

Tác giả xin gửi lời cảm ơn đến tất cả các thành viên trong nhóm đặc biệt là cô TrươngThị Hồng Loan và các thành viên Nguyễn Đức Chương, Trần Ái Khanh, ĐặngTrương Ka My, Đỗ Phạm Hữu Phong, Phan Thị Quý Trúc, Lê Thanh Xuân

vì những bài dịch và ghi chép vô cùng quý giá góp phần tạo nên tài liệu này Hi vọng cácbạn sinh viên và học viên cao học khoá sau sẽ thu thập được những kiến thức quý giágiúp cho việc thực hiện luận văn của mình được thành công tốt đẹp

Do tài liệu được tổng hợp từ nhiều nguồn khác nhau nên chắc chắn sẽ không tránh khỏinhững sai sót về nội dung cũng như hình thức Tác giả hoan nghênh mọi ý kiến đóng góp,sửa chữa, bổ sung giúp tài liệu này ngày càng hoàn thiện hơn

Đặng Nguyên Phương

Giới thiệu về MCNP

MCNP (Monte Carlo N–Particle) là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để

mô phỏng các quá trình vật lí hạt nhân đối với neutron, photon, electron (các quá trìnhphân rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng neutron, ).Chương trình ban đầu được phát triển bởi nhóm Monte Carlo và hiện nay là nhómTransport Methods Group (nhóm XTM) của phòng Applied Theoretical & ComputationalPhysics Division (X Division) ở Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Los AlamosNational Laboratory – Mỹ) Trong mỗi hai hoặc ba năm họ lại cho ra một phiên bản mớicủa chương trình

Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển neutron, photon vàelectron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều, phụ thuộc thời gian, năng lượngliên tục trong các lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức xạ và vật lý y học vớicác miền năng lượng neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng photon

và electron từ 1 keV đến 1000 MeV Chương trình này là công cụ mô phỏng được thiếtlập rất tốt cho phép người sử dụng xây dựng các dạng hình học phức tạp và mô phỏngdựa trên các thư viện hạt nhân Sự phức tạp của tương tác photon cũng được xử lý trongchương trình MCNP Chương trình điều khiển các quá trình này bằng cách gieo số theoquy luật thống kê cho trước và mô phỏng được thực hiện trên máy tính vì số lần thử cầnthiết thường rất lớn

MCNP có khoảng 44.000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có khoảng 400chương trình con Ngày nay, tại Los Alamos có khoảng 250 người dùng và trên thế giới

có hơn 3000 người dùng trong hơn 200 cơ sở ứng dụng

Chương trình MCNP được cung cấp tới người dùng thông qua Trung tâm Thông tin

An toàn Bức xạ (Radiation Safety Information Computational Center – RSICC) ở OakRidge, Tennessee và ngân hàng dữ liệu của Nuclear Energy Agency (NEA/OECD) ở Pari,Pháp

CHƯƠNG 1 GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương

Ở Việt Nam, trong những năm gần đây các tính toán bằng chương trình MCNP đã đượctriển khai ở Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Trung tâm Nghiên cứu & Triển khai Côngnghệ Bức xạ TPHCM, Viện Khoa học & Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Năng lượngNguyên tử Việt Nam, Những tính toán này tập trung chủ yếu trong các lĩnh vực tínhtoán tới hạn lò phản ứng và phân bố trường liều bức xạ

1.2.1 Phương pháp Monte Carlo

Phương pháp Monte Carlo là tên gọi để chỉ nhóm các thuật toán sử dụng việc lấy mẫungẫu nhiên để thu được lời giải cho bài toán đặt ra Tên gọi của phương pháp này đượcđặt theo tên của một thành phố ở Monaco, nơi nổi tiếng với các sòng bạc, có lẽ là dophương pháp này dựa vào việc gieo các số ngẫu nhiên, tuy nhiên việc gieo số ngẫu nhiên

để giải các bài toán đã xuất hiện từ rất lâu rồi

Một trong những bài toán đầu tiên có sử dụng phương pháp gieo ngẫu nhiên đó là bàitoán Cây kim Buffon được đưa ra vào năm 1772 Tới khoảng giữa thế kỉ 19, một số người

đã thực hiện các thí nghiệm, mà trong đó họ ném một cây kim trong một một cách tình

cờ lên trên một tấm bảng theo các đường thẳng song song và đã suy ra giá trị của π từviệc đếm các điểm giao nhau giữa các cây kim và các đường

Vào năm 1899, Lord Rayleigh chỉ ra rằng một bước đi ngẫu nhiên một chiều không cóvật hấp thụ có thể cung cấp một lời giải xấp xỉ cho một phương trình vi phân parabolic.Năm 1931, Kolmogorov chỉ ra mối liên hệ giữa các quá trình ngẫu nhiên Markov và cácphương trình vi tích phân tất định Vào đầu thế kỉ 20, các trường dạy thống kê ở Anh đãđưa vào một lượng nhỏ các công trình Monte Carlo khá đơn giản Hầu hết trong số nàychỉ để dạy học sinh và ít khi được sử dụng cho công việc nghiên cứu hoặc khám phá.Phương pháp Monte Carlo chỉ được thực sự sử dụng như một công cụ nghiên cứu khiviệc chế tạo bom nguyên tử được nghiên cứu trong suốt thời kì chiến tranh thế giới lầnthứ hai Công việc này đòi hỏi phải có sự mô phỏng trực tiếp các vấn đề mang tính xácsuất liên quan đến sự khuếch tán neutron ngẫu nhiên trong vật liệu phân hạch Vào tháng11/1947, John von Neumann đã gửi một lá thư cho Robert Richtmyer, lãnh đạo của Bộphận Lý thuyết tại Los Alamos, đề nghị sử dụng phương pháp thống kê để giải các bàitoán khuếch tán và hệ số nhân của neutron trong các thiết bị phân hạch Cùng năm đó,Fermi phát minh ra một thiết bị cơ khí tên là FERMIAC theo dõi sự phát triển củaneutron trong các vật liệu phân hạch bằng phương pháp Monte Carlo Cũng vào khoảngnăm 1948, Fermi, Metropolis và Ulam thu được ước lượng của phương pháp Monte Carlo

cho trị riêng của phương trình Schrodinger.

Năm 1954, tuyển tập báo cáo về phương pháp Monte Carlo đầu tiên được viết bởi HermanKahn và cuốn sách đầu tiên được xuất bản bởi NXB Cashwell & Everett vào năm 1959.Vào khoảng năm 1970, những lý thuyết mới phát triển về độ phức tạp của tính toán bắtđầu cung cấp độ chính xác hơn và cơ sở lý luận thuyết phục cho việc sử dụng phươngpháp Monte Carlo

Ngày nay, cùng với sự phát triển của máy tính điện tử, các phương pháp Monte Carlongày càng được áp dụng rộng rãi trong các nghiên cứu khoa học và công nghệ, đặc biệt

MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte Carlo gamma xử lý các photon nănglượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG – chương trình ghép cặp neutron-gamma Năm

1973, MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte Carlo photon với xử lý vật lýchi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron-photon vàtrở thành MCNP từ đó Mặc dù đầu tiên MCNP có nghĩa là Monte Carlo neutron-photonsong hiện nay nó lại mang ý nghĩa là Monte Carlo N hạt, ở đây N có thể là neutron,photon và electron

Các phiên bản của MCNP

• MCNP3 được viết lại hoàn toàn và công bố năm 1983 MCNP3 là phiên bản đầutiên được phân phối quốc tế Các phiên bản tiếp theo MCNP3A và 3B lần lượt được

ra đời tại phòng thí nghiệm quốc gia Los Almos trong suốt thập niên 1980

• MCNP4 được công bố năm 1990, cho phép việc mô phỏng được thực hiện trên cáccấu trúc máy tính song song MCNP4 cũng đã bổ sung vận chuyển electron

• MCNP4A được công bố năm 1993 với các điểm nổi bật là phân tích thống kê đượcnâng cao, nhiều tải đặt bộ xử lý được phân phối để chạy song song trên cụm cáctrạm (workstation)

CHƯƠNG 1 GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương

• MCNP4B được công bố năm 1997 với việc tăng cường các quá trình vật lý củaphoton và đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn,

• MCNP4C được công bố năm 2000 với các tính năng của electron được cập nhật, xử

lý cộng hưởng không phân giải,

• MCNP4C2 có bổ sung thêm các đặc trưng mới như hiệu ứng quang hạt nhân vàcác cải tiến cửa số trọng số, được công bố năm 2001

• MCNP5 được công bố vào năm 2003 cùng với việc cập nhật các quá trình tươngtác mới chẳng hạn như các hiện tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu ứng giãn nởDoppler,

• Ngoài ra còn có thêm phiên bản MCNPX với các mức năng lượng và chủng loại hạtđược mở rộng

1.3.1 Các thư viện dữ liệu được sử dụng

MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục Cácnguồn cung cấp dữ liệu hạt nhân chủ yếu cho MCNP gồm có:

• The Evaluated Nuclear Data File (ENDF)

• The Evaluated Nuclear Data Library (ENDL)

• The Activation Library (ACTL)

• Applied Nuclear Science (T–2) Group tại Phòng thí nghiệm Los Alamos

Các dữ liệu hạt nhân được xử lý theo định dạng thích hợp đối với MCNP bằng chươngtrình NJOY

1.3.2 Các bảng số liệu

Các bảng số liệu hạt nhân được cho đối với các tương tác neutron, các tương tác photon

và các tương tác photon được tạo ra do neutron, phép đo liều hay kích hoạt neutron vàtán xạ nhiệt S(α, β) Mỗi bảng số liệu có trong MCNP được lập danh sách trong file xsdir.Những người sử dụng có thể lựa chọn các bảng số liệu đặc thù qua các kí hiệu nhận dạngduy nhất đối với mỗi bảng ZAID Các kí hiệu nhận dạng này có chứa số nguyên tử Z, sốkhối A và kí hiệu xác nhận thư viện ID

• Có hơn 500 bảng dữ liệu tương tác neutron khả dĩ cho khoảng 100 đồng vị và nguyên

tố khác nhau Các số liệu tạo photon từ phản ứng của neutron cũng được cho trongcác bảng tương tác này

• Về photon, dữ liệu cung cấp cho các quá trình tương tác với vật chất, nguyên tố cóbậc số Z từ 1 đến 94 như tán xạ kết hợp, tán xạ không kết hợp, hấp thụ quang điệnvới khả năng phát bức xạ huỳnh quang và quá trình tạo cặp Các phân bố góc tán

xạ được điều chỉnh bằng các thừa số dạng nguyên tử và các hàm tán xạ không đànhồi

• Các tiết diện của gần 2000 phản ứng kích hoạt và liều lượng học cho hơn 400 hạtnhân bia ở các mức kích thích và cơ bản Các tiết diện này có thể sử dụng như hàmphụ thuộc năng lượng trong MCNP để xác định tốc độ phản ứng nhưng không thểđược dùng như các tiết diện vận chuyển

• Các số liệu nhiệt được dùng để hiệu chỉnh tán xạ S(α, β) Các số liệu này baogồm liên kết hóa học (phân tử) và hiệu ứng tinh thể mà chúng rất quan trọng khinăng lượng nơtron đủ thấp Đối với nước nhẹ và nước nặng, kim loại berillium, oxitberillium, benzene, graphite, polyethylene, zirconium và hydrogen trong hydridezirconium có các số liệu ở nhiệt độ khác nhau

MCNP được viết trên nền tảng ngôn ngữ lập trình ANSI-Standard Fortran 90 Các thủtục chính trong MCNP gồm có:

IMCN khởi động

• Đọc input file (INP) và lấy kích thước

• Khởi tạo kích thước của các biến

• Đọc lại input file lần nữa để lấy các thông số

• Khởi động thủ tục cho nguồn phát (source)

• Khởi động thủ tục cho tally

• Khởi động thủ tục cho vật liệu (material ) và các file dữ liệu

• Tính thể tích và diện tích của cell

PLOT đồ họa hình học

CHƯƠNG 1 GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương

XACT tính toán tiết diện

• Đọc các thư viện

• Loại bỏ các dữ liệu neutron nằm ngoài khoảng năng lượng khảo sát trong bài toán

• Đưa vào giãn nở Doppler và tính toán tiết diện toàn phần tương ứng trong trườnghợp nhiệt độ trong bài toán cao hơn nhiệt độ của số liệu có trong thự viện

• Truy xuất các thư viện multigroup

• Truy xuất các thư viện electron, tính toán các quãng chạy, tán xạ, phân bố góc,

MCRUN chạy chương trình

• Phát hạt từ nguồn

• Tìm khoảng cách đến biên để vào cell kế tiếp

• Tìm tiết diện toàn phần của neutron, tán xạ neutron có khả năng tạo photon

• Tìm tiết diện toàn phần của photon, tán xạ photon có khả năng tạo electron

• Sử dụng xấp xỉ bremsstrahlung (TTB) trong trường hợp không khảo sát electron

• Tính vết của hạt

• Sử dụng các tán xạ multigroup nếu được chọn

• Tính toán các tally detector hoặc DXTRAN

• Tính toán các tally mặt, cell hoặc độ cao xung

Kế đó, các thủ tục nguồn phát tương ứng sẽ được gọi (nguồn cố định, nguồn mặt, nguồn

tự định nghĩa, ) Tất cả các thông số của hạt (hướng phát, vị trí, năng lượng, trọngsố, ) sẽ được khởi tạo giá trị bằng cách lấy mẫu ngẫu nhiên theo phân bố được khai báotrong input file Một số kiểm tra sẽ được tiến hành nhằm xác định rằng hạt nguồn nằmđúng trong cell hoặc mặt được xác định trong input

Tiếp theo, các thông số ban đầu của 50 lịch sử hạt đầu tiên sẽ được in ra Sau đó cácthông tin tóm tắt sẽ được ghi lại (năng lượng, thời gian, trọng số, ) Các thông số cầnghi nhận trong quá trình mô phỏng sẽ được khởi tạo, thủ tục DXTRAN sẽ được gọi (nếu

có sử dụng) để tạo ra các hạt trên mặt cầu

Bây giờ là lúc quá trình mô phỏng vận chuyển hạt bắt đầu Đối vớ nguồn phát electron,các electron sẽ được khảo sát riêng Còn đối với các nguồn phát neutron hoặc photon,điểm giao của vết các hạt với các mặt biên của cell sẽ được tính toán Khoảng cách dươngnhỏ nhất (DLS) từ vị trí hạt đến mặt biên của cell sẽ cho biết mặt kế tiếp (JSU) màhạt hướng tới Khoảng cách đến mặt cầu DXTRAN gần nhất cũng được tính toán Cáctiết diện tương tác trong cell (ICL) được tính toán dựa vào các bảng số liệu của neutron

và photon Tiết diện toàn phần được xác định trong trường hợp có sử dụng exponentialtransform, và khoảng cách đến vị trí va chạm kế tiếp cũng được xác định Độ dài vết củamột hạt trong cell được xác định như là khoảng cách đến lần va chạm kế tiếp, khoảng cáchđến mặt JSU, quãng đường tự do trung bình, khoảng cách đến hình cầu DXTRAN, hoặc

là khoảng cách đến ngưỡng dưới năng lượng Các tally ghi nhận vết sẽ được tính toán,

và các thông số mới của hạt cũng sẽ được cập nhật Nếu khoảng cách đến một hình cầuDXTRAN cùng loại bằng với độ dài vết nhỏ nhất, hạt sẽ được kết thúc Nếu hạt vượt quáthời gian ngưỡng, vết cũng được ngắt tại đó Nếu hạt rời khỏi một hình cầu DXTRAN,biến flag của DXTRAN sẽ được gán giá trị 0 và quá trình cutoff trọng số sẽ được tiếnhành, hạt sẽ kết thúc tại đây hoặc sẽ tiếp tục với trọng số được tăng lên Các hiệu chỉnhtrọng số cũng được thực hiện trong turờng hợp có sử dụng exponential transform

Nếu độ dài vết nhỏ nhất bằng khoảng cách đến mặt biên, hạt sẽ được vận chuyển đến mặtJSU trong trường hợp có tally mặt, và vào trong cell kế tiếp Lúc này, các tính toán mặtphản xạ, biên tuần hoàn, phân chia hình học, Russian roulette sẽ được áp dụng Trongturờng hợp bị phân chia, chương trình sẽ ghi nhận lại vết của tất cả các hạt được phânchia và khảo sát lần lượt tiếp theo đó

Nếu khoảng cách đến lần va chạm kế tiếp nhỏ hơn khoảng cách đến mặt biên, hoặc cáchạt mang điện tích đến khoảng cách đạt tới ngưỡng dưới của năng lượng khảo sát, hạt

sẽ được mô phỏng va chạm Đối với neutron, các tính toán va chạm sẽ xác định loại hạtnhân bia tham gia vào va chạm, lấy mẫu vận tốc nhân bia trong trường hợp tương tácvới khí tự do chuyển động nhiệt, ghi nhận các photon tạo ra (ACEGAM), xét xem hiệuứng bắt neutron là không hay có trọng số, xử lý các va chạm nhiệt theo S(α, β), xét tán

xạ đàn hồi hay không đàn hồi Đối với bài toán ngưỡng, các sản phẩm phân hạch sẽ đượclưu lại cho các tính toán tiếp theo Các thông số của hạt tạo ra trong va chạm (nănglượng, hướng bay, ) cũng sẽ được lưu lại Các va chạm có sự tham gia của nhiều hạt sẽđược xử lý riêng rẽ

Các tính toán va chạm của photon cũng tương tự như của neutron , bao gồm cả mô hình

CHƯƠNG 1 GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương

vật lý đơn giản lẫn chi tiết Các mô hình vật lý đơn giản chỉ bao gồm các tương tác củaphoton với các electron tự do (không tính các hiệu ứng liên kết của electron với nhân).Còn mô hình vật lý chi tiết có bao gồm cả các thừa số dạng (form factor ) và hiệu ứngliên kết của electron trong quá trình tán xa Compton, bên cạnh đó còn có thêm các hiệuứng tán xạ kết hợp (Thomson) và sự phát huỳnh quang theo sau hiệu ứng quang điện.Phiên bản MCNP5 còn có thêm các hiệu ứng quang hạt nhân (photonuclear ), các hạt thứcấp tạo ra từ phản ứng quang hạt nhân được lấy mẫu theo cùng cách thức với va chạmneutron không đàn hồi Các electron tạo ra do tán xạ Compton, tạo cặp và hiệu ứng quanđiện được xem như để lại năng lượng hoàn toàn tại chỗ (nếu IDES=1 trong PHYS card )hoặc xấp xỉ phát bức xạ bremmstrahlung (nếu IDES=0) hoặc được khảo sát vận chuyển(nếu mode E được sử dụng và IDES=0)

Sau khi hạt qua mặt biên hoặc sau khi quá trình va chạm đã được khảo sát, hạt sẽ tiếptục được tính khoảng cách đến mặt biên kế tiếp và cứ như thế tiếp diễn Khi hạt bị mấttrong quá trình va chạm hoặc trong các quá trình tính toán giảm phương sai, chươngtrình sẽ kiểm tra xem có còn hạt thứ cấp nào được tạo ra trong quá trình mô phỏng hạt

đó hay không, nếu không còn thì lịch sử hạt sẽ kết thúc Các thông tin sẽ được tổng hợp

và đưa vào tally kết quả, các bảng thống kê

Cuối mỗi lịch sử hạt, chương trình sẽ kiểm tra các điều kiện kết thúc (số lịch sử hạt, thờigian chạy chương trình, ) có thỏa hay chưa Nếu thỏa, MCRUN sẽ kết thúc và kết quả

sẽ được in ra

MCNPX là một phiên bản mở rộng của MCNP được phát triển từ phòng thí nghiệm quốc

tế Los Alamos (Mỹ) với khả năng mô phỏng được nhiều loại hạt hơn MCNPX được pháttriển như là một sự kết hợp của MCNP và hệ thống ngôn ngữ lập trình LAHET (LCS)vào năm 1994

Chương trình MCNPX có thể mô phỏng được vận chuyển của 34 loại hạt: neutron, proton,electron, photon, 5 loại hạt lepton, 11 loại hạt baryon, 11 loại hạt meson và bốn loại hạtion nhẹ (deuteron, triton, helium-3 và alpha) liên tục về năng lượng và hướng Chươngtrình cho phép xử lý chuyên về dạng hình học 3 chiều của vật chất trong các bề mặt sơcấp hay thứ cấp, hình xuyến, dạng lưới Nó sử dụng dữ liệu tiết diện liên tục với các môhình vật lý cho năng lượng mở rộng trên 150 MeV Bảng 1.1 liệt kê các loại hạt được môphỏng bởi MCNPX Trong trường hợp khai báo các phản hạt thì ta đặt dấu trừ (−) phíatrước kí hiệu hạt

Bảng 1.1: Các loại hạt được mô phỏng trong MCNPX

IPT Loại hạt Kí hiệu Khối lượng Ngưỡng năng Thời gian

(MeV) lượng (MeV) sống (s)Các hạt trong MCNP

CHƯƠNG 1 GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương

Cách cài đặt và thực thi MCNP

Trong phần này tác giả xin hướng dẫn cách cài đặt phiên bản MCNP5.1.4:

• Mở đĩa cài đặt MCNP5, vào thư mục MCNP\MCNP_Win\Windows_Installer, chạychương trình setup.exe để cài chương trình MCNP5 Bấm Next để giữ nguyên cácmặc định

• Sau khi đã cài đặt xong chương trình MCNP5, trở ra ngoài ổ đĩa, và vào trong thưmục MCNP_MCNPX_Win_Data\Disk1, chạy file setup.exe để chạy chương trình cài đặtthư viện cho MCNP5

• Đã hoàn tất việc cài đặt MCNP5, nếu không có thay đổi gì thì file thực thi chươngtrình sẽ mặc định nằm trong C:\Program Files\LANL\MCNP5\bin, trong thư mụcnày nhấp đôi chuột vào vised.exe để chạy chương trình MCNP5

Cách khai báo đường dẫn vào thư viện dữ liệu như sau:

• Trên thanh công cụ, chọn Data → Material

• Trên thanh công cụ của Material, chọn Files

• Khai báo các đường dẫn tới file xsdir trong thư mục MCNPDATA như trongHình 2.1 rồi chọn Apply

2.2.1 Sử dụng Visual Editor

• Chạy chương trình Visual Editor bằng cách nhấp đôi chuột vào vised.exe trongthư mục bin hoặc vào Start → All Programs → MCNP5 → VisEd

CHƯƠNG 2 CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương

Hình 2.1: Khai báo đường dẫn cho xsdir

• Mở input file có sẵn bằng cách vào File → Open, hiển thị input file hoặc soạn thảotrực tiếp trên editor bằng cách nhấp vào Input trên thanh menu (Hình 2.2)

• Hiển thị plot bằng cách nhấp vào Update Plots trên menu hoặc nhấp vào Updatetrên các cửa sổ Vised (Hình 2.3)

• Vẽ 3D bằng cách nhấp vào 3D View trên menu (Hình 2.4)

• Chạy chương trình bằng cách nhấp vào Run trên menu

Hình 2.2: Giao diện chương trình Visual Editor

Một số option trên thanh công cụ cửa số Vised (sử dụng bằng cách nhấp vào ô tươngứng):

• Zoom: phóng to hoặc thu nhỏ hình ảnh bằng cách nhấp và kéo chuột trên hình vẽ,hoặc có thể được thực hiện qua thanh trượt Zoom out − Zoom in trên cửa sổ

Hình 2.3: Đồ họa của Visual Editor

Hình 2.4: Đồ họa 3D của Visual Editor

• Origin: thay đổi gốc toạ độ vẽ hình bằng cách nhấp chuột vào vị trí bất kì trên hìnhvẽ

• Surf : hiển thị các chỉ số mặt

• Cell : hiển thị các chỉ số cell

• Color : hiển thị màu

CHƯƠNG 2 CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương

2.2.2 Sử dụng câu lệnh trong Command Prompt

Command Prompt là một cửa sổ dòng lệnh DOS chạy trên nền Windows cho phép bạnthực hiện các dòng lệnh như trong DOS Bên cạnh việc sử dụng Visual Editor, MCNPcòn có thể được thực thi thông qua việc nhập các lệnh thông qua việc sử dụng ứng dụngnày

Cách thức thực thi MCNP trong Command Prompt như sau:

• Vào Start → All Programs → Accessories → Command Prompt

• Sử dụng lệnh cd để di chuyển đến ổ đĩa chứa chương trình MCNP

Ví dụ: cd c:\mcnp (trong trường hợp thư mục mcnp nằm ở ổ đĩa d: thì ta chuyển

ổ đĩa bằng cách gõ d: và bấm enter )

• Thực thi chương trình MCNP bằng cách gõ lệnh mcnp (trong trường hợp sử dụngchương trình MCNP5 thì gõ lệnh mcnp5)

Ví dụ: mcnp inp=file1 outp=file1o runtpe=file1r

Trong đó inp là option khai báo tên file input, oupt là tên của file output xuất ra,runtpe là tên của file chứa các thông tin trong suốt quá trình chạy chương trình

• Ngoài ra, ta có thể khai báo tắt bằng cách sử dụng option name

Ví dụ: mcnp name=file1, chương trình sẽ tự động chạy file file1 và tạo ra file output,runtpe bằng cách thêm vào các kí tự ’o’, ’r ’ ngay sau tên của file input (trong trườnghợp này hai file đó sẽ có tên là file1o và file1r )

• Ta có thể viết tắt tên các option bằng cách sử dụng kí tự đầu tiên

Ví dụ: mcnp i=file1 o=file1o r=file1r hay mcnp n=file1

• Trong trường hợp chúng ta sử dụng text editor để soạn thảo, file input được tạo ra

sẽ mặc định có đuôi txt Trong trường hợp này ta cần chuyển thành file không cóđuôi mở rộng trước khi chạy MCNP thông qua lệnh copy hay ren

Ví dụ: copy file1.txt file1

• Khi chạy lại file input cũ, cần xoá hoặc đổi tên các file ouput và runtpe được tạo

ra trước đó

Để đơn giản ta có thể tạo các batch file (có đuôi bat ) để chứa các dòng lệnh thực thichương trình MCNP cho DOS Cách thức thực hiện như sau:

• Mở trình soạn thảo text (notepad, wordpad)

• Gõ vào các dòng lệnh thực thi MCNP, ví dụ mcnp n=file1 ip

• Lưu lại file text dưới tên có đuôi bat (ví dụ run_mcnp.bat ) vào trong thư mục cóchứa MCNP

Hình 2.5: Giao diện trên nền DOS của MCNP

• Nhấp đôi chuột vào file vừa tạo để chạy chương trình, nếu muốn sửa đổi dòng lệnhtrong file, chỉ cần mở file với text editor và chỉnh sửa

Một số option khác Bên cạnh các option khai báo input, output file, chúng ta còn sửdụng một số option để điều khiển quá trình thực thi MCNP:

i đọc và kiểm tra lỗi trong input file

p vẽ hình học mô tả trong input file

x các bảng tiết diện tương tác

r chạy bài toán vận chuyển hạt

z vẽ các kết quả tally từ file RUNTPE hay MCTAL

vẽ các tiết diện trong input file

Các option này có thể được kết hợp với nhau chẳng hạn như ip (vẽ hình học và kiểm tralỗi trong input file), ixz (đọc input file, đọc và vẽ các tiết diện tương tác),

Ví dụ: mcnp n=file1 ip (đọc file1 và vẽ hình học mô tả trong file đó)

Cách vẽ hình học mô tả trong input Một số lệnh vẽ hình học trong MCNPorigin x y z chọn gốc toạ độ, mặc định 0 0 0

basis x1 y1 z1 x2 y2 z2 chọn mặt phẳng vẽ, mặc định 0 1 0 0 0 1

extent h v thang chia để vẽ, mặc định 100 100

(nếu không khai báo v thì mặc định v = h)label s c des ghi các chỉ số lên hình vẽ

CHƯƠNG 2 CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương

Ví dụ: or 0 -2 10 (chọn gốc toạ độ để vẽ hình tại (0,-2,10), gốc toạ độ luôn nằm giữahình vẽ)

Hình 2.6: Đồ họa trên nền DOS của MCNP

Cấu trúc input file của MCNP

Để tiến hành mô phỏng bằng chương trình MCNP, trước tiên người dùng cần phải tạo ramột input file có chứa các thông tin cần thiết của bài toán chẳng hạn như: mô tả hìnhhọc, vật liệu, các kết quả cần ghi nhận, các quá trình vật lý, Input file của MCNP cóthể ở hai dạng: chạy lần đầu (initiate-run) hoặc chạy tiếp tục (continue-run)

3.1.1 Initiate-run

Cấu trúc của một file input initiate-run cho MCNP như sau:

Tiêu đề và thông tin về input file (nếu cần)

Cell Cards (định nghĩa các ô mạng)

CHƯƠNG 3 CẤU TRÚC INPUT FILE CỦA MCNP Đặng Nguyên Phương

Tiêu đề và thông tin về input file (nếu cần)

Hình 3.1 trình bày ví dụ cấu trúc một file input của MCNP, dòng đầu tiên trong inputfile chính là dòng tiêu đề (có thể bỏ trống dòng này), tiếp theo sau đó là các thành phầnchính của file input Trong Hình 3.1 có 3 khối (block ) lớn, đó là các khối mô tả cell, surface

và data, các khối này được cách nhau bởi chính xác 1 dòng trắng (chương trình sẽ báolỗi nếu nhiều hơn 1 dòng trắng)

Hình 3.1: Ví dụ cấu trúc input file

Cell cards Cell là một vùng không gian được hình thành bởi các mặt biên (được địnhnghĩa trong phần Surface cards) Khi một cell được xác định, vấn đề quan trọng là xácđịnh được giá trị của tất cả những điểm nằm trong cell tương ứng với một mặt biên.Khi mặt (surface) được định nghĩa, nó chia không gian thành hai vùng với các giá trịdương và âm tương ứng (xem Phần 4.1.1) Cell được hình thành bằng cách thực hiện các

toán tử giao (khoảng trắng), hội (:) và bù (#) các vùng không gian tạo bởi các mặt Khi

mô tả một cell, cần phải chắc chắn rằng cell đó được bao kín bởi các mặt, nếu khôngchương trình sẽ báo lỗi sai hình học

Trong Hình 3.2, cột đầu tiên là chỉ số (tên) của cell ; cột thứ hai là loại vật liệu (material )được lấp đầy trong cell đó; cột thứ ba là mật độ của vật liệu, trong trường hợp vật liệu

là 0 (chân không) thì không cần khai báo mật độ Cột thứ tư là định nghĩa vùng khônggian hình thành nên cell thông qua việc kết hợp các vùng không gian tạo nên bởi cácmặt, và cột cuối cùng là khai báo độ quan trọng (importance) của cell

Chi tiết về Cell cards có thể được xem trong Phần 4.3

Hình 3.2: Ví dụ cell cards

Surface cards được sử dụng để khai báo tất cả các mặt được sử dụng để tạo nên cell.Cách thức khai báo mặt được mô tả trong Hình 3.3, cột đầu tiên là chỉ số mặt (tươngứng với các chỉ số được sử dụng trong cột thứ tư ở Cell cards); cột thứ hai định nghĩaloại mặt (mặt phẳng, mặt cầu, trụ, ellip, ); cột cuối cùng là các tham số khai báo tươngứng với loại mặt đó

Chi tiết về Surface cards có thể được xem trong Phần 4.1

Hình 3.3: Ví dụ surface cards

Data cards bao gồm nhiều loại khai báo khác nhau (vật liệu, nguồn phát, chủng loạihạt, năng lượng, ), chi tiết về các khai báo này sẽ được trình bày trong các chương sau

CHƯƠNG 3 CẤU TRÚC INPUT FILE CỦA MCNP Đặng Nguyên Phương

Hình 3.4 trình bày một ví dụ cho Data cards, trong đó có khai báo về loại vật liệu sửdụng trong Cell cards (có hai loại vật liệu là m1 và m2 tương ứng với các chỉ số 1 và 2trong cột thứ hai của Cell cards), và khai báo về nguồn phát cũng như phương thức ghinhận kết quả trong quá trình mô phỏng

Hình 3.4: Ví dụ data cards

• Nên dùng các trình soạn thảo văn bản như notepad hoặc wordpad để soạn thảoinput file, không dùng các chương trình như Microsoft Word

• Tên của input file không được vượt quá 8 kí tự

• Dòng đầu tiên trong input file la dòng ghi thông tin của input, nếu không có thôngtin thì để trống dòng này

• Không được sử dụng phím tab để tạo khoảng trắng trong khi viết input, chỉ được

sử dụng phím spacebar

• Trong Cell card hoặc Surface card, 5 kí tự đầu tiên trong mỗi dòng được dùng đểkhai báo chỉ số của cell hoặc mặt

• Số kí tự tối đa cho mỗi dòng là 80 kí tự, nếu vượt quá thì phải xuống dòng và dùng

kí tự ’&’ ở cuối dòng để báo cho MCNP biết là thông tin vẫn còn tiếp tục ở dòngdưới, Hoặc nếu không thì dòng tiếp theo phải để trống 5 kí tự đầu tiên

• Kí tự ’c’ được đặt trong khoảng 5 kí tự đầu tiên của dòng có tác dụng comment cảdòng, MCNP sẽ không thực hiện các dòng này trong khi chạy chương trình

• Kí tự ’$’ được có tác dụng comment các thông tin phía sau nó

• Kí tự ’#’ được đặt trong vòng 5 kí tự đầu tiên của dòng có chứa tên card có tácdụng chuyển khai báo dạng dòng sang khai báo dạng cột

• Trong MCNP, các đơn vị được mặc định như sau: năng lượng (MeV), khối lượng(g), không gian (centimet), thời gian (shake = 10−8s), nhiệt độ (MeV), mật độnguyên tử (nguyên tử/barn-cm), mật độ khối lượng (g/cm3), tiết diện (barn)

Cách viết ngắn gọn đối với những tham số lặp lại:

nr lặp lại tham số đứng phía trước n lần

Chương 4

Định nghĩa hình học

Hình học được thể hiện trong MCNP là hình học có cấu hình 3 chiều tuỳ ý MCNP xử

lí các hình học trong hệ toạ độ Descartes Hình học trong MCNP được mô tả thông quacác cell card và surface card

Sử dụng các mặt biên được xác định trên các cell card và surface card, MCNP theo dõi sựchuyển động của các hạt qua các hình học, tính toán các chỗ giao nhau của các quỹ đạovết với các mặt biên và tìm khoảng cách dương nhỏ nhất của các chỗ giao Nếu khoảngcách tới lần va chạm kế tiếp lớn hơn khoảng cách nhỏ nhất, hạt sẽ rời khỏi cell đang ở.Sau đó, tại điểm giao thu được trên bề mặt, MCNP sẽ xác định cell kế tiếp theo mà hạt

sẽ vào bằng cách kiểm tra giá trị của điểm giao (âm hoặc dương) đối với mỗi mặt đượcliệt kê trong cell Dựa vào kết quả đó, MCNP tìm được cell đúng ở phía bên kia và tiếptục quá trình vận chuyển

4.1.1 Các mặt được định nghĩa bởi phương trình

Các mặt này được định trong Surface card bằng cách cung cấp các hệ số của các phươngtrình mặt giải tích hay các thông tin về các điểm đã biết trên mặt MCNP cũng cung cấpcác các dạng mặt cơ bản chẳng hạn như mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ, (có tất cả gần

30 loại mặt cơ bản) có thể được kết hợp với nhau thông qua các toán tử giao, hội và bù.Các phương trình cho mặt được cung cấp bởi MCNP được trình bày trong Bảng 4.1

Cú pháp: j n a list

Trong đó:

j chỉ số mặt

n bỏ qua hoặc bằng 0 nếu không có dich chuyển toạ độ

> 0, sử dụng TRn card để dịch chuyển toạ độ

< 0, tuần hoàn theo mặt n

CHƯƠNG 4 ĐỊNH NGHĨA HÌNH HỌC Đặng Nguyên Phương

Bênh cạnh đó, quy ước về chiều của mặt có thể được xác định một cách đơn giản hơn đốivới một số mặt cụ thể:

• Đối với các mặt phẳng vuông góc với trục toạ độ: vùng phía chiều dương của trụctoạ độ sẽ mang dấu “+”, ngược lại mang dấu “–”

• Đối với các mặt trụ, cầu, nón, elip, parabolic: vùng bên ngoài mặt sẽ mang dấu “+”,bên trong mang dấu “–”

Ví dụ 4.3:

Trong các hình bên dưới, các con số có khoanh tròn là kí hiệu cho các cell, các con sốkhông khoanh tròn là các mặt Cell 1 (phần màu xám) là phần không gian bị bao phủbởi các mặt biên như trong hình, cell 2 là phần không gian bên ngoài cell 1 Các trục toạ

độ có chiều từ dưới lên trên và từ trái qua phải

Toán tử giao:

Cell 1 chứa vật chất là phần giao của:

• Vùng phía trên mặt 1 (dấu +)

• Vùng trái của mặt 2 (dấu −)

• Vùng dưới của mặt 3 (dấu −)

• Vùng phải của mặt 4 (dấu +)

Khai báo các mặt cho cell 1 là: 1 -2 -3 4

CHƯƠNG 4 ĐỊNH NGHĨA HÌNH HỌC Đặng Nguyên Phương

Vx Vy Vz các tọa độ x,y,z của 1 góc hộp

A1x A1y A1z vector của mặt đầu tiên

A2x A2y A2z vector của mặt thứ hai

A3x A3y A3z vector của mặt thứ ba

Trong đó

V1 V2 V3 các tọa độ x,y,z của mặt đáy

H1 H2 H3 vector từ đáy tới đỉnh

R1 R2 R3 vector từ trục đến giữa mặt thứ nhất

S1 S2 S3 vector từ trục đến giữa mặt thứ hai

T1 T2 T3 vector từ trục đến giữa mặt thứ ba

REC hình trụ đáy dạng ellip

Cú pháp: REC Vx Vy Vz Hx Hy Hz V1x V1y V1z V2x V2y V2z

Trong đó

Vx Vy Vz các tọa độ x,y,z của mặt phẳng đáy

Hx Hy Hz vector độ cao trục hình trụ

V1x V1y V1z vector trục chính của ellip (vuông góc với Hx Hy Hz)

V2x V2y V2z vector trục phụ của ellip (trực giao với H và V1)

V1x V1y V1z tọa độ tiêu điểm thứ nhất

V2x V2y V2z tọa độ tiêu điểm thứ hai

CHƯƠNG 4 ĐỊNH NGHĨA HÌNH HỌC Đặng Nguyên Phương

WED hình nêm

Cú pháp: WED Vx Vy Vz V1x V1y V1z V2x V2y V2z V3x V3y V3z

Trong đó

Vx Vy Vz tọa độ đỉnh

V1x V1y V1z vector của mặt tam giác đầu tiên

V2x V2y V2z vector của mặt tam giác thứ hai

V3x V3y V3z vector chiều cao

ARB khối đa diện

n chỉ số cho việc chuyển đổi trục

O1 O2 O3 vector chuyển đổi (vị trí của toạ độ mới so với toạ độ cũ)

B1 đến B9 ma trận đặc trưng cho tương quan góc giữa các trục toạ độ của

hai hệ toạ độ cũ và mới

TRn: Bi là cosin của góc giữa hai trục toạ độ cũ và mới

Cú pháp: j m d geom params

hoặc j LIKE n BUT list

Trong đó:

j chỉ số cell

m chỉ số vật chất trong cell, m=0 chỉ cell trống

d khối lượng riêng của cell theo đơn vị [1024 nguyên tử/cm3] nếu

dấu ’+’ hoặc [g/cm3] nếu dấu ’–’ ở phía trước

geom phần mô tả hình học của cell, được giới hạn bởi các mặt

params các tham số tuỳ chọn: imp, u, trcl, lat, fill,

CHƯƠNG 4 ĐỊNH NGHĨA HÌNH HỌC Đặng Nguyên Phương

2 1 -2.7 1 -2

→ Cell số 2 là cell làm bằng vật liệu m1 có mật độ vật chất là 2.7 g/cm3 nằm bêncạnh mặt 2 (theo chiều âm)

3 LIKE 2 BUT TRCL=1

→ Cell số 3 giống như cell số 2 nhưng nằm ở một vị trí khác (TRCL=1)

Khi khai báo cell có một tham số thường xuyên xuất hiện, imp (importance), tham sốnày có thể được xem như là trọng số của mỗi cell Importance của cell bằng 0 trong trườnghợp của cell vũ trụ (universe cell ) là cell mô tả vùng không gian bên ngoài vùng mà ta

mô phỏng Có hai cách khai báo importance:

• Đặt ngay sau các cell trong Cell card

Cú pháp: Mm ZAID1 fraction1 ZAID2 fraction2

Trong đó:

m chỉ số của vật liệu

ZAID số hiệu xác định đồng vị, có dạng ZZZAAA.nnX với:

ZZZ là số hiệu nguyện tửAAA là số khối

nn là số chỉ của bộ số liệu tiết diện tương tác sẽ được sử dụng

X là kiểu dữ liệu (C − năng lượng liên tục; D − phản ứng rời rạc; )fraction tỉ lệ đóng góp của đồng vị trong vật liệu

Trong khi khai báo đồng vị, số hiệu nguyên tử ZZZ không nhất thiết phải viết đủ 3 chữ

số Đối với các đồng vị tự nhiên AAA=000, chẳng hạn như khi khai báo đồng vị 16O ta

có thể viết 8016 hay 8000 đều được Trong thực tế, đối với trường hợp các hạt khảo sát

là photon hoặc electron, tiết diện tương tác không có sự phụ thuộc rõ rệt vào số khối nên

ta có thể sử dụng AAA=000 cho các trường hợp này Trong trường hợp không khai báođuôi nnX, bộ dữ liệu tiết diện mặc định sẽ được sử dụng.

Tỉ lệ đóng góp của đồng vị trong vật liệu sẽ được tính theo tỉ lệ số nguyên tử có tronghợp chất nếu mang giá trị dương, hoặc theo tỉ lệ khối lượng nếu mang giá trị âm

4.4.2 Cell Volume Card (VOL)

VOL khai báo thể tích cho các cell Thông thường MCNP sẽ tính thể tích và khối lượngcủa một cell dựa vào các thông tin của cell mà người dùng khai báo Khi card này được

sử dụng, MCNP sẽ sử dụng thông tin về thể tích được cung cấp trong card thay vì dùngcác thể tích tính toán được

Cú pháp: VOL x1 x2 xi

hay VOL NO x1 x2 xi

Trong đó

xi chỉ số của cell

NO không có thể tích hay diện tích được tính

4.4.3 Surface Area Card (AREA)

AREA tương tự như VOL nhưng dành cho khai báo diện tích bề mặt

Cú pháp: AREA x1 xi xn

Trong đó

xi diện tích của mặt thứ i

CHƯƠNG 4 ĐỊNH NGHĨA HÌNH HỌC Đặng Nguyên Phương

4.5.1 Universe & Fill Card (U & FILL)

Khi một cell hoặc một nhóm cell được gán universe, các cell này sẽ được lấp đầy một cellkhác khi fill được gọi

Cú pháp: U=n

FILL=nhoặc FILL=i:i j:j k:k m1 m2 mj

Trong đó

n kí hiệu được gán cho cell được chọn để lấp đầy

i:i j:j k:k các tham số chỉ các lattice được lấp đầy

mj các kí hiệu universe tương ứng với các lattice

4.5.2 Lattice Card (LAT)

Cú pháp: LAT=n

Trong đó

n=1 lattice dạng khối vuông

n=2 lattice dạng khối lục giác

Cell 1 được lấp đầy bởi cell 2 Cell 2 có dạng lattice hình hộp kích thước 1 × 1 × 1 mm3.Trong ví dụ trên, cell 1 là một khối lập phương có kích thước 20 × 20 × 20 mm3, vậy sẽđược chia thành 20 × 20 × 20 = 8000 lattice nhỏ Trong đó, chỉ số của các lattice đượccho một cách đối xứng Trong trường hợp số lattice được chia theo 1 trục N là số chẵn,chỉ số sẽ được đánh từ −N/2 đến N/2 Trong trường hợp N lẻ, chỉ số sẽ được đánh từ

−(N − 1)/2 đến (N + 1)/2 Như trong ví dụ ở trên, các chỉ số sẽ được đánh từ −10 đến

10 theo trục x, −10 đến 10 theo trục y và −10 đến 10 theo trục z

1 0 (1 -2 3 -4 5 -6)

với các mặt phẳng:

1 PX -1 $ Mat phang vuong goc truc x

2 PX 1 $ Mat phang vuong goc truc x

3 PY -2 $ Mat phang vuong goc truc y

4 PY 2 $ Mat phang vuong goc truc y

5 PZ -3.5 $ Mat phang vuong goc truc z

6 PZ 3.5 $ Mat phang vuong goc truc z

Ngoài ra, thay vì khai báo 6 mặt, ta cũng có thể mô tả hình hộp bằng cách sử dụngmacrobody (xem Phần 4.1.2) như sau:

1 RPP -1 1 -2 2 -3.5 3.5

Ví dụ 4.9: Mô tả một mặt phẳng cắt các trục tọa độ tại các vị trí x = 1cm và y = 2cm.Một mặt phẳng có phương trình tổng quát Ax + By + Cz − D = 0, trước tiên chúng tacần xác định các hệ số ABCD để mô tả mặt phẳng này:

• Mặt phẳng cắt trục x tại vị trí x = 1 cho nên điểm (1,0,0) thuộc mặt phẳng, ta cóphương trình: A − D = 0

• Mặt phẳng cắt trục y tại vị trí y = 2 cho nên điểm (0,2,0) thuộc mặt phẳng, ta cóphương trình: 2B − D = 0

• Mặt phẳng không cắt trục z cho nên C = 0

CHƯƠNG 4 ĐỊNH NGHĨA HÌNH HỌC Đặng Nguyên Phương

Từ đó ta thu được hệ thức A = 2B = D, nếu chọn A = 1 ta có thể khai báo mặt phẳngnhư sau:

1 0 (1 -2 -3)

1 1 PX -1.5 $ Mat phang vuong goc truc x

2 1 PX 1.5 $ Mat phang vuong goc truc x

3 1 CX 0.5 $ Mat tru song song truc x

Số 1 đặt sau chỉ số mặt có ý nghĩa là các mặt sẽ được chuyển trục toa độ theo TR1, cáchkhai báo các hệ số trong TRn card được mô tả trong Phần 4.2.1 và Phụ lục D, trongtrường hợp này TR1 có dạng như sau: