Bộ giáo dục v đo tạo Trờng đại học Bách khoa h nội ====== ====== Nguyễn thị nh trang nghiên cứu xác định phân bố trờng nơtron v gamma nớc nguồn nơtron gây chơng trình mcnp5 luận văn thạc sĩ vật lý h nội - 2008 Bộ giáo dục v đo tạo Trờng đại học Bách khoa h nội ====== ====== Nguyễn thị nh trang nghiên cứu xác định phân bố trờng nơtron v gamma nớc nguồn nơtron gây chơng trình mcnp5 chuyên ngnh vật lý hạt nhân luận văn thạc sÜ vËt lý NG¦êI h−íng dÉn khoa häc: Ts Hμ văn thông h nội - 2008 MụC LụC Danh mục bảng i Danh mục hình vẽ, đồ thị ii Mở đầu iii Chơng - Phơng trình vận chuyển khuếch tán nơtron 1.1 Phơng trình vận chun n¬tron 1.2 Lý thut mét nhãm 1.2.1 Gần nhóm 1.2.2 Nguồn phát tán xạ đẳng hớng 1.2.3 Các gần khác 1.2.4 Phơng trình vận chuyển nơtron môi trờng hấp thụ nơtron 1.2.5 Phơng trình khuếch tán nhóm 1.2.6 Các điều kiện biên lý thuyết khuếch tán 13 Chơng - Phơng pháp Monte-Carlo chơng trình MCNP5 19 2.1 Phơng pháp Monte-Carlo 2.1.1 Giới thiệu chung 19 19 2.1.2 Mô đại lợng ngẫu nhiên phơng pháp MonteCarlo 20 2.1.3 Mô trình vận chuyển nơtron phơng pháp MonteCarlo 2.2 Chơng trình MCNP5 22 26 2.2.1 Số liệu phản ứng hạt nhân 26 2.2.2 Vật lý 27 2.2.2.1 Trọng số hạt 27 2.2.2.2 Đờng hạt 29 2.2.3 Mô tả tệp liệu đầu vào 30 2.2.3.1 Tiêu đề 30 2.2.3.2 Dòng lệnh định dạng mặt 31 2.2.3.3 Dòng lệnh định dạng ô mạng 31 2.2.3.4 Dòng lệnh liệu toán 33 2.2.4 Đánh giá sai số chơng trình MCNP5 44 2.2.4.1 Sai số thống kê 44 2.2.4.2 Các nguồn gây sai số khác 45 Chơng - Bài toán xác định phân bố trờng nơtron gamma nớc gây nguồn nơtron 3.1 Các liệu liên quan tới toán 3.1.1 Cấu hình nguồn Am-Be vật liệu bao quanh 48 48 48 3.1.1.1 Nguån n¬tron Am-Be 50 3.1.1.2 Thïng nớc 51 3.1.1.3 Không khí 52 3.1.2 Dữ liệu đầo vào 52 3.2 Kết tính toán 53 3.2.1 Phân bố thông lợng nơtron 53 3.2.2 Phân bố trờng gamma 56 3.2.3 Suất liều tơng đơng nơtron gamma 60 Kết luận 63 Tài liệu tham khảo 64 Phụ lục 65 i Danh mục bảng Bảng 2.1 Cấu trúc tệp liệu đầu vào MCNP 30 Bảng 2.2 Các loại mặt MCNP 32 Bảng 2.3 Các biến số nguồn 35 Bảng 2.4 Các hàm số xác suất nguồn 36 Bảng 2.5 Các đánh giá nơtron, photon electron MCNP 38 Bảng 3.1 Phân bố thông lợng nơtron theo bán kính 55 Bảng 3.2 Phân bố thông lợng nơtron theo chiều cao 56 Bảng 3.3 Năng lợng tỷ số phân nhánh nguồn gamma Am-241 57 Bảng 3.4 Phân bố trờng gamma theo bán kính 59 Bảng 3.5 Phân bố trờng gamma theo chiều cao 60 Bảng 3.6 Suất liều tơng đơng nơtron 60 Bảng 3.7 Suất liều tơng đơng gamma 61 ii Danh mục hình vẽ, đồ thị Hình 3.1 Hình học toán 49 Hình 3.2 Nguồn nơtron Am-Be 49 Hình 3.3 Phổ lợng nguồn Am-Be 51 Hình 3.4 Phân bố thông lợng nơtron nhiệt theo bán kính 53 Hình 3.5 Phân bố thông lợng nơtron nhanh theo bán kính 54 Hình 3.6 Phân bố thông lợng nơtron nhiệt theo chiều cao 54 Hình 3.7 Phân bố thông lợng nơtron nhanh theo chiều cao 55 Hình 3.8 Phân bố trờng gamma theo bán kính 58 Hình 3.9 Phân bố trờng gamma theo chiều cao 58 iii Mở ĐầU Ngành lợng hạt nhân nói chung chuyên ngành tính toán lò phản ứng, đặc biệt tính toán vật lý nơtron nói riêng, đà có lịch sử phát triển sáu thập kỷ nay, kĨ tõ ngµy 3/12/1942 nhµ vËt lý Ytaly E Fermi thực thành công lần cấu tới hạn trờng Đại học tổng hợp Chicago (Mỹ) Từ tới nay, nhà vật lý kỹ thuật không ngừng tìm kiếm biện pháp kỹ thuật phơng pháp tính toán để giải vấn đề xuất trình phát triển lợng hạt nhân, nhằm hoàn thiện công nghệ để xây dựng, vận hành khai thác có hiệu nguồn nơtron nói chung lò phản ứng hạt nhân nói riêng Nhiệm vụ nhà vật lý lò tính toán đo đạc đặc trng vật lý lò phản ứng, nh: kích thớc tới hạn, phân bố trờng nơtron, phân bố lợng phản ứng hạt nhân tạo ra, phân tích độ an toàn thiết bị, phân bố trờng nơtron quan trọng Từ phân bố trờng nơtron ta tính đợc đặc trng quan trọng khác, nh: phân bố công suất, độ bất đồng toả nhiệt Để xác định phân bố trờng nơtron, ngời ta cần tìm phơng pháp giải gần phơng trình vận chuyển nơtron môi trờng đà chọn Phơng pháp gần quan trọng phơng pháp giải nhiều nhóm lợng nơtron cho phơng trình khuếch tán nơtron gần đúng, khoảng lợng nơtron quan tâm thờng từ eV đến 10 MeV đợc chia thành số nhóm (2, hay nhóm nơtron) Trong trờng hợp này, ngời ta coi tiết diện tơng tác nơtron với môi trờng vật chất nhóm không đổi, đại lợng trung bình theo lợng Một phơng pháp gần khác phơng pháp Monte Carlo Phơng pháp Monte Carlo phơng pháp tính sè dùa trªn lý thut thèng kª iv ViƯc áp dụng phơng pháp xuất phát từ việc miêu tả tiết diện vi mô nh xác suất tơng tác nơtron dịch chuyển không gian Khi lịch sử tồn di chuyển nơtron đợc miêu tả nhờ việc theo dõi nơtron riêng biệt qua va chạm liên tiếp Các vị trí va chạm kết va chạm, nghĩa phơng lợng nơtron phát ra, đợc xác định xác suất xuất số ngẫu nhiên Nội dung luận văn sử dụng phơng pháp Monte Carlo, mà cụ thể chơng trình MCNP5, để xác định phân bố trờng nơtron gamma nớc gây nguồn nơtron Ngoài phần mở đầu kết luận, luận văn bao gồm chơng chính: Chơng - Phơng trình vận chuyển khuếch tán nơtron, Chơng Phơng pháp Monte Carlo chơng trình MCNP5, Chơng 3- Bài toán xác định phân bố trờng nơtron gamma nớc gây nguồn nơtron Do nhiều điều kiện khác nhau, nội dung luận văn nhiều hạn chế, cha đợc nh mong muốn ban đầu tác giả Tác giả xin thầy cô giáo độc giả khác thông cảm CHƯƠNG PHƯƠNG TRìNH VậN CHUYểN V KHUếCH TáN NƠTRON [1] Trong vật lý nơtron lò phản ứng, ngời ta thờng xét đến phơng trình vận chuyển nơtron Đây phơng trình tổng quát đợc dùng để diễn tả mật độ nơtron phụ thuộc vào không gian, thời gian, lợng chiều chuyển động nơtron môi trờng vật chất Nói cách khác, phơng trình vận chuyển nơtron miêu tả trạng thái mật độ thông lợng nơtron, mà đặc biệt biên giới hạn môi trờng Phơng trình vận chuyển nơtron miêu tả tốt mật độ thông lợng nơtron môi trờng có tiết diện hấp thụ lớn nơtron Phơng trình khuếch tán phơng trình gần phơng trình vận chuyển nơtron; nghĩa phơng trình vận chuyển đợc đơn giản hoá số trờng hợp nh: môi trờng với tiết diện hấp thụ bé tán xạ nơtron gần đẳng hớng, để trở thành phơng trình khuếch tán nơtron gần Nội dung chơng trình bày lý thuyết vận chuyển khuếch tán nơtron môi trờng vật chất với điều kiện giới hạn chúng 1.1 PHƯƠNG TRìNH VậN CHUYểN NƠTRON Trong thể tích tùy ý V, số nơtron V với lợng khoảng E đến E+dE véc tơ vận tốc theo phơng khoảng đến +d đợc xác định công thức: V n(r , E , Ω, t )d rdEd Ω (1.1) víi n(r , E , Ω, t ) lµ mËt độ nơtron với lợng E theo phơng G G G G Ω = sin θ cos ϕ i + sin θ sin ϕ j + cos θ k Trong tọa độ Đề-các: Tốc độ thay đổi theo thêi gian cđa sè n¬tron thĨ tÝch V kể là: t { n(r, E, , t )d r} dEd Ω = N − N V (1.2) Trong đó, N1 lợng nơtron đợc thêm vào N2 lợng nơtron bị thể tích V đơn vị thời gian Giả sử thể tích V không phụ thuộc thời gian, (1.2) đợc viết lại thành: V n d rdEd Ω = N1 − N ∂t (1.3) Đối với biểu thức (1.3), số nơtron N1 thêm vào thể tích V thời gian giây chế nh sau: - (1) Do nguồn phát nơtron V giây - (2) Do dòng nơtron từ bên vào V thời gian giây qua mặt S bao quanh - (3) Do nơtron với lợng E với phơng ' tán xạ thể tích V trở thành nơtron có lợng E với phơng thời gian giây Cũng biểu thức (1.3), số nơtron N2 mÊt ®i thĨ tÝch V thêi gian giây chế nh sau: - (4) Nơtron rò khỏi thể tích V thời gian giây - (5) Nơtron thể tích V bị hấp thụ tán xạ dẫn đến thay đổi lợng E phơng nơtron thời gian giây Biểu thức toán học tờng minh đại lợng đóng góp thêm vào làm bớt lợng nơtron kể thể tích V thời gian giây là: - Do nguồn phát nơtron thể tích V thời gian giây: 57 Để tính đợc thông lợng gamma Am-241 phân rà liệu đầu vào toán khai báo nguồn phát tia gamma có lợng tỷ số phân nhánh nh bảng 3.3 mà không khai báo nguồn phát nơtron Bảng 3.3 Năng lợng tỷ số phân nhánh nguồn gamma Am-241 [8] STT Năng lợng (keV) Tỷ số phân nhánh 26,3 0,0240 33,2 0,0011 59,0 0,3590 69,2 0,0018 Tæng số tỷ số phân nhánh xạ gamma f = 0,3589 tổng số tia gamma phát phân rà Am-241 Hoạt độ riêng nguồn Am-241 = 3,5 Ci/g, hoạt độ 1,7 g Am-241 A = 2,2.1011 Bq Nh vậy, thông lợng gamma Am-241 ph©n r· b»ng: φ*1 [1/cm2/s] = φ1 [1/cm2/p] ì f [p/phân rÃ] ì A [phân rÃ/s] đó: - thông lợng gamma quy hạt photon phát từ phân rà Am-241 2) Bức xạ gamma sinh từ phản ứng nơtron với vật liệu che chắn, mà chủ yếu phản ứng 1H(n,) với E = 2,224 MeV Thông lợng gamma sinh từ phản ứng nơtron với vật liệu che chắn đợc tính cách khai báo nguồn nơtron 241 Am-Be với phổ lợng đà biết mà không khai báo nguồn gamma khác Cờng độ nguồn Am-Be, I = 1,12.107 [n/s] Nh vậy, thông lợng gamma trờng hợp bằng: 58 *2 [1/cm2/s] = [1/cm2/n] ì I [n/s] đó: - thông lợng gamma nơtron tơng tác với vật liệu che chắn quy hạt nơtron phát từ nguồn Am-Be 3) Bức xạ gamma 12C* trạng thái kích thích phát để trở trạng thái bền 12C, víi Eγ = 4,438 MeV vµ R = 0,596 /n Để tính thông lợng gamma đợc tính cách khai báo nguồn phát gamma có lợng 4,438 MeV mà không khai báo nguồn khác liệu đầu vào Thông lợng gamma bằng: *3 [1/cm2/s] = φ3 [1/cm2/p] × I [n/s] × R [p/n] đó: - thông lợng gamma quy hạt photon phát từ 12C* Nh vậy, thông lợng gamma tổng cộng từ nguồn Am-Be phát là: * = *1 + *2 + *3 [1/cm2/s] Kết tính toán phân bố trờng gamma tổng chơng trình MCNP5 từ nguån Am-Be: Thông lượng gamma tổng (1/cm2/s) 2.0E+08 1.8E+08 1.5E+08 1.3E+08 1.0E+08 7.5E+07 5.0E+07 2.5E+07 0.0E+00 10 15 20 25 30 Bỏn kớnh (cm) Hình 3.8 Phân bố tr−êng gamma theo b¸n kÝnh 35 59 Thơng lượng gamma tổng (1/cm2/s) 5.5E+08 4.4E+08 3.3E+08 2.2E+08 1.1E+08 0.0E+00 10 15 20 25 30 35 40 Chiều cao (cm) Hình 3.9 Phân bố trờng gamma theo chiều cao Bảng 3.4 Phân bố trờng gamma theo bán kính STT Bán kính (cm) Phân bố gamma (gamma/cm2/s) Sai số tơng đối 10 10 15 20 25 30 32,25 33,25 1,91E+08 2,69E+07 9,20E+06 1,69E+06 4,69E+05 1,52E+05 4,95E+04 1,70E+04 9,75E+03 7,37E+03 0,0056 0,0037 0,0057 0,0080 0,0122 0,0341 0,0234 0,0384 0,0483 0,0447 60 Bảng 3.5 Phân bố trờng gamma theo chiều cao STT ChiỊu cao (cm) Ph©n bè gamma (gamma/cm2/s) Sai sè tơng đối 10 11 10 15 20 25 30 35 35,5 36,5 5,01E+08 3,04E+07 2,09E+06 6,16E+05 1,91E+05 6,40E+04 2,24E+04 9,60E+03 3,60E+03 3,28E+03 2,48E+03 0,0046 0,0075 0,0059 0,0091 0,0163 0,0209 0,0335 0,0592 0,0867 0,1115 0,0835 3.2.3 St liỊu t−¬ng đơng nơtron gamma Từ phổ thông lợng nơtron gamma thu đợc, ta xác định đợc suất liều nơtron gamma thông qua hệ số chuyển thông lợng sang suất liều DF[(rem/h)/(1/cm2/s)] NCRP ICRP cung cấp, đợc đa phụ lục phụ lơc [2] H [μSv/h] = φ* [1/cm2/s] × DF [(rem/h)/(1/cm2/s)] ì 10000 [Sv/rem] Bảng 3.6 Suất liều tơng đơng nơtron Vị trí cách bề mặt nguồn 10 đến 15 cm (μSv/h) mÐt (μSv/h) MCNP5 (NCRP) 41,5 - 32,4 3,70 MCNP5 (ICRP) 40,9 - 32,0 3,65 Thùc nghiÖm [*] 33,4 - Sai số tơng đối 9% - 10,6% (TB) - 61 Bảng 3.7 Suất liều tơng đơng gamma Vị trí cách bề mặt nguồn cm (Sv/h) mét (μSv/h) MCNP5 (NCRP) 35,3 2,16 MCNP5 (ICRP) 32,9 2,03 Thùc nghiệm [*] 30 - Sai số tơng đối 9,6% - 17,7% - [*] - Sè liƯu Trung t©m An toàn xạ môi trờng - Viện KH&KTHN cung cấp Nhận xét: Do nguồn Am-Be nguồn hình trụ nên phân bố thông lợng nơtron không theo hớng, mà cụ thể khảo sát phân bố thông lợng theo bán kính chiều cao thùng nớc Nơtron phát từ nguồn Am-Be có lợng trung bình khoảng MeV Trong môi trờng nớc, nơtron nhanh tơng tác với hạt nhân môi trờng, phần nơtron thoát không khí phần đợc làm chậm trở thành nơtron nhiệt Khi trở thành nơtron nhiệt phần nơtron nhiệt bị nớc hấp thụ (chủ yếu hiđrô) phần bị rò không khí Trên phổ phân bố thông lợng nơtron, ta thấy thông lợng nơtron nhanh bị giảm mạnh so với nơtron nhiệt tăng khoảng cách từ điểm khảo sát tới nguồn Điều chứng tỏ tỷ lệ nơtron nhanh bị nhiệt hóa rò nhiều nơtron nhiệt bị hấp thụ thoát không khí xa nguồn nơtron Cực đại phân bố trờng nơtron nhiệt nằm cách nguồn cỡ từ đến cm Khi giải toán khuếch tán nơtron nói chung, môi trờng (không có chất hấp thụ mạnh nơtron vị trí đó), kết 62 cho thấy cực đại phân bố trờng nơtron nằm trung tâm môi trờng Đối với toán ta xét, nguồn nơtron kể vỏ bọc chứa đồng vị nặng (Fe Am) nằm tâm thùng nớc, mặt có khả nhiệt hóa nơtron, mặt khác tiết diện hấp thụ nơtron nhiệt tơng đối lớn nên thông lợng nơtron nhiệt nguồn khoảng cách gần nguồn đạt cực đại toán Tổng thông lợng gamma số vị trí khảo sát có đóng góp xạ gamma phát từ phản ứng (n,) Do vậy, phân bố trờng nơtron gây ảnh hởng tới phân bố trờng gamma Từ kết thu đợc ta thấy phân bố trờng gamma giảm dần xa nguồn không theo hớng bán kính chiều cao Cùng kết tính thông lợng nơtron gamma nhng sử dụng hai bảng hệ số chuyển đổi thông lợng NCRP (the National Council on Radiation Protection and Measurements) vµ ICRP (the International Commission on Radiological Protection) sang suÊt liÒu ta thu đợc kết khác khoảng 1,4 % đến % Suất liều tơng đơng nơtron gamma sử dụng hệ số chuyển đổi NCRP lớn suất liều sử dụng hệ số chuyển đổi ICRP Suất liều tơng đơng nơtron gamma tính toán sai khác lớn so với kết đo đạc thực nghiệm, kết đảm bảo mặt an toàn xạ Từ kết tính toán vị trí cách nguồn mét ta thấy suất liều nơtron gamma cao 63 Kết luận Luận văn đà đạt đợc số kết nh sau: Luận văn đà trình bày tổng quan trình vận chuyển khuếch tán nơtron, nh lý thuyết Monte Carlo chơng trình MCNP5 Chơng trình MCNP5 đà đợc nghiên cứu sử dụng phục vụ cho giải toán vân chuyển khuếch tán nơtron trờng liều gamma Luận văn đà sử dụng chơng trình MCNP5 để xác định phân bố trờng nơtron nhanh, nơtron nhiệt trờng gamma nớc gây nguồn nơtron Am-Be đặt thùng nớc Trên sở phân bố trờng nơtron gamma thu đợc, luận văn đà xác định đợc suất liều tơng đơng nơtron gamma so sánh với số liệu thực nghiệm Kết tính toán suất liều tơng đơng sai khác tơng đối so với thực nghiệm khoảng từ 9% đến 17,7% 64 TI LIệU THAM KHảO I Kh Ganev (1981), Physics and Calculation of Nuclear Reactor, Moscow X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP – A General Monte Carlo NParticle Transport Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory Lê Văn Ngọc, Phơng pháp Monte Carlo vËn chun n¬tron J Kenneth Shultis, Richard E.Faw (2005), An Introduction to the MCNP code International Organization for Standarddization (2001), ISO Standard 8529-1 Annex A H Miri Hakimabad, R Izadi, A.R Vejdani, H Panjeh (2007), Reduction of the Gamma Dose Equivalent due to 252 Cf and 241 Am-Be Neutron Sources in the Patients Soft Tissues When Using Body Chemical Composition Analyzer Bed, Physics Department, School of Sciences, Ferdowsi University of Mashhad, Mashhad, Iran Richard S Clement, Hsiao-Hua Hsu, Richard H Olsher, Douglas J Aikin (1997), A Photon Shield Capsule Design for an Am/Be(α,n) 241 Source Using High Density Tungsten Alloy, Los Alamos National Laboratory Laurie M Unger, D K Trubey (1982), Specific Gamma-Ray Dose Constants for Nuclides Important to Dosimetry and Radiological Assessment, Oak Ridge National Laboratory S Croft (1989), Nuclear Instruments and Methods 65 PHô LôC Phô lục 1: Dữ liệu đầu vào tính thông lợng nơtron gamma từ nguồn nơtron Am-Be CONTINUE c ***************************Cell card************************** 1 -1 (-1 -2 3) (11:12:-13) $ H2O (ro=1g/cm3) 2 -0.9 (1 -4 -2 ):(2 -5 -4 ):(-3 -4 ) $ C2H4(ro=0.9g/cm3) 3 -0.00120484 (4 :5 :-6 )-7 $ Air 4 -1.24 -8 -9 10 $ source (ro=1.24g/cm3) 5 -7.93 (8:9:-10) (-11 -12 13) $ steel (ro=7.93g/cm3) $ Vaccum c **************************Surface card************************* cz 32.25 pz 35.5 pz -35.5 cz 33.25 pz 36.5 pz -36.5 so 100 cz 1.26 pz 2.475 10 pz -2.475 11 cz 1.5 12 pz 2.875 13 pz -3.125 mode n p c *****************************Material************************** c H2O m1 1001 8016 c Polyethylen (C2H4)m m2 6000 1001 c Air m3 6000 -0.000125 7014 -0.7525027 7015 -0.002764276 8016 -0.231781 18000 -0.012827 c Source Am-Be m4 95241 0.00220 4009 0.99339 8016 0.00441 c Steel m5 26000 -0.65395 24000 -0.17 28000 -0.12 25055 -0.02 14000 -0.01 15031 -0.00045 16032 -0.0003 6012 -0.0003 42000 -0.025 mt1 lwtr.01t mt2 poly.01t imp:n,p 4r $ 1, c c ****************************Am-Be source************************ 66 c sdef si1 H ERG=D1 PAR=1 CEL=4 4.14E-07 1.10E-01 3.30E-01 5.40E-01 7.50E-01 9.70E-01 1.18e+00 1.40E+00 1.61E+00 1.82E+00 2.04E+00 2.25E+00 2.47e+00 2.68E+00 2.90E+00 3.11E+00 3.32E+00 3.54E+00 3.75e+00 3.97E+00 4.18E+00 4.39E+00 4.61E+00 4.82E+00 5.04e+00 5.25E+00 5.47E+00 5.68E+00 5.89E+00 6.11E+00 6.32e+00 6.54E+00 6.75E+00 6.96E+00 7.18E+00 7.39E+00 7.61e+00 7.82E+00 8.03E+00 8.25E+00 8.46E+00 8.68E+00 8.89e+00 9.11E+00 9.32E+00 9.53E+00 9.75E+00 9.96E+00 1.02e+01 1.04E+01 1.06E+01 1.08E+01 11.03 sp1 D 1.40E-02 3.34E-02 3.13E-02 2.81E-02 2.50E-02 2.14E-02 1.98e-02 1.75E-02 1.92E-02 2.23E-02 2.15E-02 2.25E-02 2.28e-02 2.95E-02 3.56E-02 3.69E-02 3.46E-02 3.07E-02 3.00e-02 2.69E-02 2.86E-02 3.18E-02 3.07E-02 3.33E-02 3.04e-02 2.74E-02 2.33E-02 2.06E-02 1.82E-02 1.77E-02 2.04e-02 1.83E-02 1.63E-02 1.68E-02 1.68E-02 1.88E-02 1.84e-02 1.69E-02 1.44E-02 9.68E-03 6.52E-03 4.26E-03 3.67e-03 3.81E-03 5.06E-03 6.25E-03 5.52E-03 4.68E-03 3.70e-03 2.78E-03 1.51E-03 3.63E-04 c Point Tally f5:n 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 32.25 0 33.25 0 0 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 35 0 35.5 0 36.5 e5 0.65e-6 12 $ MeV f15:p 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 32.25 0 33.25 0 0 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 35 0 35.5 0 36.5 e15 15 $ MeV f25:p 35.25 0 133.25 0 e25 1.00E-02 3.00E-02 5.00E-02 7.00E-02 1.00E-01 1.50E-01 2.00E-01 2.50E-01 3.00E-01 3.50E-01 4.00E-01 4.50E-01 5.00E-01 5.50E-01 6.00E-01 6.50E-01 7.00E-01 8.00E-01 1.00E+00 1.40E+00 1.80E+00 2.20E+00 2.60E+00 2.80E+00 3.25E+00 3.75E+00 4.25E+00 4.75E+00 5.00E+00 5.25E+00 5.75E+00 6.25E+00 6.75E+00 7.50E+00 9.00E+00 1.10E+01 1.30E+01 1.50E+01 nps 1E10 67 Phụ lục 2: Dữ liệu đầu vào tính thông lợng gamma đồng vị Am-241 phân rà CONTINUE c ***************************Cell card************************** 1 -1 (-1 -2 3) (11:12:-13) $ H2O (ro=1g/cm3) 2 -0.9 (1 -4 -2 ):(2 -5 -4 ):(-3 -4 ) $ C2H4(ro=0.9g/cm3) 3 -0.00120484 (4 :5 :-6 )-7 $ Air 4 -1.24 -8 -9 10 $ source (ro=1.24g/cm3) 5 -7.93 (8:9:-10) (-11 -12 13) $ steel (ro=7.93g/cm3) $ Vaccum c **************************Surface card************************* cz 32.25 pz 35.5 pz -35.5 cz 33.25 pz 36.5 pz -36.5 so 100 cz 1.26 pz 2.475 10 pz -2.475 11 cz 1.5 12 pz 2.875 13 pz -3.125 mode p c *****************************Material************************** m1 1001 $ H2O 8016 m2 6000 $ Polyethylen (C2H4)m 1001 m3 6000 -0.000125 7014 -0.7525027 $ Air 7015 -0.002764276 8016 -0.231781 18000 -0.012827 m4 95241 0.00220 4009 0.99339 8016 0.00441 $ Am-Be m5 26000 -0.65395 24000 -0.17 28000 -0.12 25055 -0.02 14000 -0.01 15031 -0.00045 16032 -0.0003 6012 -0.0003 42000 -0.025 imp:p 4r $ 1, c ***************************Am-Be source************************* sdef ERG=D1 PAR=1 CEL=4 si1 L 0.0263 0.0332 0.059 0.0692 sp1 0.0240 0.0011 0.359 0.0018 c Point Tally f5:p 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 32.25 0 33.25 0 0 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 35 0 35.5 0 36.5 e5 15 $ MeV nps 1E10 68 Phụ lục 3: Dữ liệu đầu vào tính thông lợng gamma đồng vị 12C* phát CONTINUE c ***************************Cell card************************** 1 -1 (-1 -2 3) (11:12:-13) $ H2O (ro=1g/cm3) 2 -0.9 (1 -4 -2 ):(2 -5 -4 ):(-3 -4 ) $ C2H4(ro=0.9g/cm3) 3 -0.00120484 (4 :5 :-6 )-7 $ Air 4 -1.24 -8 -9 10 $ source (ro=1.24g/cm3) 5 -7.93 (8:9:-10) (-11 -12 13) $ steel (ro=7.93g/cm3) $ Vaccum c **************************Surface card************************* cz 32.25 pz 35.5 pz -35.5 cz 33.25 pz 36.5 pz -36.5 so 100 cz 1.26 pz 2.475 10 pz -2.475 11 cz 1.5 12 pz 2.875 13 pz -3.125 mode p c *****************************Material************************** m1 1001 $ H2O 8016 m2 6000 $ Polyethylen (C2H4)m 1001 m3 6000 -0.000125 7014 -0.7525027 $ Air 7015 -0.002764276 8016 -0.231781 18000 -0.012827 m4 95241 0.00220 4009 0.99339 8016 0.00441 $ Am-Be m5 26000 -0.65395 24000 -0.17 28000 -0.12 25055 -0.02 14000 -0.01 15031 -0.00045 16032 -0.0003 6012 -0.0003 42000 -0.025 $ 1, imp:p 4r c ***************************Am-Be source************************* sdef ERG=4.438 PAR=2 CEL=4 c Point Tally f5:p 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 32.25 0 33.25 0 0 0 0 0 10 0 15 0 20 0 25 0 30 0 35 0 35.5 0 36.5 e5 15 $ MeV nps 1E10 69 Phơ lơc 4: Phỉ lợng nguồn 241Am-Be [6] STT En, MeV Trọng số W STT En, MeV Träng sè W STT En, MeV Träng sè W 4,14E-07 0,00E+00 19 3,75E+00 3,07E-02 37 7,61E+00 1,88E-02 1,10E-01 1,40E-02 20 3,97E+00 3,00E-02 38 7,82E+00 1,84E-02 3,30E-01 3,34E-02 21 4,18E+00 2,69E-02 39 8,03E+00 1,69E-02 5,40E-01 3,13E-02 22 4,39E+00 2,86E-02 40 8,25E+00 1,44E-02 7,50E-01 2,81E-02 23 4,61E+00 3,18E-02 41 8,46E+00 9,68E-03 9,70E-01 2,50E-02 24 4,82E+00 3,07E-02 42 8,68E+00 6,52E-03 1,18E+00 2,14E-02 25 5,04E+00 3,33E-02 43 8,89E+00 4,26E-03 1,40E+00 1,98E-02 26 5,25E+00 3,04E-02 44 9,11E+00 3,67E-03 1,61E+00 1,75E-02 27 5,47E+00 2,74E-02 45 9,32E+00 3,81E-03 10 1,82E+00 1,92E-02 28 5,68E+00 2,33E-02 46 9,53E+00 5,06E-03 11 2,04E+00 2,23E-02 29 5,89E+00 2,06E-02 47 9,75E+00 6,25E-03 12 2,25E+00 2,15E-02 30 6,11E+00 1,82E-02 48 9,96E+00 5,52E-03 13 2,47E+00 2,25E-02 31 6,32E+00 1,77E-02 49 1,02E+01 4,68E-03 14 2,68E+00 2,28E-02 32 6,54E+00 2,04E-02 50 1,04E+01 3,70E-03 15 2,90E+00 2,95E-02 33 6,75E+00 1,83E-02 51 1,06E+01 2,78E-03 16 3,11E+00 3,56E-02 34 6,96E+00 1,63E-02 52 1,08E+01 1,51E-03 17 3,32E+00 3,69E-02 35 7,18E+00 1,68E-02 53 1,10E+01 3,63E-04 18 3,54E+00 3,46E-02 36 7,39E+00 1,68E-02 54 1,11E+01 0,00E+00 70 Phơ lơc 5: B¶ng hệ số chuyển đổi DF(E) từ thông lợng nơtron sang suất liều tơng đơng [9] NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977 ICRP-21 DF(E), Trọng sè DF(E), Träng sè (rem/h)/(n/cm2/s) bøc x¹ (rem/h)/(n/cm2/s) bøc x¹ 2,50E-08 3,67E-06 2,0 3,85E-06 2,3 1,00E-07 3,67E-06 2,0 4,17E-06 1,00E-06 4,46E-06 2,0 4,55E-06 1,00E-05 4,54E-06 2,0 4,35E-06 1,00E-04 4,18E-06 2,0 4,17E-06 1,00E-03 3,76E-06 2,0 3,70E-06 1,00E-02 3,56E-06 2,5 3,57E-06 1,00E-01 2,17E-05 7,5 2,08E-05 7,4 5,00E-01 9,26E-05 11,0 7,14E-05 11 10 1,0 1,32E-04 11,0 1,18E-04 10,6 11 2,0 1,43E-04 9,3 12 2,5 1,25E-04 9,0 13 5,0 1,56E-04 8,0 1,47E-04 7,8 14 7,0 1,47E-04 7,0 15 10,0 1,47E-04 6,5 1,47E-04 6,8 16 14,0 2,08E-04 7,5 17 20,0 2,27E-04 8,0 1,54E-04 STT En, (MeV) 71 Phô lôc 6: Bảng hệ số chuyển đổi DF(E) từ thông lợng gamma sang suất liều tơng đơng [9] NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977 STT Ep, (MeV) DF(E), (rem/h)/(p/cm2/s) 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 0,01 0,03 0,05 0,07 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35 0,4 0,45 0,5 0,55 0,6 0,65 0,7 0,8 1,0 1,4 1,8 2,2 2,6 2,8 3,25 3,75 4,25 4,75 5,0 5,25 5,75 6,25 6,75 7,5 9,0 11,0 13,0 15,0 3,96E-06 5,82E-07 2,90E-07 2,58E-07 2,83E-07 3,79E-07 5,01E-07 6,31E-07 7,59E-07 8,78E-07 9,85E-07 1,08E-06 1,17E-06 1,27E-06 1,36E-06 1,44E-06 1,52E-06 1,68E-06 1,98E-06 2,51E-06 2,99E-06 3,42E-06 3,82E-06 4,01E-06 4,41E-06 4,83E-06 5,23E-06 5,60E-06 5,80E-06 6,01E-06 6,37E-06 6,74E-06 7,11E-06 7,66E-06 8,77E-06 1,03E-05 1,18E-05 1,33E-05 ICRP-21 Ep, (MeV) DF(E), (rem/h)/(p/cm2/s) 0,01 0,015 0,02 0,03 0,04 0,05 0,06 0,08 0,10 0,15 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,8 1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 5,0 6,0 8,0 10,0 2,78E-06 1,11E-06 5,88E-07 2,56E-07 1,56E-07 1,20E-07 1,11E-07 1,20E-07 1,47E-07 2,38E-07 3,45E-07 5,56E-07 7,69E-07 9,09E-07 1,14E-06 1,47E-06 1,79E-06 2,44E-06 3,03E-06 4,00E-06 4,76E-06 5,56E-06 6,25E-06 7,69E-06 9,09E-06 ... lợng nơtron phát ra, đợc xác định xác suất xuất số ngẫu nhiên Nội dung luận văn sử dụng phơng pháp Monte Carlo, mà cụ thể chơng trình MCNP5, để xác định phân bố trờng nơtron gamma nớc gây nguồn nơtron. .. lợng nơtron 19 CHƯƠNG PHƯƠNG PHáP MONTE-CARLO V CHƯƠNG TRìNH MCNP5 Có nhiều phơng pháp để xác định phân bố trờng nơtron gamma nớc nguồn nơtron gây Chơng đề cập tới phơng trình vận chuyển phơng trình. .. đại học Bách khoa h nội ====== ====== Nguyễn thị nh trang nghiên cứu xác định phân bố trờng nơtron v gamma nớc nguồn nơtron gây chơng trình mcnp5 chuyên ngnh vật lý hạt nhân luận văn thạc sĩ vật