Đối với bài toán cụ thể, trước tiên người sử dụng cần phải tạo lập một tập tin input, trong đó có chứa các thông tin cần thiết để mô tả bài toán. Những vấn đề được mô tả trong tập input phải thỏa mãn các chuẩn mực của chương trình MCNP.
Về đơn vị:
Độ dài tính bằng cm
Năng lượng tính bằng MeV Thời gian tính bằng shake (10-8s) Nhiệt độ tính bằng MeV (kT)
Mật độ khối lượng (g/cm3), mật độ nguyên tử tính bằng nguyên tử/barn- cm
Về cấu trúc tập tin INPUT: Các dòng thông báo
Một hoặc nhiều dòng trống phân cách Một dòng khai báo tiêu đề bài toán Các thẻ ô
Các thẻ mặt
Một hoặc nhiều dòng trống phân cách Các thẻ dữ liệu
Một hoặc nhiều dòng trống khai báo kết thúc Về thẻ ô (cell card):
j m d geom params hoặc: j lkie n but list
Trong đó:
J: chỉ số cell, với 1 ≤ j ≤ 99999, nếu cell có sự chuyển đổi TR thì 1 ≤ j ≤999
m: là số vật chất trong cell, số vật cất được thay bằng 0 để chỉ cell trống. d: là khối lượng riêng của cell (nguyên tử/cm3
) hoặc (g/cm3
)
geom: phần mô tả hình học của cell, bao gồm chỉ số các mặt tùy theo vùng giới hạn.
params: Các tham số tùy chọn: imp, u, trcl, lat, fill… n: tên của một cell khác
list: những thuộc tính cell n khác với cell j
Về thẻ mặt (surface card): thẻ mặt được mô tả như sau: j n a list
Trong đó:
j-số thẻ mặt (1≤ j≤99999)
n=0 hoặc bỏ trống khi không có dịch chuyển tọa độ, n>0 mô tả số thẻ TRn, n<0 mô tả bề mặt j lặp lại với bề mặt n
a: kí hiệu loại mặt
list: các hệ số nhập vào (bảng 3.1) Mn Card
Mn Card được dùng để mô tả vật liệu được lấp đầy trong cell Cấu trúc: ZAIDi fractioni
Trong đó: ZAID = ZZZAAA.nnX ZZZ, AAA là các số liệu nguyên tử nn: Tiết diện tương tác
X: Loại hạt đến
Fraction: Mô tả thành phần các nguyên tố cấu tạo nên vật liệu tổng các thành phần bằng 1.
Nếu bài toán không liên quan đến neutron thì AAA có thể viết là 000 còn nnX được bỏ đi.
Source Card
Phần này dùng để mô tả các nguồn phát tia phóng xạ. Source Card là phần khá phức tạp với nhiều phần hỗ trợ. Dưới đây chỉ trình bày một cách đơn giản nhất về Source Card.
Nguồn phát sử dụng trong mô phỏng có nhiều loại như: - Nguồn tổng quát (SDEF)
- Nguồn mặt (SSR/SSW) - Nguồn tới hạn (KCODE)
Cấu trúc: SDEF CEL POS ERG WGT TME PAR DIR - SDEF: loại nguồn
- CEL: chỉ số của các cell có chứa nguồn - POS: vị trí của nguồn (mặc định là 0 0 0)
- ERG: năng lượng phát tính bằng MeV (mặc định 14 MeV) - WGT: trọng số của nguồn (mặc định là 1)
- TME: thời gian (mặc định là 0) - PAR: loại hạt (n, n p, npe, pe và e) - DIR: hướng phát
Ngoài ra, để hỗ trợ thêm còn có các thành phần SIn, SPn card… và các Tally. Tally
Chương trình MCNP cung cấp cho người dùng 7 tally chuẩn cho neutron, 6 tally chuẩn cho photon và 4 tally chuẩn cho ellectron (bảng 2.1). Tất cả đều đã được chuẩn hóa trên một hạt phát ra, trừ một vài trường hợp đối với nguồn tới hạn. Các tally hỗ trợ người sử dụng trong việc đánh giá các vấn đề về dòng hạt, thông lượng hạt, năng lượng để lại…
Bảng 2.1 Các kiểu tally
Kí
hiệu Mô tả Loại hạt
F1 Cường độ dòng qua bề mặt N, P, E
F2 Thông lượng trung bình qua bề mặt N, P, E F4 Thông lượng trung bình qua một cell N, P, E F5 Thông lượng tại một điểm hay đầu dò N, P F6 Năng lượng trung bình để lại trong một cell N, P F7 Năng lượng phân hạch trung bình để lại trong một cell N F8 Phân bố độ cao xung trong detector P, E
Trong giới hạn của khóa luận này, tally F8được sử dụng chủ yếu để tạo sự phân bố năng lượng của xung trong detector với nguồn phát photon.
Cấu trúc của tally F8như sau: F8: pl Si
E8 0 1E-5 E1 E2 … Trong đó:
pl: loại hạt (P hoặc E hoặc P, E) Si: chỉ số của cell mà tally F8 cần tính
Dòng lệnh thứ hai có tác dụng chia dãy năng lượng trong detector thành nhiều khoảng năng lượng (energy bins).
Khi một hạt bất kì được ghi nhận tại một bin thì năng lượng của bin này chính là năng lượng mà hạt để lại trong detector trước khi thoát ra ngoài. Bin zero (0) được dùng để ghi nhận tất cả các quá trình không tương tự, tức là các xung có giá trị âm do các electron bị đánh bật ra trong quá trình mô phỏng gây nên. Nếu một hạt không để lại chút năng lượng nào trong cell thì chúng sẽ được ghi lại trong bin zero và bin epsilon (1E-5).
Tally F8 có thể sử dụng cho photon và electron nhưng không sử dụng cho neutron vì quá trình biến đổi của neutron là không tương tự.
CHƯƠNG 3
KẾT QUẢ CỦA QUÁ TRÌNH MÔ PHỎNG