MCNP là chương trình mô phỏng vận chuyển của các hạt vật chất như neutron, photon, electron hoặc kết hợp neutron − photon, neutron − photon −
nhân Los Alamos, Hoa Kỳ. Chương trình này mô phỏng các quá trình vật lý mang tính thống kê (quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa hạt nhân với vật chất, xác định thông lượng neutron, photon...). MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân của quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo các quy luật phân bố, ghi nhận lại các sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết thời gian sống của nó. Chương trình này có nhiều ứng dụng: thiết kế lò phản ứng hạt nhân, an toàn tới hạn, che chắn và bảo vệ, phân tích thiết kế detector, nghiên cứu khí quyển...
Chương trình đầu tiên được viết vào năm 1947, mỗi chương trình con chỉ giải quyết một bài toán cụ thể.
Năm 1963, chương trình MCS được tạo ra nhằm mục đích giải quyết bài toán neutron tương tác với vật chất ở mức độ vừa phải.
Năm 1965, chương trình MCN (Monte Carlo Neutron) ra đời, nó giải quyết những bài toán tương tác của neutron với vật chất trong không gian 3 chiều.
Năm 1973, chương trình MCN kết hợp với chương trình MCG (Monte Carlo Gamma) tạo thành chương trình MCNG (Monte Carlo Neutron Gamma) giải quyết bài toán tương tác tia gamma năng lượng cao với vật chất.
Năm 1977, chương trình MCNG kết hợp với chương trình MCP (Monte Carlo Photon) tạo thành chương trình MCNP (Monte Carlo Neutron Photon) dùng để mô phỏng tương tác neutron − photon. Về sau MCNP có nghĩa là Monte Carlo N −
Partical. Chương trình này dần được hoàn thiện và phát triển.
Năm 1983, MCNP được viết lại bằng ngôn ngữ FORTRAN 77 theo tiêu chuẩn ANSI và trở thành chương trình MCNP3. Đây là phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế. Năm 1986, phiên bản MCNP3A được công bố. Năm 1988, MCNP3B ra đời. Nó bao gồm phần đồ họa, các dạng nguồn phổ biến, nguồn mặt.
Năm 1990, MCNP4 đã được công bố. Phiên bản này được bổ sung thêm vận chuyển của electron, đánh giá độ cao xung (F8). Phiên bản MCNP4A được công bố năm 1993, các phân tích thống kê đã được nâng cao ở phiên bản này. Năm 1997, MCNP4B ra đời, nó được đưa thêm các toán tử vi phân nhiễu loạn, vật lý photon
được hiệu chỉnh chính xác hơn. Năm 1999, MCNP4C được công bố. Các chương trình dần được cải tiến thành MCNP4C2 (2000), MCNP4C3 (2001).
Năm 2003, chương trình MCNP5 đã được công bố. MCNP5 được viết bằng ngôn ngữ lập trình FORTRAN 90 và ngôn ngữ C theo tiêu chuẩn ANSI bao gồm 425 chương trình con. Ngoài những đặc tính của các phiên bản trước, MCNP5 còn có thêm nhiều đặc điểm nổi trội khác như bổ sung thêm hiệu ứng Doppler, mức năng lượng của neutron xác định từ 10-11 MeV đến 20 MeV đối với tất cả các đồng vị phóng xạ và trên mức 150 MeV đối với vài đồng vị phóng xạ. Mức năng lượng của photon từ 1 keV đến 100 GeV, mức năng lượng của electron từ 1 keV đến 1 GeV. Thư viện tương tác của photon tồn tại đối với các nguyên tố có nguyên tử số Z = 1 đến Z = 100, đồng thời có trên 836 tương tác neutron đối với khoảng 100 nguyên tố và đồng vị phóng xạ.
MCNP sử dụng thư viện dữ liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Các thư viện này được bổ sung thêm cụ thể: hệ thống các tập tin đánh giá số liệu hạt nhân (ENDF), thư viện đánh giá số liệu hạt nhân (ENDL), sáng kiến tiến bộ của kĩ thuật tính toán (ACTI), thư viện đánh giá dữ liệu photon (EPDL), thư viện các hạt nhân kích hoạt sưu tập từ Livemore (ACTL) và những đánh giá từ nhóm vật lý hạt nhân ứng dụng (T-16) của PTN Los Alamos. Những đánh giá này được xử lý định dạng tương thích với chương trình MCNP bằng chương trình NJOY.
Sau khi công bố, nhóm X5 của PTN Los Alamos đã tiến hành kiểm tra thẻ đánh giá độ cao xung của chương trình MCNP5 [13]. Phổ năng lượng khi mô phỏng bằng chương trình MCNP5 thể hiện các đỉnh thoát, đỉnh hủy tốt hơn so với khi sử dụng chương trình MCNP4C2 để mô phỏng [5].
Vì những ưu điểm trên, trong luận văn này, chúng tôi sử dụng chương trình MCNP5 để mô phỏng phổ năng lượng trong các trường hợp. Từ đó đánh giá mức độ gây tán xạ của các vật liệu xung quanh nguồn và detector.
Phần quan trọng nhất của chương trình MCNP5 là tạo ra tệp đầu vào (input file). Đây là tệp chứa đựng các thông tin đầu vào của bài toán vật lý được đưa ra
như các dữ liệu thông tin về hệ đo, nguồn cũng như thời gian đo, loại hạt cần quan tâm.
Cấu trúc của tệp đầu vào gồm ba phần chính: mô tả các ô, mặt và thông tin vật liệu. Cụ thể như sau:
+ Các dòng thông báo: mỗi dòng chứa tối đa 80 kí tự, + Tiêu đề bài toán
+ Định nghĩa các ô mạng (cell cards) ... Giới hạn bằng dòng trống
+ Định nghĩa mặt (surface cards) ... Giới hạn bằng dòng trống
+ Thẻ dữ liệu (data cards)
... Số dòng trống (nếu cần).
Các ô mạng được xác định bởi các toán tử giao, toán tử hợp và phần bù các vùng trong không gian. Mỗi ô mạng có thể tích xác định. Các mặt được mô tả bởi các phương trình bao gồm mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ, mặt nón, ellipxoit, hyperboloit, paraboloit, hình xuyến. Ngoài ra, các mặt có thể được khai báo theo kiểu hình khối: hình hộp, hình cầu, hình trụ, hình elip, hình nêm, khối đa diện. Phần thẻ dữ liệu khai báo các yêu cầu bài toán.
Chương trình MCNP5 cũng cung cấp bảy mức tính toán chuẩn: bảy mức tính toán chuẩn cho neutron, sáu mức tính toán chuẩn cho photon và bốn mức tính toán cho electron. Những tính toán cơ bản này có thể được điều chỉnh bởi người dùng chương trình.
Kí hiệu tính toán Mô tả
F1: N hoặc F1:P hoặc F1:E F2: N hoặc F2:P hoặc F2:E F4: N hoặc F4:P hoặc F4:E
Dòng phân tích trên bề mặt Thông lượng bề mặt
F5a:N hoặc F5a:P
F6: N hoặc F6:P hoặc F6:N,P F7:N
F8: N hoặc F8:P hoặc F8:E hoặc F8:P,E
Thông lượng điểm của detector Năng lượng trung bình để lại trong ô Năng lượng mất mát trong phản ứng phân hạch
Đánh giá độ cao xung
Tất cả các loại tính toán F8 (ngoại trừ tính toán F8:N) đều dùng cho cả hạt photon và electron, có nghĩa là F8:P, F8:E hay F8:P,E và đều khảo sát giống hệt nhau. Trong bài toán khảo sát sự tán xạ lên các vật liệu của các photon tới, chúng tôi sử dụng loại tính toán F8:P.
Chương 3: NGHIÊN CỨU HIỆN TƯỢNG TÁN XẠ BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5