Các card dùng cho khai báo tally

Một phần của tài liệu Hướng dẫn sử dụng chương trình MCNP phiên bản 1.1 (Trang 55 - 59)

5 Định nghĩa nguồn

6.9 Các card dùng cho khai báo tally

Fn khai báo loại tally được sử dụng Cú pháp: Fn:pl S1 ... Sk

Trong đó:

n số tally.

CHƯƠNG 6. ĐỊNH NGHĨA TALLY Đặng Nguyên Phương

pl loại hạt cần ghi nhận (N,P,E).

Si chỉ số của cell hoặc mặt cần khảo sát. Riêng đối với tally F5 thì cú pháp là:

Đối với detector điểm: Fn:pl X Y Z ±R0

Trong đó:

XYZ toạ độ của detector điểm.

±R0 bán kính của mặt cầu theo đơn vị cm (+) hoặc mfp (−).

Đối với detector vòng: Fna:pl a0 r ±R0

Trong đó:

a kí tự X,Y hoặc Z.

a0 khoảng cách dọc theo trục a.

r bán kính của vòng theo đơn vị cm.

±R0 tương tự như trên nhưng bao quanh điểm được chọn trên vòng.

En (Tally Energy Card) khai báo bin năng lượng cho tally Cú pháp: En E1 ... Ek

Trong đó

n chỉ số của tally.

Ei chặn trên của bin năng lượng thứ i cho tally n. n = 0 khai báo năng lượng chung cho tất cả các tally.

FMn (Tally Multiplier Card) khai báo hệ số nhân cho tally Cú pháp: FMn (bin set 1) (bin set 2) ... T

Trong đó

n chỉ số của tally.

(bin set i) ((multiplier set 1)(multiplier set 1) ... (attenuator set))

T tổng tất cả các bin.

C riêng từng bin.

attenuator set = C −1 m1 px1 m2 px2 ...

px: tích của mật độ và bề dày vật liệu hấp thụ multiplier set = C m1 (reaction list 1) (reaction list 2) ...

C > 0 : hằng số nhân

C < 0 : nhân với |C| lần mật độ nguyên tử trong cell (chỉ dùng cho tally F4)

mi chỉ số của vật liệu được trong Mn card

reaction list i tổng/tích ENDF hoặc reaction number

Một số reaction number:

Neutron: −1 total cross section without thermal −2 absorption cross section

−3 elastic cross section without thermal −4 average heating number (MeV/collision) −5 gamma-ray production cross section −7 fission (neutrons per fission)

−8 fission Q (MeV/fission)

Photon: −1 incoherent scattering cross section −2 coherent scattering cross section −3 photoelectric cross section −4 pair production cross section −5 total cross section

−6 photon heating number (MeV/collision) Hỗn hợp: −1 total −2 fission −3 nubar data −4 fission −5 absorption −6 stopping power −7 momentum transfer

FTn (Tally Multiplier Card) khai báo các hiệu chỉnh cho tally

Cú pháp: FTn ID1 P1,1 P1,2 P1,3 ... ID2 P2,1 P2,2 P2,3 ...

Trong đó

n chỉ số của tally.

IDi từ khoá

Pi,j các tham số đi kèm từ khoá Một số hiệu chỉnh cho tally:

FRV V1 V2 V3 khai báo vector tham chiếu cho cosin trong tally F1 GEB a b c mô phỏng nở rộng dạng Gauss cho kết quả tally

TMC a b mô phỏng xung vuông trong khoảng thời gian từ a đến b

CHƯƠNG 6. ĐỊNH NGHĨA TALLY Đặng Nguyên Phương

Khi mô phỏng phổ gamma được ghi nhận bởi detector, đỉnh năng lượng toàn phần của phổ gamma thường có dạng đỉnh Gauss, do đó ta phải sử dụng FTn card với hiệu chỉnh GEB để có thể thu được phổ gamma mô phỏng phù hợp tốt với thực nghiệm. Các hệ số a, b, c được xác định bằng cách làm khớp F W HM (Full-Width at Half Maximum) của đỉnh với năng lượng theo công thức:

F W HM =a+b√

E+cE2 (6.6)

Ví dụ trong trường hợp này ta thu được bộ hệ số a = 9.455E-4, b = 2.837E-5, c = 0, từ đó ta có thể sử dụng FT card để đưa thông tin này vào trong chương trình mô phỏng để cho phổ gamma thu được có dạng phù hợp với thực nghiệm

FT8 GEB 9.455E-4 2.837E-5 0

DEn/DFn (Dose Energy / Dose Function Cards) cung cấp một hàm đáp ứng cho tally, chẳng hạn như bộ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều (flux-to-dose conversion factors), theo các khoảng năng lượng được xác định.

Cú pháp: DEn A E1 ... Ek

DFn B F1 ... Fk

Trong đó

n chỉ số của tally.

Ei các khoảng chia năng lượng.

Fi hệ số nhân tương ứng.

A nội suy theo dạng LOG hoặc LIN cho bộ hệ số Ei.

B nội suy theo dạng LOG hoặc LIN cho bộ hệ số Fi.

Ví dụ 6.2: Khai báo bộ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều cho photon DE4 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 $ E (MeV) DF4 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

Một phần của tài liệu Hướng dẫn sử dụng chương trình MCNP phiên bản 1.1 (Trang 55 - 59)

Tải bản đầy đủ (PDF)

(112 trang)