Chương 2: PHƯƠNG PHÁP MÔ PHỎNG MONTE-CARLO VÀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP
2.2.2.1.Các số liệu và phản ứng hạt nhân
MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Các nguồn số
liệu hạt nhân chủ yếu là các đánh giá từ hệ các số liệu hạt nhân ENDF, thư viện các số liệu hạt nhân ENDL và các thu thập thư viện kích hoạt ACTL từ Livemore, các đánh giá từ nhóm khoa học hạt nhân
ứng dụng ở Los-Alamos. Các số liệu đánh giá được xử lý theo định dạng thích hợp đối với MCNP bằng mã NJOY. Các thư viện số liệu hạt nhân giữ chi tiết từ các đánh giá ban đầu ở mức độđủ tin cậy
để tái tạo trung thành ý định của người đánh giá.
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 và tán xạ nhiệt S(α,β). Mỗi bảng số liệu có trong MCNP được lập danh sách trên tệp thư mục XSDIR. Những người sử dụng có thể
lựa chọn các bảng số liệu đặc thù qua các kí hiệu nhận dạng duy nhất đối với mỗi bảng ZAID. Các kí hiệu nhận dạng này, nói chung, chứa số nguyên tử Z, số khối A và kí hiệu xác nhận thư viện ID.
Hơn 500 bảng tương tác neutron được xây dựng đối với khoảng 100 đồng vị và nguyên tố khác nhau trong MCNP. Nhiều bảng đối với đồng vị đơn lẻ chủ yếu được cung cấp từ các số liệu đã được rút ra từ các đánh giá khác nhau, các chếđộ nhiệt khác nhau và các dung sai xử lý khác nhau. Các bảng tương tác neutron thường xuyên được bổ sung với các đánh giá mới. Các số liệu tạo photon từ phản
ứng của neutron thì được cho trong các bảng tương tác neutron.
Các bảng tương tác photon được xây dựng đối với tất cả các nguyên tố từ Z = 1 đến Z = 94. Các số liệu trong các bảng tương tác photon cho phép MCNP chú ý đến tán xạ kết hợp và không kết hợp, hấp thu quang điện với khả năng phát huỳnh quang, và tạo cặp. Các phân bố góc tán xạ được điều chỉnh bằng các thừa số dạng nguyên tử và các hàm tán xạ không đàn hồi.
Các tiết diện đối với gần 2000 phản ứng kích hoạt liên quan tới 400 hạt nhân bia ở các trạng thái cơ bản và kích thích là một phần của bó các số liệu MCNP. Những tiết diện này có thểđược dùng như
các hàm đặc trưng phụ thuộc năng lượng để xác định các tốc độ phản ứng nhưng không thểđược dùng như các tiết diện vận chuyển.
Các bảng số liệu nhiệt thích hợp để sử dụng với xử lý tán xạ nhiệt S(α,β) trong MCNP. Các số
liệu bao hàm các hiệu ứng liên kết hóa học (phân tử) và tinh thể - những hiệu ứng quan trọng khi năng lượng của neutron trở nên đủ nhỏ. Đối với nước nhẹ và nước nặng, kim loại berillium, oxit berillium, benzene, graphite, polyethylene, zirconium và hydrogen trong hydride zirconium có các số liệu ở nhiệt
độ khác nhau.