3.2.1. Giới thiệu chương trình MCNP [10]
Chương trình MCNP ựược phát triển ban ựầu bởi phịng thắ nghiệm quốc gia
Los Alamos của Mỹ. Các nhà bác học Fermi, Von Neumanm, Ulam, Metropolis và Richtmyer là những người ựóng góp chắnh trong việc xây dựng chương trình tắnh này.
Dưới sự chỉ ựạo của những nhà bác học này chương trình tắnh MCNP đã ựược ra ựời
với công sức của hơn 400 nhà khoa học.
MCNP là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mơ phỏng các
quá trình vật lý hạt nhân ựối với neutron, photon, electron mang tắnh thống kê (các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng neutronẦ). MCNP sử dụng các thư viện dữ liệu của các quá trình hạt nhân, các quy luật thống kê, số ngẫu nhiên ghi lại các sự kiện của một hạt trong suốt quá trình kể từ khi phát ra từ nguồn ựến hết thời gian sống của nó.
Chương trình có một số ựặc ựiểm sau:
Ớ Chương trình có thể tắnh tốn ựối với riêng neutron, riêng photon, riêng
electron, nó có thể tắnh tốn đối với cặp neutron và photon cũng như cặp
neutron và electron.
Ớ Giải năng lượng tắnh với neutron: 10-11 MeV ựến 20 MeV; dải năng
lượng tắnh với photon và electron là 1 keV ựến 1000 MeV.
Ớ MCNP cho phép mơ tả hình học của bài tốn, mơ tả vật liệu, chọn các giá trị tiết diện.
Ớ MCNP cho phép tắnh dịng qua bề mặt (surface current), mật ựộ dòng qua bề mặt (surface flux), tắnh quãng ựường mật ựộ dòng trong cell (track length
estimate of cell flux), mật độ dịng tại một ựiểm, tắnh qng đường theo năng
lượng phân hạch, và phân bố năng lượng của các xung trong ựiểm ựo.
3.2.2. Mơ hình hóa tương tác của photon lên vật chất trong chương trình MCNP
Chương trình MCNP tạo ra số hạt theo yêu cầu người sử dụng, sau ựó giải quyết vấn ựề va chạm của các hạt đó qua hai mơ hình: mơ hình vật lý ựơn giản và mơ hình
chi tiết dựa trên lý thuyết của bốn loại tương tác là tán xạ Compton, tán xạ Rayleigh, hiệu ứng quang ựiện và hiệu ứng tạo cặp. Trong mơ hình vật lý ựơn giản người ta
khơng tắnh ựến tán xạ Thomson và photon huỳnh quang trong hiệu ứng quang ựiện. Mơ hình này dùng cho các bài tốn mà photon có năng lượng cao hoặc các bài tốn mà ở ựó điện tử là tự do. Trong mơ hình chi tiết người ta có tắnh ựến tán xạ Thomson và các
photon huỳnh quang. Mơ hình chi tiết ựược áp dụng cho các bài tốn có năng lượng
thấp hơn (<100 MeV) và môi trường có liên kết ựiện tử. Các bài toán tắnh tốn cho
liều, hiệu suất che chắn (dùng vật liệu che chắn có Z cao) ựối với các nguồn phát
photon tự nhiên cũng thuộc phạm vi áp dụng mơ hình chi tiết.
Ngồi ra trong MCNP, các quá trình tương tác của hạt lên vật chất ựược tắnh
toán rất chi tiết. đó là các hiệu ứng quang ựiện, hiệu ứng Compton và hiệu ứng tạo cặp. Bởi vì việc tắnh toán các hiệu ứng này tương ựối phổ biến trong các tài liệu nên trong phạm vi của luận văn này sẽ khơng trình bày lại.
3.2.3. điều kiện ựể mơ phỏng một chương trình MCNP
Ớ Nguồn mô phỏng phải là nguồn thực bao gồm các thơng số: năng lượng, góc tán xạ, khoảng không gian phân bố và thời gian phụ thuộc
Ớ Vật liệu phải ựược xác ựịnh ựầy ựủ và chắnh xác kể cả việc khai báo ựộ tinh
khiết bao nhiêu phần trăm.
3.2.4. Cấu trúc của chương trình MCNP [8]
Phần quan trọng ựể có một chương trình MCNP chắnh là tệp ựầu vào. Trong tệp
đầu vào các thơng số như số hạt cần gieo, các thông số chắnh xác của nguồn ựược khai
báo, các thông số về phantom như kắch thước và chất liệu. Qua các thông số nhận ựược MCNP sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và các q trình tắnh tốn, gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử phát ra từ nguồn cho ựến hết thời
gian sống của nó. Khả năng mơ tả hình học ba chiều của MCNP là rất tốt trong tệp số liệu vào chuẩn ựược chia ra làm 3 phần là ựịnh nghĩa mặt, ựịnh nghĩa ô mạng (cell) và
ựịnh nghĩa vật liệu. Chúng ựược ngăn cách nhau bằng các dòng trống.
định nghĩa mặt là các dạng toàn phương liên kết tạo thành các ô mạng. Gồm
các loại mặt và ký hiệu như sau:
Mặt phẳng:
PX 1.0 là mặt phẳng vng góc với trục x tại ựiểm x = 1.0 cm PY -10.0 là mặt phẳng vng góc với trục y tại ựiểm y = -10.0 cm PZ 1.0 là mặt phẳng vng góc với trục z tại ựiểm z = 1.0 cm
Mặt cầu:
SO 100.1 là mặt cầu có tâm tại gốc tọa ựộ và có bán kắnh là 100.1 cm
SY 10.0 3.0 là mặt cầu có tâm nằm trên trục y tại ựiểm y = 10.0 cm và có bán
S 1.0 2.0 4.5 2.0 là mặt cầu có tâm tại ựiểm có tọa ựộ (1.0, 2.0, 4.5) và có bán
kắnh 2.0 cm.
Mặt trụ:
CY 1.0 là mặt trụ nằm trên trục y có bán kắnh là 1.0 cm
C/Z 3.0 5.0 2.4 là mặt trụ song song với trục z có tâm nằm tại tọa ựộ (x, y) =
(3,5)cm và có bán kắnh là 2.4 cm.
Ngồi ra MCNP cịn ựược sử dụng ựể viết các mặt khác như mặt nón, mặt elip, mặt parabol hay mặt hyperbol.
định nghĩa ô mạng (Cell)
Cell ựược ựịnh nghĩa là sự giao nhau của một hay nhiều mặt, mỗi cell ựược xác ựịnh bởi một số nhất ựịnh. Trong mỗi cell ta cần phải khai báo vật liệu, mật ựộ vật chất.
Vắ dụ:
c Cell cards có nghĩa là bắt đầu khai báo các thơng số trong phần cell. 1 0 -1 cell số một là cell trống nằm bên cạnh mặt 1 (theo chiều âm).
2 1 -2.7 1 -2 cell số hai là cell làm bằng vật liệu 1 có mật ựộ vật chất là 2.7 g/cm3 nằm bên cạnh mặt 2 (theo chiều âm).
3 0 -2 cell số 3 là cell trống nằm bên ngoài cell 2.
định nghĩa vật liệu
đây là phần khai báo các vật liệu trong q trình mơ phỏng. Vật liệu ựược ựịnh
Vật liệu ựược xác ựịnh bằng số nguyên tử của nguyên tố theo sau đó là số khối
(hoặc 3 số 0 nếu ựể mặc ựịnh), thành phần phần trăm của nguyên tố ựó trong vật chất. Vắ dụ khai báo vật liệu H chiếm 66.7% trong vật chất ta ký hiệu 1000 0.667.
Trong ựịnh nghĩa dữ liệu cần khai báo: nguồn, vật liệu cấu tạo các ô mạng, loại
ựánh giá cần tắnh tốn, số hạt gieo ựược sắp xếp theo trình tự sau:
Ớ Các dịng thơng báo (tùy ý)
-------------------------------------------------------------- (dòng trống)
Ớ Một dịng thơng báo tên bài tốn
Ớ định nghĩa các ơ mạng -------------------------------------------------------------- (dịng trống) Ớ định nghĩa các mặt -------------------------------------------------------------- (dòng trống) Ớ định nghĩa dữ liệu 3.2.5. Tally trong MCNP [8]
MCNP cung cấp các loại tally để tắnh năng lượng của các hạt truyền trong môi trường vật chất. Sự khác nhau giữa các loại tally có thể ảnh hưởng ựến tắnh chắnh xác của việc tắnh tốn liều. Tùy vào mục ựắch tắnh tốn khác nhau, mà ta sử dụng loại tally nào tương ứng. MCNP cung cấp tất cả là 7 loại tally gồm có F1, F2, F4, F5, F6, F7, F8, ngoài ra trong chương trình MCNP5 người ta cung cấp thêm một loại tally là tally Fmesh. Tuy nhiên trong phạm vi của luận văn chỉ sử dụng hai loại tally đó là tally F4 và tally Fmesh ựể xác ựịnh liều hấp thụ trong phantom.
Tally F4: ựược sử dụng ựể xác ựịnh ựộ dài vết ứng với các khoảng năng lượng ựược chia. Các kết quả ghi nhận ựược trong Tally F4 là ựộ dài vết của các photon có
năng lượng tương ứng ựi qua các voxel trong một cell . Khi hạt ựi qua một voxel thì nó sẽ bỏ lại năng lượng do tương tác với các vật chất trong cell ựó. Hình 3.2 biểu diễn quá trình vận chuyển của hạt qua một voxel (là phần chia nhỏ của một cell).
Nếu gọi Φ là thông lượng và TL là chiều dài ựường ựi của hạt (cm), V là thể
tắch của một voxel (cm3), thì Φ ựược xác định theo cơng thức:
L T
V
Φ =∑ (3.1)
Vết của ựường ựi của hạt trong tally được tắnh theo cơng thức: WTL V
W là trọng số quãng ựường A: là diện tắch của một voxel
δ: là bề rộng của voxel C: là vị trắ va chạm
Hình 3.2 Quá trình vận chuyển của các hạt qua một voxel
Tally F4 ựược xác ựịnh là : 4 1 WTL F
N V
= ∑ (3.2) Trong ựó N là số hạt phát ra từ nguồn.
đây là phép tắnh khá tin cậy bởi vì có rất nhiều vết của hạt trong cell dẫn ựến
việc có nhiều sự ựóng góp cho tally này. Trong luận văn này tally F4:p ựược sử dụng cùng với DE và DF ựể tắnh liều hấp thụ của hạt trong một cell.
Tally FMESH: lần ựầu tiên tally này ựược ựưa vào chương trình MCNP5 ựể
nâng cao khả năng tắnh tốn và tiết kiệm ựược thời gian tắnh tốn. Tally FMESH cũng
ựược dùng ựể tắnh độ dài vết của thông lượng trung bình của hạt.
Tuy nhiên tắnh ưu việt của tally FMESH là không chia một cell thành các voxel nhỏ hơn vì vậy MCNP5 khơng mất thời gian để tắnh toán các va chạm của hạt ựi qua từng voxel nhỏ nên thời gian tắnh tốn đối với tally FMESH là cực nhanh. để kiểm tra tắnh chắnh xác của tally FMESH, chúng tôi khảo sát phân bố liều tương ựối ựo ựược
với nguồn ựơn kênh, khảo sát dọc theo trục Ox chạy bằng tally F4 và tally FMESH. Số hạt gieo là 10 triệu hạt. Kết quả của khảo sát này ựược biểu diễn trên Hình 3.3, từ hình này ta thấy rằng kết quả tắnh tốn phân bố liều giữa tally F4 và tally FMESH gần như tương tự nhau.
Hình 3.3 So sánh liều tương đối tắnh bằng tally F4 và tally Fmesh dọc theo trục Ox ựối
Bên cạnh đó từ Bảng 3.1 so sánh thời gian tắnh tốn của tally FMESH và tally
F4 với cùng cấu hình mơ phỏng gamma knife và phantom, ta thấy nếu dùng tally FMESH thời gian giảm gần 1460 lần so với thời gian chạy bằng tally F4.
Bảng 3.1 So sánh thời gian chạy giữa tally F4 và tally FMESH
Loại tally Thời gian chạy F4 6671.2 phút FMESH 4.57 phút
3.2.6. Ưu ựiểm của chương trình MCNP5 [9]
Chương trình MCNP5 ra đời vào năm 2005, là chương trình được phát triển dựa trên nền tảng của chương trình MCNP4C, tuy nhiên MCNP5 bổ sung thêm các tắnh năng cho phép người sử dụng có thể tắnh tốn liều một cách nhanh chóng hơn. Ngồi ra chương trình Visual Editor hỗ trợ thêm vẽ 3D, có thể hiển thị ngay cấu hình màu giúp người dùng có thể dễ dàng phát hiện ra những thiếu sót trong q trình mơ phỏng. Hình 3.4 biểu diễn giao diện của chương trình MCNP5.
Hình 3.4 Giao diện của chương trình MCNP5