Cấu trúc của chương trình MCNP

Một phần của tài liệu Luận văn thạc sĩ đánh giá an toàn che chắn trong phòng x quang chẩn đoán bằng chương trình MCNP (Trang 32 - 36)

Chương 1. TỔNG QUAN 1.1. Tổng quan về tia X và máy phát tia X

1.2. Tổng quan về chương trình MCNP

1.2.2. Cấu trúc của chương trình MCNP

MCNP được viết trên nền tảng ngôn ngữ lập trình ANSI-Standard Fortran 90.

Các thủ tục chính trong MCNP gồm có [5]:

IMCN khởi động

- Đọc input file (INP) và lấy kích thước.

- Khởi tạo kích thước của các biến.

- Đọc lại input file lần nữa để lấy các thông số.

- Khởi động thủ tục cho nguồn phát (source).

- Khởi động thủ tục cho tally.

- Khởi động thủ tục cho vật liệu (material) và các file dữ liệu.

- Tính thể tích và diện tích của cell.

PLOT đồ họa hình học XACT tính toán tiết diện

- Đọc các thư viện.

- Loại bỏ các dữ liệu neutron nằm ngoài khoảng năng lượng khảo sát trong bài toán.

- Đưa vào giãn nở Doppler và tính toán tiết diện toàn phần tương ứng trong trường hợp nhiệt độ trong bài toán cao hơn nhiệt độ của số liệu trong thư viện.

- Truy xuất các thư viện multigroup.

- Truy xuất các thư viện electron, tính toán các quãng chạy, tán xạ, phân bố góc...

MCRUN chạy chương trình - Phát hạt từ nguồn.

- Tìm khoảng cách đến biên để vào cell kế tiếp.

- Tìm tiết diện toàn phần của neutron, tán xạ neutron có khả năng tạo photon.

- Tìm tiết diện toàn phần của photon, tán xạ photon có khả năng tạo electron.

- Sử dụng xấp xỉ bremsstrahlung (TTB) trong trường hợp không khảo sát electron.

- Tính vết của hạt.

- Sử dụng các tán xạ multigroup nếu được chọn.

- Tính toán các tally detector hoặc DXTRAN.

- Tính toán các tally mặt, cell hoặc độ cao xung.

Phần quan trọng để có một chương trình MCNP chính là input file có chứa các thông tin cần thiết của bài toán như các thông số như cấu hình hệ đo, thời gian gieo hạt, số hạt cần gieo, các thông số chính xác của nguồn được khai báo. Qua các thông số nhận được MCNP sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và các quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử phát ra từ nguồn cho đến hết thời gian sống của nó.

Cấu trúc của một input file cho MCNP như sau:

Tiêu đề (Title card): nếu cần.

Định nghĩa các ô mạng (Cell cards).

………..

Dòng trống.

Định nghĩa các mặt (Surface cards).

………..

Dòng trống.

Các dữ liệu (Data cards).

………

Một file input có 3 phần chính: cell cards, surface cards và data cards.

1.2.2.1. Cell cards.

MCNP có khả năng mô tả hình học ba chiều bất kỳ. Hình học của vật chất được tạo thành từ nhiều cell, mỗi cell là sự kết hợp của một hay nhiều mặt thông qua các toán tử Boolean: toán tử giao (ký tự trắng), toán tử hợp (dấu “:”) và toán tử bù (dấu “#”). Một cell có thể được lấp đầy bằng vật chất hay chân không.

Cell được định nghĩa trên cell cards theo cấu trúc sau:

j m d geom params Trong đó:

j: chỉ số cell.

m: chỉ số vật chất trong cell, m=0 là cell trống.

d: mật độ vật chất tạo nên cell (để trống nếu là cell trống, d mang giá trị dương nếu lấy giá trị mật độ nguyên tử [nguyên tử/cmP3P] và d mang giá trị âm nếu lấy giá trị mật độ khối [g/cmP3P].

geom: phần mô tả hình học của cell.

params: các thông số hình học khác nếu cần.

1.2.2.2. Surface cards

MCNP xử lý các hình học trong tọa độ Descartes. Mỗi mặt chia không gian thành 2 vùng với các giá trị dương và âm tương ứng. Trong MCNP, vùng không gian được xác định bởi chỉ số dấu của mặt. Dấu “-” chỉ vùng không gian bên chiều âm của mặt, dấu “+” chỉ vùng không gian bên chiều dương của mặt.

Cú pháp của một mặt như sau:

j n a list Trong đó:

j: chỉ số mặt, 1≤j≤99999.

n: Bỏ quả hoặc bằng 0 khi không có dịch chuyển tọa độ.

a: ký hiệu loại mặt.

list: các tham số định nghĩa mặt.

1.2.2.3. Data cards

Trong MCNP, data cards dùng để định nghĩa loại hạt tới, vật liệu, nguồn, tally và số hạt gieo.

 Loại hạt tới: phần này mô tả hạt phát ra tử nguồn mà ta muốn xét.

Cú pháp: mode x

Trong đó, x là loại hạt, x có thể là n(neutron) hay p(photon) hay e(electron) hay có thể là hai trong ba loại hạt này.

 Mô tả vật liệu: phần này trình bày, mô tả tất cả các vật liệu trong cell.

Cú pháp: mi ZZZAAA.nnX fraction

Trong đó i là chỉ số vật liệu, ZZZ là số hiệu nguyên tử, AAA là số khối, nn là tiết diện tương tác, X là thư viện dữ liệu, fraction là tỷ lệ số nguyên tử hay tỷ lệ trọng lượng của vật liệu.

Nếu phía trước là dấu “-” thì đó là tỷ lệ trọng lượng, nếu phía trước là dấu “+”

thì đó là tỷ lệ nguyên tử.

 Mô tả nguồn:

Cú pháp: sdef các biến nguồn Các biến nguồn bao gồm:

POS=x y z: vị trí nguồn.

EGR: năng lượng nguồn.

CEL: cell của nguồn.

PAR = n: loại hạt, n=1: neutron, n=2: photon, n=3: electron

 Tally cards: tally cards được sử dụng để tính toán các giá trị người sử dụng muốn thu được từ phương pháp Monte Carlo.

MCNP cung cấp 7 loại Tally tính toán cho neutron, 6 loại Tally tính toán cho photon và 4 loại Tally tính toán cho electron. Bảng 1.1 trình bày các loại Tally dùng trong MCNP.

Bảng 1.1. Các Tally dùng để tính toán

Ký hiệu Tally Mô tả Đơn vị

Một phần của tài liệu Luận văn thạc sĩ đánh giá an toàn che chắn trong phòng x quang chẩn đoán bằng chương trình MCNP (Trang 32 - 36)

Tải bản đầy đủ (PDF)

(103 trang)