VÀ NGOÀI PHÒNG 4.1 Giới thiệu chương trình MCNP
4.1.2. 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:
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.
- 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 file input cho MCNP như sau: Tiêu đề và thông tin về input file (nếu cần) Cell Cards ( định nghĩa các ô mạng)
...
Dòng trống
Surface Cards (định nghĩa các mặt) ...
Dòng trống
Data Cards (Mode Cards, Material Cards, Source Cards, Tally Cards,...) Định nghĩa ô mạng (cell) dựa vào các mặt biên liên kết với nhau tạo thành và được lấp đầy vật chất đồng nhất tương ứng.
Định nghĩa mặt (surface) là các dạng toàn phương liên kết tạo thành các ô mạng.
Trong định nghĩa dữ liệu (data) cần phải khai báo: nguồn, vật liệu cấu tạo các ô mạng, loại đánh giá cần tính toán, số hạt gieo, độ quan trọng của các ô mạng.