VÀ NGOÀI PHÒNG 4.1 Giới thiệu chương trình MCNP
4.1.1. Dữ liệu hạt nhân và phản ứng của MCNP
MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Các nguồn cung cấp dữ liệu hạt nhân chủ yếu cho MCNP gồm có:
The Evaluated Nuclear Data File (ENDF) The Evaluated Nuclear Data Library (ENDL) The Activation Library (ACTL)
Applied Nuclear Science (T-2) Group tại Phòng thí nghiệm Los Alamos. Các dữ liệu hạt nhân được xử lý theo định dạng thích hợp đối với MCNP bằng chương trình NJOY.
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 trong file 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 có chứa số nguyên tử Z, số khối A và kí hiệu xác nhận thư viện ID.
Có hơn 500 bảng dữ liệu tương tác neutron khả dĩ cho khoảng 100 đồng vị và nguyên tố khác nhau. Các số liệu tạo photon từ phản ứng của neutron cũng được cho trong các bảng tương tác này.
Về photon, dữ liệu cung cấp cho các quá trình tương tác với vật chất, nguyên tố có bậc số Z từ 1 đến 94 như tán xạ kết hợp, tán xạ không kết hợp, hấp thụ quang điện với khả năng phát bức xạ huỳnh quang và quá trình 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 của gần 2000 phản ứng kích hoạt và liều lượng học cho hơn 400 hạt nhân bia ở các mức kích thích và cơ bản. Các tiết diện này có thể sử dụng như hàm phụ thuộc năng lượng trong MCNP để xác định tốc độ phản ứng nhưng không thể được dùng như các tiết diện vận chuyển.