Bạn đang xem bản rút gọn của tài liệu. Xem và tải ngay bản đầy đủ của tài liệu tại đây (5.32 MB, 143 trang )
67
CHƯƠNG 6. ĐỊNH NGHĨA TALLY
Ví dụ 6.1: Khai báo tally F2
Giả sử ta muốn khai báo một tally F2 để ghi nhận thông lượng neutron qua cell 10, ta viết
như sau
F2 : P 10
Riêng đối với tally F5 thì cú pháp là:
Đối với detector điểm:
Trong đó:
XYZ
±R0
X
Y
±R0
Z
toạ độ của detector điểm
bán kính của mặt cầu theo đơn vị cm (+) hoặc mfp (−)
Đối với detector vòng:
Trong đó:
a
a0
r
±R0
Fn:pl
Fna:pl
a0
r
±R0
kí tự X,Y hoặc Z
khoảng cách dọc theo trục a
bán kính của vòng theo đơn vị cm
tương tự như trên nhưng bao quanh điểm được chọn trên vòng
FIR/C/P khai báo các tally ảnh
Cú pháp:
Trong đó:
n
pl
X1 Y1 Z1
R0
X2 Y2 Z2
F1
F2
F3
Cú pháp:
Trong đó:
n
pl
X1 Y1 Z1
R0
X2 Y2 Z2
F1
F2
F3
FIRn:pl hay FICn:pl
X1 Y1 Z1
R0
X2 Y2 Z2
F1 F2 F3
số tally (kết thúc bằng số 5)
loại hạt cần ghi nhận (N,P)
toạ độ tương ứng với các khai báo trong FSn và Cn để định nghĩa khu vực lưới
ghi nhận ảnh
hiện không sử dụng, gán giá trị bằng 0 khi khai báo
toạ độ tham chiếu để thiết lập hướng tham chiếu cho lưới
= 0 ghi nhận đóng góp từ cả sự kiện nguồn và tán xạ
< 0 chỉ ghi nhận đóng góp từ sự kiện tán xạ
bán kính loại trừ tính từ tâm của lưới (trường hợp FIR), mặc định: 0
bán kính của mặt trụ (trường hợp FIC)
= 0 tất cả đóng góp đều được ghi nhận ở vị trí trung tâm của từng pixel
= 0 tất cả đóng góp đều được ghi nhận với những vị trí offset quanh vị trí trung
tâm của từng pixel
FIPn:pl
X1 Y1 Z1
R0
X2 Y2 Z2
F1 F2 F3
số tally (kết thúc bằng số 5)
loại hạt cần ghi nhận (N,P)
toạ độ của tâm lỗ kim
hiện không sử dụng, gán giá trị bằng 0 khi khai báo
toạ độ tham chiếu để thiết lập hướng tham chiếu cho lưới
> 0 bán kính của collimator hình trụ, có tâm nằm trên vector hướng tham chiếu
và song song với nó
= 0 tính với lỗ kim tuyệt đối
> 0 bán kính của lỗ kim vuông góc với hướng tham chiếu
khoảng cách từ lỗ kim đếm tâm của lưới theo hướng tham chiếu
68
6.2. Các card dùng cho khai báo tally
Ví dụ 6.2: Khai báo tally FIR5
Giả sử ta muốn khai báo một tally FIR15 để ghi nhận ảnh phóng xạ neutron, ta có thể viết
như sau
FIR15 : n 100 0 0 0 50 0 0
C15
-50.0 3 i 50.0
FS15 -50.0 3 i 50.0
0
0
0
En (Tally Energy Card ) khai báo bin (khoảng chia) năng lượng cho tally
Cú pháp:
En
Trong đó
n
Ei
n=0
E1
...
Ek
chỉ số của tally
chặn trên của bin năng lượng thứ i cho tally Fn
khai báo năng lượng chung cho tất cả các tally
Ví dụ 6.3: Khai báo bin năng lượng cho tally F8
Giả sử ta muốn mô phỏng một phổ gamma được ghi nhận bởi detector (cell 10), phổ gamma
này có 1024 kênh từ 50keV đến 1000keV, ta khai báo như sau
F8 : p 10
E8 0 1e -5 0.05 1024 i 1.0
Tn (Tally Time Card ) khai báo bin (khoảng chia) thời gian cho tally
Cú pháp:
Tn
Trong đó
n
Ti
n=0
T1
...
Tk
chỉ số của tally
chặn trên của bin thời gian thứ i cho tally Fn
khai báo thời gian chung cho tất cả các tally
Ví dụ 6.4: Khai báo bin thời gian cho tally F2
T2 -1 1 1.0+37 NT
Tally thông lượng mặt được chia làm 3 khoảng thời gian: từ −∞ đến −1.0 shake, từ −1.0 shake
đến 1.0 shake và từ 1.0 shake đến 1037 shake; không có xuất ra kết quả của tổng thời gian.
Cn (Cosin Card ) khai báo bin (khoảng chia) cosin cho tally
Cú pháp:
Trong đó
n
Ci
n=0
Cn
C1
...
Ck
chỉ số của tally
chặn trên của bin thời gian thứ i cho tally Fn
khai báo khoảng cosin chung cho tất cả các tally
Ví dụ 6.5: Khai báo bin cosin cho tally F1
C1 -.866 -.5 0 .5 .866 1
Cosin của góc có giới hạn từ -1 đến 1, do đó tally dòng được tính trong các khoảng góc: 180°
− 150° (-1. − -0.866), 150° − 120° (-0.866 − -0.5), 120° − 90° (-0.5 − 0), 90° − 60° (0 − 0.5),
69
CHƯƠNG 6. ĐỊNH NGHĨA TALLY
60° − 30° (0.5 − 0.866) và 30° − 0° (0.866 − 1.)
FMn (Tally Multiplier Card ) khai báo hệ số nhân cho tally
Cú pháp:
FMn
(bin set 1)
(bin set 2)
...
T
Trong đó
n
chỉ số của tally
(bin set i) ((multiplier set 1)(multiplier set 1)... (attenuator set))
T
tổng tất cả các bin
C
riêng từng bin
attenuator set
=
multiplier set
=
−1
m1 px1
m2 px2
...
tích của mật độ và bề dày vật liệu hấp thụ
m1
(reaction list 1)
(reaction list 2)
0 : hằng số nhân
0 : nhân với |C| lần mật độ nguyên tử trong cell
(chỉ dùng cho tally F4)
chỉ số của vật liệu được trong Mn card
tổng/tích ENDF hoặc reaction number
C
pxi :
C
C>
C<
mi
reaction list i
...
Một số reaction number (thông tin đầy đủ có thể xem trong Phụ lục G của MCNP Manual):
Neutron:
Photon:
Hỗn hợp:
−1
−2
−3
−4
−5
−7
−8
−1
−2
−3
−4
−5
−6
−1
−2
−3
−4
−5
−6
−7
total cross section without thermal
absorption cross section
elastic cross section without thermal
average heating number (MeV/collision)
gamma-ray production cross section
fission (neutrons per fission)
fission Q (MeV/fission)
incoherent scattering cross section
coherent scattering cross section
photoelectric cross section
pair production cross section
total cross section
photon heating number (MeV/collision)
total
fission
nubar data
fission
absorption
stopping power
momentum transfer
Ví dụ 6.6: Tính lượng
tích
Ta có phản ứng giữa
239 Pu
238 U
238
92 U
được tạo ra bởi phản ứng giữa
và neutron tạo ra
238 U
và neutron trong 1 đơn vị thể
239 Pu
239
+ n →239
92 U →92 U →
239
93 U
+ e− →
239
94 P u
+ e−
Giả sử cell cần khảo sát là cell 10, vật liệu 238 U được định nghĩa thông qua M1, ta sử dụng tally
F4 để tính thông lượng chùm hạt neutron trong cell này
F4 : N 10
70
6.2. Các card dùng cho khai báo tally
FM4 0.04786 1 102
M1 92238.13 1
Trong FM4 card, ta có 0.04786 là hằng số chuẩn hoá (mật độ nguyên tử trong 1 đơn vị thể
tích), 1 là chỉ số vật chất (M1) và 102 là reaction number của phản ứng (n, γ) (xem Phụ lục G,
MCNP Manual) vì 239 Pu là sản phẩm đầu ra của phản ứng này với đồng vị 238 U.
Ví dụ 6.7: Tính số lượng tritium được tạo ra bởi chùm neutron trong một đơn vị thể tích lithium
Ta có phản ứng giữa lithium và neutron như sau
6
3 Li
7
3 Li
+ n →42 He +31 H + 4.8M eV
+ n →32 He +31 H + n
Giả sử cell cần khảo sát là cell 1, vật liệu lithium được định nghĩa thông qua M1 (hai đồng vị
và 7 Li), ta sử dụng tally F4 để tính thông lượng chùm hạt neutron trong cell này
6 Li
F4 : N 1
FM4 (0.04635 1 (105:91) )
M1 3006.50 0.0742 3007.50 0.9258
Hằng số C = 0.04635 trong FM4 là mật độ nguyên tử (nguyên tử/barn-cm) của lithium, R =
105 và R = 91 là reaction number chứa dữ liệu phản ứng của 6 Li và 7 Li tương ứng (xem Phụ
lục G, MCNP Manual). Tuy nhiên, ở đây chúng ta sử dụng cả hai dữ liệu phản ứng trong FM4
để tính toán lượng tritium được tạo ra trong hỗn hợp 6 Li và 7 Li, do đó thực tế trong ví dụ này
có tới 4 ước lượng được thực hiện (R = 91,105 cho 6 Li và R = 91,105 cho 7 Li). Lưu ý rằng 2
trong số 4 ước lượng này (R = 91 cho 6 Li và R = 105 cho 7 Li) không có đóng góp gì vào trong
kết quả.
FTn (Tally Multiplier Card ) khai báo các hiệu chỉnh cho tally
Cú pháp:
Trong đó
n
IDi
Pi,j
FTn
ID1
P1,1 P1,2 P1,3 ...
ID2
P2,1 P2,2 P2,3 ...
chỉ số của tally.
từ khoá
các tham số đi kèm từ khoá
Một số hiệu chỉnh cho tally:
FRV
GEB
TMC
V1 V2 V3
a b c
a b
khai báo vector tham chiếu cho cosin trong tally F1
mô phỏng nở rộng dạng Gauss cho kết quả tally
mô phỏng xung vuông trong khoảng thời gian từ a đến b
Ví dụ 6.8: Mô phỏng phổ gamma
Khi mô phỏng phổ gamma được ghi nhận bởi detector, đỉnh năng lượng toàn phần của phổ
gamma thường có dạng đỉnh Gauss, do đó ta phải sử dụng FTn card với hiệu chỉnh GEB để có
thể thu được phổ gamma mô phỏng phù hợp tốt với thực nghiệm. Các hệ số a, b, c được xác
định bằng cách làm khớp F W HM (Full-Width at Half Maximum) của đỉnh với năng lượng
theo công thức:
F W HM = a + b E + cE 2
Ví dụ trong trường hợp này ta thu được bộ hệ số a = 9.455E-4, b = 2.837E-5, c = 0, từ đó ta
có thể sử dụng FTn card để đưa thông tin này vào trong chương trình mô phỏng để cho phổ
71
CHƯƠNG 6. ĐỊNH NGHĨA TALLY
gamma thu được có dạng phù hợp với thực nghiệm
FT8
GEB
9.455 E -4
2.837 E -5
0
DEn/DFn (Dose Energy / Dose Function Cards) cung cấp một hàm đáp ứng cho tally, chẳng
hạn như bộ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều (flux-to-dose conversion factors), theo các
khoảng năng lượng được xác định.
Cú pháp:
DEn
DFn
Trong đó
n
Ei
Fi
A
B
A
B
E1
F1
...
...
Ek
Fk
chỉ số của tally
các khoảng chia năng lượng
hệ số nhân tương ứng
nội suy theo dạng LOG hoặc LIN cho bộ hệ số Ei
nội suy theo dạng LOG hoặc LIN cho bộ hệ số Fi
Ví dụ 6.9: Khai báo bộ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều cho photon với tally F4
DE4 0.01 0.03 0.05 0.07 0.1 0.15 0.2 0.25 0.3 0.35 0.4 0.45 0.5
0.55 0.6 0.65 0.7 0.8 1.0 1.4 1.8 2.2 2.6 2.8 3.25 3.75 4.25
4.75 5.0 5.25 5.75 6.25 6.75 7.5 9.0 11.0 13.0 15.0 $ E ( MeV )
DF4 3.96 E -06 5.82 E -07 2.90 E -07 2.58 E -07 2.83 E -07 3.79 E -07 5.01 E -07
6.31 E -07 7.59 E -07 8.78 E -07 9.85 E -07 1.08 E -06 1.17 E -06 1.27 E -06
1.36 E -06 1.44 E -06 1.52 E -06 1.68 E -06 1.98 E -06 2.51 E -06 2.99 E -06
3.42 E -06 3.82 E -06 4.01 E -06 4.41 E -06 4.83 E -06 5.23 E -06 5.60 E -06
5.80 E -06 6.01 E -06 6.37 E -06 6.74 E -06 7.11 E -06 7.66 E -06 8.77 E -06
1.03 E -05 1.18 E -05 1.33 E -05
$ ( rem/hr ) / ( p/cm ^2 - s )
FSn (Tally Segment Card ) cho phép chia nhỏ cell hoặc mặt thành các phân đoạn (segment) phục
vụ cho việc tính toán trong tally.
Cú pháp:
FSn
Trong đó
n
Si
S1
...
Sk
chỉ số của tally
chỉ số (có dấu) của phân đoạn
Ví dụ 6.10: Khai báo phân đoạn mặt cho tally F2
F2 : N 1
FS2 -3 -4
Trong ví dụ này, tally F2 sẽ ghi nhận thông lượng neutron đi qua mặt 1. FS2 chia mặt 1 thành
3 phần và tính toán thông lượng neutron tương ứng với mỗi phần: (1) thông lượng qua mặt 1
và có dấu âm đối với mặt 3, (2) thông lượng qua mặt 1 và có dấu âm đối với mặt 4 nhưng có
dấu dương đối với mặt 3, (3) phần còn lại.
SDn (Segment Divisor Card ) tương tự như VOL và AREA card nhưng chỉ sử dụng cho tally thay
vì cho toàn bộ khai báo hình học. Ngoài ra, SDn còn được sử dụng để khai báo thể tích và diện tích
bề mặt cho các phân đoạn được tạo ra bởi FSn.
Cú pháp:
Trong đó
n
SDn
(D11 D12 ... D1m ) (D21 D22 ... D2m )
chỉ số của tally, n không thể bằng 0
...
(Dk1 Dk2 ... Dkm )
72
6.3. FMESHn
số cell hay mặt (bao gồm cả T nếu có)
số phân đoạn của cell hay mặt được định nghĩa trong FSn
thể tích, diện tích hay khối lượng của phân đoạn thứ j thuộc cell hay mặt thứ i
k
m
Dij
Đối với tally F2 các giá trị đầu vào sẽ là diện tích, tally F4 là thể tích, tally F6 và F7 sẽ là khối
lượng.
Ví dụ 6.11: Khai báo thể tích cell cho tally F4
F4 : N 1 2 3 T
SD4 1 1 1 1
Trong ví dụ này, thể tích của các cell 1, 2, 3 và cell tổng cộng (hợp của 3 cell trên) sẽ là 1. Lưu
ý rằng ta có thể sử dụng VOL để thiết lập thể tích cho 3 cell nhưng không thể thiết lập cho cell
hợp của cả 3 cell này.
6.3
FMESHn
Tally FMESH (Superimposed Mesh Tally) là một tally card giúp cho người dùng có thể tạo một mạng
lưới (mesh) các ô và ước lượng các giá trị (liều, năng lượng,. . . ) trong mỗi ô này. Ưu điểm của việc
sử dụng FMESH là giúp làm giảm thời gian tính toán đối với những cấu hình phức tạp bao gồm
nhiều voxel.
Hình 6.8: Minh hoạ tally FMESH
Cú pháp:
Trong đó:
n
pl
FMESHn:pl
các biến option
chỉ số tally (hiện nay FMESH chỉ dùng được cho tally F4).
loại hạt (N, P hay E).
Các biến thường được dùng trong FMESH
• GEOM: dạng hình học của lưới (GEOM=REC là mạng lưới hình hộp, GEOM=CYL là mạng lưới hình
trụ).
• ORIGIN: gốc toạ độ của mạng lưới, góc trái bên dưới của hình hộp, hay tâm của vòng tròn
đáy trong trường hợp của hình trụ.
• AXS, VEC: các vector tham chiếu cho trường hợp lưới hình trụ.
• IMESH, JMESH, KMESH: các khoảng chia thô tính từ ORIGIN, trong trường hợp lưới hình hộp
thì sẽ tương ứng với
• IINTS, JINTS, KINTS: các khoảng chia mịn tính từ ORIGIN.
73
CHƯƠNG 6. ĐỊNH NGHĨA TALLY
• OUT: số liệu xuất ra dưới dạng ma trận 2 chiều, lưu ý i = x (hay r), j = y (hay z), k = z (hay
θ), vd: OUT=ij tương ứng với các số liệu xuất ra cho mặt phẳng xy).
Ví dụ 6.12: Khai báo lưới hình trụ
FMESH4 : n
GEOM = cyl ORIGIN = -100 0 0
IMESH =5 10 IINTS =5 2
JMESH = 100 200 JINTS =10 5
KMESH =.5 1 KINTS =1 2
AXS = 1 0 0 VEC =0 1 0 OUT = ij
Trong ví dụ trên, ta khai báo mạng lưới các tally ghi nhận có dạng hình trụ dọc theo trục x,
với gốc đặt tại điểm có tọa độ (−100,0,0) và θ = 0. Mạng lưới hình trụ này được chia như sau:
• r: 5 khoảng từ r = 0 đến 5, 2 khoảng từ r = 5 đến 10 (IMESH=5 10 tương ứng với 2
khoảng chia thô từ 0 đến 5 và từ 5 đến 10, IINTS=5 2 tương ứng với mỗi khoảng chia
thô sẽ được chia lần lượt làm 5 và 2 khoảng nhỏ).
• x: 10 khoảng từ x = −100 đến 0, 5 khoảng từ x = 0 đến 100 (lưu ý rằng gốc tọa độ nằm
ở vị trí x = −100).
• θ: 1 khoảng từ θ = 0° đến 180°, 2 khoảng từ θ = 180° đến 360°.
6.4
Lattice Tally
Lattice tally được sử dụng để tính toán tally cho các cell có cấu trúc lattice
Cú pháp:
Fn:pl
Trong đó:
n
pl
si
ci
T
U=#
ii
s1 (s2 ... s3 ) ((s4 s5 )<(c1 c2 [i1 ... i2 ])
chỉ số tally.
loại hạt cần ghi nhận (N,P,E).
chỉ số mặt hoặc cell cần tính.
chỉ số của cell được lấp đầy bởi universe.
tổng số cell hoặc mặt được xác định.
chỉ số universe.
chỉ số của các phần tử lattice, gồm 3 cách trình bày:
ii = i1
phần tử đầu tiên của cell.
ii =i1 :i2 i3 :i4 i5 :i6
dãy các phần tử lattice.
ii =i1 i2 i3 , i4 i5 i6
các phần tử cụ thể.
Ví dụ 6.13: Tally F4 cho cell lattice
F4 : N (5 < 4 < 2 [1 0 0])
Tally F4 được áp dụng cho cell 5 chỉ khi nó nằm trong cell 4, và cell 4 nằm trong cell 2 tại
phần tử lattice có chỉ số [1 0 0].
6.4. Lattice Tally
74
7
Sử dụng chương trình Visual Editor
Chương trình Visual Editor (http://www.mcnpvised.com/) được phát triển bởi L.L. Carter và
R.A. Schwarz nhằm mục đích hỗ trợ cho người sử dụng MCNP trong việc tạo input file. Chương
trình được bắt đầu xây dựng từ năm 1992 và chính thức được đưa ra bởi RSICC trong năm 1997.
Kể từ phiên bản MCNP5, chương trình Visual Editor chính thức trở thành một phần của MCNP.
Các đặc trưng chính của Visual Editor gồm có
• Hiển thị nhiều hình vẽ đồ họa 2D cùng lúc.
• Vẽ các nguồn điểm.
• Đồ họa 3D.
• Xây dựng input file một cách trực quan.
• Hiển thị vết của hạt, tiết diện, kết quả tally.
• Chuyển đổi file CAD thành input file của MCNP.
7.1
7.1.1
Chương trình Visual Editor
Các menu chính
Bảng 7.1 trình bày các menu chính trong Visual Editor (xem Hình 7.1). Để mở input file trong
Visual Editor, chúng ta chọn File → Open và chọn input file cần mở.
Trong trường hợp chúng ta chỉ cần xem đồ họa của input file mà không cần chỉnh sửa bằng Visual
Editor thì nên chọn Open (do not modify input).
Nếu chúng ta muốn đọc một input file khác thì trước tiên chọn File → Clear Input để bỏ input
file cũ trong Visual Editor đi rồi mới chọn mở file mới.
7.1.2
Hiển thị đồ họa của input file
Hình 7.2 trình bày vị trí của một số nút chức năng (được khoanh đỏ và đánh số) trên cửa sổ đồ
họa, các nút chức năng này gồm có
1. Update: vẽ lại hình cho cửa sổ đồ họa sau khi đã chỉnh các thông số hiển thị.
7.1. Chương trình Visual Editor
76
Bảng 7.1: Các menu chính trong Visual Editor
Tên menu
File
Input
Update Plots
Surface
Surface
Data
Run
Particle Display
Tally Plots
Cross Section Plots
3D View
CAD Import
Read_again
Backup
View
Help
Mô tả
Dùng để mở và lưu các input file. File → New View được
dùng để mở thêm cửa sổ đồ họa mới.
Mở cửa sổ soạn input file
Cập nhật thông tin mới cho cửa sổ đồ họa
Mở cửa sổ Surface
Mở cửa sổ Cell
Mở cửa sổ số liệu: vật liệu, importance,...
Chạy input file
Mở cửa sổ cho phép tạo các nguồn điểm và theo dõi vết của
hạt
Vẽ các tally từ các file runtpe hoặc mctal
Vẽ các tiết diện trong MCNP
Xem các hình học 3D
nhập các file CAD
Cập nhật các thay đổi trong input file được tạo ra bên ngoài
Visual Editor
Tạo các file backup (inpn1, inpn2,...)
Chọn cửa sổ đồ họa
Xem các thông tin giúp đỡ
Hình 7.1: Giao diện chính của Visual Editor
2. Zoom: phóng to, thu nhỏ hình vẽ. Có hai cách sử dụng chức năng này: cách thứ nhất là
đánh dấu vào ô Zoom và kéo rê chuột trên hình vẽ, cách thứ hai là sử dụng thanh Zoom out
− Zoom in.
3. Origin: chọn gốc tọa độ bằng cách đánh dấu vào ô này và nhấp vào tọa độ cần chọn trên
hình vẽ hoặc thay đổi các giá trị trong các ô X,Y,Z. Lưu ý là gốc tọa độ luôn năm chính giữa
màn hình.
4. Extents: thay đổi giá trị khoảng cách từ gốc tọa độ đến cạnh của cửa sổ đồ họa.