Download miễn phí Luận văn Mô phỏng monte carlo và kiểm chứng thực nghiệm phép đo chiều dày vật liệu đối với hệ chuyên dụng MYO-101
Hệ đo chiều dày vật liệu nhẹ chuyên dụng MYO-101 được sử dụng trong luận văn thuộc
phòng thí nghiệm của Trung Tâm Đào Tạo – Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt, được
NuTEC/JAEA, Nhật Bản viện trợ năm 2007.
Để mô hình hoá hệ đo MYO-101 bằng chương trình MCNP, chúng ta cần tìm hiểu chi tiết cấu
hình của hệ đo, vật liệu tương ứng, các thông số về mật độ, thành phần hoá học, nồng độ từng
nguyên tố tham gia trong chất cấu thành vật liệu tương ứng, các đặc trưng của nguồn phóng xạ, quá
trình tương tác của nguồn phóng xạ với vật liệu tán xạ, loại đánh giá cần xác định . Các hiểu biết
đầy đủ và chính xác về loại bài toán cần xác định như thế giúp người sử dụng xây dựng được tệp
đầu vào của chương trình MCNP chính xác và thành công.
http://s1.liketly.com/flash/edoc/jh2i1fkjb33wa7b577g9lou48iyvfkz6-swf-2013-10-21-luan_van_mo_phong_monte_carlo_va_kiem_chung_thuc_n.PN0uvKAXQR.swf /tai-lieu/de-tai-ung-dung-tren-liketly-41445/Để tải bản DOC Đầy Đủ xin Trả lời bài viết này, Mods sẽ gửi Link download cho bạn sớm nhất qua hòm tin nhắn.Tóm tắt nội dung:
rình MCNP được xác định như sau:
Tiêu đề và thông tin về input file (nếu cần)
Dòng trống phân cách
.....................................................................
Cell cards (các thẻ ô)
.....................................................................
Surface cards (các thẻ mặt)
............................................................
Data cards (các thẻ dữ liệu)
(Mode cards, Material cards, Source cards, Tally cards,…)
2.3.2. Hình học của MCNP
Hình học trong bài toán MCNP được mô tả trong không gian ba chiều. MCNP xử lý các hình
học trong hệ tọa độ Descartes. MCNP có một chương trình dựng sẵn để kiểm tra lỗi của dữ liệu đầu
vào, thêm vào đó khả năng vẽ hình học của MCNP cũng giúp người sử dụng kiểm tra các lỗi hình
học. Sử dụng các mặt biên được xác định trên các cell card và surface card MCNP theo dõi sự
chuyển động của các hạt qua các hình học. Hình học trong MCNP được thể hiện qua các cell card
và surface card.
2.3.2.1. Cell card
Cell và vùng không gian được hình thành bởi các mặt biên, được định nghĩa bằng các toán tử
giao, hợp và bù các vùng trong không gian tạo bởi các mặt. Mỗi mặt chia không gian thành hai vùng
với các giá trị dương và âm tương ứng. Khi một cell được xác định, một vấn đề quan trọng là xác
định được giá trị của tất cả những điểm nằm trong cell tương ứng với một mặt biên. Giả sử rằng s =
f(x,y,z) = 0 là phương trình của một mặt phẳng trong bài toán. Đối với một điểm M(x,y,z) có s = 0
thì điểm M nằm trên mặt, nếu s dương thì điểm M nằm bên ngoài mặt. Ngược lại, nếu s âm thì điểm
M nằm bên trong mặt.
Cell được xác định bởi cell card. Mỗi cell được diễn tả bởi số cell (cell number), số vật chất
(material number), mật độ vật chất (material density), một dãy các mặt có dấu âm hay dương kết
hợp với nhau thông qua các toán tử giao, hợp, bù để tạo thành cell.
Cách thành lập cú pháp: j m d geom params
Trong đó: j: là chỉ số cell
m: là số vật chất trong cell.
d: khối lượng riêng của vật chất trong cell, thường tính theo
(nguyên tử/cm3) hay (g/cm3).
geom: phần mô tả hình học trong cell.
params: các tham số.
2.3.2.2. Surface card
Surface được xác định bằng cách cung cấp các hệ số của các phương trình mặt giải tích hay
các thông tin về các điểm đã biết trên mặt. MCNP cũng cung cấp các dạng mặt cơ bản như: mặt
phẳng, mặt cầu, mặt trụ,… (có tất cả gần 30 loại mặt cơ bản) có thể được kết hợp với nhau thông
qua các toán tử giao, hợp và bù.
Có hai cách biểu diễn một bề mặt:
- Dựa trên các giá trị trong công thức toán để mô tả bề mặt.
- Dựa trên các điểm đã biết trên bề mặt.
2.3.3. Dữ liệu hạt nhân
Các bảng dữ liệu hạt nhân là những phần không thể thiếu được trong chương trình MCNP.
Ngoài việc sử dụng các bảng dữ liệu có sẵn trong MCNP, người dùng còn có thể sử dụng các dữ
liệu được tái tạo từ các dữ liệu gốc bên ngoài thông qua một chương trình chuyển đổi chẳng hạn như
NJOY hay là các dữ liệu mới được đưa vào trong MCNP bởi chính bản thân người sử dụng. Có 9
loại dữ liệu hạt nhân được sử dụng trong MCNP là:
- Tương tác neutron có năng lượng liên tục.
- Tương tác neutron phản ứng rời rạc.
- Tương tác quang nguyên tử năng lượng liên tục.
- Tương tác quang hạt nhân năng lượng liên tục.
- Các tiết diện để tính liều cho neutron.
- Đo liều hay kích hoạt neutron và tán xạ nhiệt S(α,β) .
- Tương tác neutron, cặp neutron/photon, các hạt tích điện giả neutron.
- Tương tác photon.
- Tương tác electron.
Các dữ liệu hạt nhân được đưa vào trong MCNP qua phần khai báo ở material card.
2.3.4. Các đặc trưng về nguồn
MCNP cho phép người mô tả nguồn ở các dạng khác nhau thông qua các thông số nguồn
như năng lượng nguồn, thời gian, vị trí và hướng phát nguồn hay các thông số hình học khác nhau
như cell hay mặt. Bên cạnh việc mô tả nguồn theo phân bố xác suất, người dùng còn có thể sử
dụng các hàm được xây dựng sẵn để mô tả. Các hàm này bao gồm các hàm giải tích cho các phổ
năng lượng phân hạch và nhiệt hạch chẳng hạn như các phổ Watt, Maxwell và các phổ dạng Gauss
(dạng theo thời gian, dạng đẳng hướng, cosin và dọc theo một hướng xác định).
2.3.5. Các Tally (các đánh giá)
Trong MCNP có nhiều loại tally (đánh giá) khác nhau. Người sử dụng có thể dùng các tally
khác nhau tùy theo mục đích, yêu cầu được đưa ra. Có tally có thể biến đổi bởi người sử dụng theo
nhiều cách khác nhau. Tất cả các tally được chuẩn hóa để tính trên một hạt phát ra, ngoại trừ một
vài trường hợp đối với nguồn tới hạn. Trong chương trình MCNP có 7 loại tally được cho trong
bảng 2.1.
Bảng 2.1. Các loại tally trong MCNP
Kí hiệu Tally Loại hạt
F1 Cường độ dòng hạt qua bề mặt N, P, E
F2 Thông lượng trung bình qua một bề mặt N, P, E
F4 Thông lượng trung bình qua một cell N, P, E
F5 Thông lượng tại một đầu dò điểm hay vòng N, P
F6 Năng lượng trung bình để lại trong cell N, P
F7 Năng lượng phân hạch trung bình để lại trong cell N
F8 Sự phân bố độ cao xung trong cell P, E
Bảy loại tally trên thay mặt cho các loại tally cơ bản của MCNP. Để mở
rộng nhiều tally từ các loại đã cho, chúng ta cộng bội của 10 vào số tally.
Ví dụ: F8, F18, F28, ..., F998 đều là loại tally F8.
F1, F11, F31, ..., F131 đều là loại tally F1.
Trong chương trình MCNP mà chúng ta sử dụng để mô phỏng hệ đo chiều dày chuyên dụng
MYO-101, tính chiều dày vật liệu dựa trên hiệu ứng gamma tán xạ ngược đó là tally F8.
2.3.6. Output file
Ngoài các thông tin về kết quả, output file của MCNP còn có các bảng chứa các thông tin
tóm tắt cần thiết cho người sử dụng để biết rõ thêm về quá trình chạy mô phỏng của MCNP. Các
thông tin này làm sáng tỏ vấn đề vật lý của bài toán và sự thích ứng của mô phỏng trong chương
trình MCNP. Nếu có xảy ra sai xót trong khi chạy chương trình, MCNP sẽ in chi tiết ở phần output
file để người sử dụng có thể tìm và loại bỏ.
Trong phần kết của bài toán, MCNP trình bày những bảng tóm tắt quá trình gieo hạt, tổng số
hạt lịch sử, kết quả của bài toán cùng với sai số.
2.3.7. Sai số tương đối
Trong MCNP kết quả được đưa ra cho một nguồn cùng với sai số tương đối R (Relative
Error), các đại lượng cần được đánh giá sai số tương đối R sẽ được tính toán sau mỗi quá trình mô
phỏng bằng phương pháp Monte-Carlo sau mỗi số hạt lịch sử.
Sai số tương đối R được định nghĩa là tỉ số của độ lệch chuẩn và trị trung bình
σ
x
. Trong MCNP giá trị này được xác định thông qua R như sau:
x
S
R =
x
(2.1)
Trong đó:
N
i
i = 1
1
x = x
N
với N là số lần thử (number of histories). (2.2)
2
2
x
S
S =
N
(2.3)
với
2
i
2 2 21
x - x
S = x - x
N - 1
N
i
(2.4)
N
2 2
i
i = 1
1
x = x
N
(2.5)
Kết hợp (2.1), (2.2), (2.3), (2.4), (2.5), giá trị R có thể viết (khi N lớn):
1
1
2
222
1
2
1
1 1
1
N
ii
N
ii
xx
R
N Nx x
(2.6)
Từ phương trình (2.6) ta thấy sai số tương đối R tỉ lệ với
1
N
, với N là số hạt lịch sử đã được
...
