Hướng dẫn sử dụng chương trình MCNP phiên bản 1.1

Nhóm NMTP
(Tài liệu lưu hành nội bộ)
Hướng dẫn sử dụng MCNP cho hệ điều
hành Windows
Đặng Nguyên Phương (tổng hợp)
TP. Hồ Chí Minh − 10/2013
Mục lục
Lời nói đầu 5
1 Giới thiệu về MCNP 6
1.1 Chương trình MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6
1.2 Lịch sử của chương trình MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.2.1 Phương pháp Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.2.2 Chương trình MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8
1.3 Dữ liệu hạt nhân và phản ứng của MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
1.3.1 Các thư viện dữ liệu được sử dụng . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
1.3.2 Các bảng số liệu . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
1.4 Cấu trúc của MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
1.5 Cách thức mô phỏng vận chuyển hạt . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
1.6 MCNPX . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13
2 Cách cài đặt và thực thi MCNP 16
2.1 Cách thức cài đặt . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.2 Cách thực thi chương trình MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.2.1 Sử dụng Visual Editor . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.2.2 Sử dụng câu lệnh trong Command Prompt . . . . . . . . . . . . . . 19
3 Cấu trúc input file của MCNP 22
3.1 Cấu trúc của input file . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
3.1.1 Initiate-run . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
3.1.2 Continue-run . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
3.2 Ví dụ cấu trúc input file . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23
3.3 Một số lưu ý khi xây dựng input file . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25
4 Định nghĩa hình học 27

4.1 Surface Cards . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27
4.1.1 Các mặt được định nghĩa bởi phương trình . . . . . . . . . . . . . . 27
4.1.2 Macrobody . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31
4.2 Chuyển trục tọa độ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33
4.2.1 Coordinate Transformation Card (TRn) . . . . . . . . . . . . . . . 33
4.3 Cell Cards . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34
1
MỤC LỤC Đặng Nguyên Phương
4.4 Một số card định nghĩa tính chất của cell . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35
4.4.1 Material Cards . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35
4.4.2 Cell Volume Card (VOL) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
4.4.3 Surface Area Card (AREA) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
4.5 Lattice . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
4.5.1 Universe & Fill Card (U & FILL) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
4.5.2 Lattice Card (LAT) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
4.6 Một số ví dụ khai báo hình học . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38
4.7 Bài tập . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39
5 Định nghĩa nguồn 41
5.1 Mode Cards . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41
5.2 Các kiểu định nghĩa nguồn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41
5.3 Nguồn tổng quát . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42
5.3.1 Định nghĩa . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42
5.3.2 Ví dụ định nghĩa nguồn tổng quát . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
5.3.3 Nguồn mặt . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
5.4 Nguồn tới hạn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46
5.5 Card ngừng chương trình . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
5.5.1 NPS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
5.5.2 CTME . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
5.6 Bài tập . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
6 Định nghĩa tally 49

6.1 Các loại tally . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49
6.2 Tally F1 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
6.3 Tally F2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
6.4 Tally F4 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 51
6.5 Tally F5 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 51
6.6 Tally F6 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
6.7 Tally F7 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
6.8 Tally F8 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
6.9 Các card dùng cho khai báo tally . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
6.10 FMESHn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 58
6.11 Lattice Tally Card . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 59
6.12 Bài tập . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 60
7 Kĩ thuật giảm phương sai 61
7.1 Mô phỏng không tương tự (non-analog) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61
7.2 Các kĩ thuật giảm phương sai . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61
2
MỤC LỤC Đặng Nguyên Phương
7.3 Geometry splitting and Russian roulette . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 62
7.4 Energy splitting/roulette . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63
7.5 Weight cutoff . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
7.5.1 Cutoff Cards . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
7.5.2 ELPT . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
7.6 Weight windows . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65
7.7 Exponential transform . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65
7.8 Physics Cards . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66
7.9 Forced collisions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68
7.10 Bremsstrahlung biasing . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
7.11 Neutron-induced photon production biasing . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
7.12 Correlated sampling . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70
7.13 DXTRAN spheres . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70

8 Cách đọc ouput file của MCNP 72
8.1 Các bảng thông tin . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72
8.2 Độ chính xác của kết quả và các nhân tố ảnh hưởng . . . . . . . . . . . . . 75
8.3 Đánh giá thống kê . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76
8.3.1 Sai số tương đối . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76
8.3.2 Figure of Merit . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
8.3.3 Variance of Variance . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
8.3.4 Probability Density Function . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
8.4 Các kiểm định thống kê . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
9 Sử dụng chương trình Visual Editor 81
9.1 Giới thiệu . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81
9.2 Một số file chính của Visual Editor . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81
9.3 Các menu chính . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82
9.4 Hiển thị đồ họa của input file . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83
9.5 Chỉnh sửa input file bằng Visual Editor . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 85
9.5.1 Cửa sổ Surface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 85
9.5.2 Cửa sổ cell . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 86
9.5.3 Khai báo vật liệu . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
9.5.4 Khai báo importance . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
9.5.5 Chuyển trục . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
9.6 Một số đồ họa 2D đặc trưng . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
9.6.1 Hiển thị vết của hạt . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 92
9.6.2 Đồ thị tally . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 92
9.6.3 Đồ thị tiết diện . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93
9.7 Đồ họa 3D . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 94
3
MỤC LỤC Đặng Nguyên Phương
9.7.1 Ảnh 3D Ray Tracing . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 94
9.7.2 Ảnh động học . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96
Lời kết 99

Tài liệu tham khảo 100
A Bảng tính chất các nguyên tố 101
B Một số vật liệu thông dụng 105
C Bộ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều 110
D Ma trận quay trục tọa độ 111
4
Lời nói đầu
Nhận thấy nhu cầu tìm hiểu về chương trình MCNP của các thành viên mới tham gia
vào nhóm NMTP là khá lớn, trong khi một số thành viên cũ có kinh nghiệm đã rời khỏi
nhóm để tiếp tục cho những mục tiêu cao hơn của mình. Do đó tập tài liệu Hướng dẫn
sử dụng MCNP cho hệ điều hành Windows được biên soạn nhằm mục đích giúp
cho các bạn thành viên mới có thể tiếp cận với chương trình mô phỏng MCNP một cách
dễ dàng và thuận tiện hơn.
Tài liệu này được hình thành từ việc tổng hợp các luận văn cũng như ghi chép của các
thành viên trong nhóm NMTP ( với mục đích hệ thống
hoá kiến thức lẫn kinh nghiệm thu được sau hơn 5 năm làm việc với chương trình MCNP.
Phần lớn nội dung của tài liệu này đều được lấy từ các tài liệu MCNP Manual (vol I,
II, III). Nội dung của tài liệu tập trung vào 3 mục tiêu chính:
• Hướng dẫn cách cài đặt và thực thi chương trình MCNP.
• Cách viết một input file đơn giản.
• Cách đọc các bảng số liệu thống kê, nhận xét độ tin cậy của các kết quả thu được
từ MCNP.
Tác giả xin gửi lời cảm ơn đến tất cả các thành viên trong nhóm đặc biệt là cô Trương
Thị Hồng Loan và các thành viên Nguyễn Đức Chương, Trần Ái Khanh, Đặng
Trương Ka My, Đỗ Phạm Hữu Phong, Phan Thị Quý Trúc, Lê Thanh Xuân
vì những bài dịch và ghi chép vô cùng quý giá góp phần tạo nên tài liệu này. Hi vọng các
bạn sinh viên và học viên cao học khoá sau sẽ thu thập được những kiến thức quý giá
giúp cho việc thực hiện luận văn của mình được thành công tốt đẹp.
Do tài liệu được tổng hợp từ nhiều nguồn khác nhau nên chắc chắn sẽ không tránh khỏi
những sai sót về nội dung cũng như hình thức. Tác giả hoan nghênh mọi ý kiến đóng góp,

sửa chữa, bổ sung giúp tài liệu này ngày càng hoàn thiện hơn.
Đặng Nguyên Phương
5
Chương 1
Giới thiệu về MCNP
1.1 Chương trình MCNP
MCNP (Monte Carlo N–Particle) là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để
mô phỏng các quá trình vật lí hạt nhân đối với neutron, photon, electron (các quá trình
phân rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng neutron, ).
Chương trình ban đầu được phát triển bởi nhóm Monte Carlo và hiện nay là nhóm
Transport Methods Group (nhóm XTM) của phòng Applied Theoretical & Computational
Physics Division (X Division) ở Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Los Alamos
National Laboratory – Mỹ). Trong mỗi hai hoặc ba năm họ lại cho ra một phiên bản mới
của chương trình.
Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển neutron, photon và
electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều, phụ thuộc thời gian, năng lượng
liên tục trong các lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức xạ và vật lý y học với
các miền năng lượng neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng photon
và electron từ 1 keV đến 1000 MeV. Chương trình này là công cụ mô phỏng được thiết
lập rất tốt cho phép người sử dụng xây dựng các dạng hình học phức tạp và mô phỏng
dựa trên các thư viện hạt nhân. Sự phức tạp của tương tác photon cũng được xử lý trong
chương trình MCNP. Chương trình điều khiển các quá trình này bằng cách gieo số theo
quy luật thống kê cho trước và mô phỏng được thực hiện trên máy tính vì số lần thử cần
thiết thường rất lớn.
MCNP có khoảng 44.000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có khoảng 400
chương trình con. Ngày nay, tại Los Alamos có khoảng 250 người dùng và trên thế giới
có hơn 3000 người dùng trong hơn 200 cơ sở ứng dụng.
Chương trình MCNP được cung cấp tới người dùng thông qua Trung tâm Thông tin
An toàn Bức xạ (Radiation Safety Information Computational Center – RSICC) ở Oak
Ridge, Tennessee và ngân hàng dữ liệu của Nuclear Energy Agency (NEA/OECD) ở Pari,

Pháp.
6
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
Ở Việt Nam, trong những năm gần đây các tính toán bằng chương trình MCNP đã được
triển khai ở Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Trung tâm Nghiên cứu & Triển khai Công
nghệ Bức xạ TPHCM, Viện Khoa học & Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Năng lượng
Nguyên tử Việt Nam,. Những tính toán này tập trung chủ yếu trong các lĩnh vực tính
toán tới hạn lò phản ứng và phân bố trường liều bức xạ.
1.2 Lịch sử của chương trình MCNP
1.2.1 Phương pháp Monte Carlo
Phương pháp Monte Carlo là tên gọi để chỉ nhóm các thuật toán sử dụng việc lấy mẫu
ngẫu nhiên để thu được lời giải cho bài toán đặt ra. Tên gọi của phương pháp này được
đặt theo tên của một thành phố ở Monaco, nơi nổi tiếng với các sòng bạc, có lẽ là do
phương pháp này dựa vào việc gieo các số ngẫu nhiên, tuy nhiên việc gieo số ngẫu nhiên
để giải các bài toán đã xuất hiện từ rất lâu rồi.
Một trong những bài toán đầu tiên có sử dụng phương pháp gieo ngẫu nhiên đó là bài
toán Cây kim Buffon được đưa ra vào năm 1772. Tới khoảng giữa thế kỉ 19, một số người
đã thực hiện các thí nghiệm, mà trong đó họ ném một cây kim trong một một cách tình
cờ lên trên một tấm bảng theo các đường thẳng song song và đã suy ra giá trị của π từ
việc đếm các điểm giao nhau giữa các cây kim và các đường.
Vào năm 1899, Lord Rayleigh chỉ ra rằng một bước đi ngẫu nhiên một chiều không có
vật hấp thụ có thể cung cấp một lời giải xấp xỉ cho một phương trình vi phân parabolic.
Năm 1931, Kolmogorov chỉ ra mối liên hệ giữa các quá trình ngẫu nhiên Markov và các
phương trình vi tích phân tất định. Vào đầu thế kỉ 20, các trường dạy thống kê ở Anh đã
đưa vào một lượng nhỏ các công trình Monte Carlo khá đơn giản. Hầu hết trong số này
chỉ để dạy học sinh và ít khi được sử dụng cho công việc nghiên cứu hoặc khám phá.
Phương pháp Monte Carlo chỉ được thực sự sử dụng như một công cụ nghiên cứu khi
việc chế tạo bom nguyên tử được nghiên cứu trong suốt thời kì chiến tranh thế giới lần
thứ hai. Công việc này đòi hỏi phải có sự mô phỏng trực tiếp các vấn đề mang tính xác
suất liên quan đến sự khuếch tán neutron ngẫu nhiên trong vật liệu phân hạch. Vào tháng

11/1947, John von Neumann đã gửi một lá thư cho Robert Richtmyer, lãnh đạo của Bộ
phận Lý thuyết tại Los Alamos, đề nghị sử dụng phương pháp thống kê để giải các bài
toán khuếch tán và hệ số nhân của neutron trong các thiết bị phân hạch. Cùng năm đó,
Fermi phát minh ra một thiết bị cơ khí tên là FERMIAC theo dõi sự phát triển của
neutron trong các vật liệu phân hạch bằng phương pháp Monte Carlo. Cũng vào khoảng
năm 1948, Fermi, Metropolis và Ulam thu được ước lượng của phương pháp Monte Carlo
7
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
cho trị riêng của phương trình Schrodinger.
Năm 1954, tuyển tập báo cáo về phương pháp Monte Carlo đầu tiên được viết bởi Herman
Kahn và cuốn sách đầu tiên được xuất bản bởi NXB Cashwell & Everett vào năm 1959.
Vào khoảng năm 1970, những lý thuyết mới phát triển về độ phức tạp của tính toán bắt
đầu cung cấp độ chính xác hơn và cơ sở lý luận thuyết phục cho việc sử dụng phương
pháp Monte Carlo.
Ngày nay, cùng với sự phát triển của máy tính điện tử, các phương pháp Monte Carlo
ngày càng được áp dụng rộng rãi trong các nghiên cứu khoa học và công nghệ, đặc biệt
là công nghệ hạt nhân.
1.2.2 Chương trình MCNP
Tại Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos, phương pháp Monte Carlo đã được bắt
đầu ứng dụng từ những năm 1940, và chương trình MCNP là một trong những sản phẩm
ra đời từ việc ứng dụng này. Tiền thân của nó là một chương trình Monte Carlo vận
chuyển hạt mang tên là MCS được phát triển tại Los Alamos từ năm 1963. Tiếp theo
MCS là MCN được viết năm 1965. Chương trình MCN có thể giải bài toán các neutron
tương tác với vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các thư viện số liệu vật lý.
MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte Carlo gamma xử lý các photon năng
lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG – chương trình ghép cặp neutron-gamma. Năm
1973, MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte Carlo photon với xử lý vật lý
chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron-photon và
trở thành MCNP từ đó. Mặc dù đầu tiên MCNP có nghĩa là Monte Carlo neutron-photon
song hiện nay nó lại mang ý nghĩa là Monte Carlo N hạt, ở đây N có thể là neutron,

photon và electron.
Các phiên bản của MCNP
• MCNP3 được viết lại hoàn toàn và công bố năm 1983. MCNP3 là phiên bản đầu
tiên được phân phối quốc tế. Các phiên bản tiếp theo MCNP3A và 3B lần lượt được
ra đời tại phòng thí nghiệm quốc gia Los Almos trong suốt thập niên 1980.
• MCNP4 được công bố năm 1990, cho phép việc mô phỏng được thực hiện trên các
cấu trúc máy tính song song. MCNP4 cũng đã bổ sung vận chuyển electron.
• MCNP4A được công bố năm 1993 với các điểm nổi bật là phân tích thống kê được
nâng cao, nhiều tải đặt bộ xử lý được phân phối để chạy song song trên cụm các
trạm (workstation).
8
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
• MCNP4B được công bố năm 1997 với việc tăng cường các quá trình vật lý của
photon và đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn,
• MCNP4C được công bố năm 2000 với các tính năng của electron được cập nhật, xử
lý cộng hưởng không phân giải,
• MCNP4C2 có bổ sung thêm các đặc trưng mới như hiệu ứng quang hạt nhân và
các cải tiến cửa số trọng số, được công bố năm 2001.
• MCNP5 được công bố vào năm 2003 cùng với việc cập nhật các quá trình tương
tác mới chẳng hạn như các hiện tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu ứng giãn nở
Doppler,
• Ngoài ra còn có thêm phiên bản MCNPX với các mức năng lượng và chủng loại hạt
được mở rộng.
1.3 Dữ liệu hạt nhân và phản ứng của MCNP
1.3.1 Các thư viện dữ liệu được sử dụng
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.
1.3.2 Các bảng số liệu
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.
9
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
• 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.
• Các số liệu nhiệt được dùng để hiệu chỉnh tán xạ S(α, β). Các số liệu này bao
gồm liên kết hóa học (phân tử) và hiệu ứng tinh thể mà chúng rất quan trọng khi
năng lượng nơtron đủ thấp. Đối với nước nhẹ và nước nặng, kim loại berillium, oxit
berillium, benzene, graphite, polyethylene, zirconium và hydrogen trong hydride
zirconium có các số liệu ở nhiệt độ khác nhau.
1.4 Cấu trúc của 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
10
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
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 có trong thự 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.

1.5 Cách thức mô phỏng vận chuyển hạt
Phần này trình bày một cách sơ lược quá trình mô phỏng vận chuyển hạt cho bài toán
vận chuyển neutron/photon/electron:
Đầu tiên, đối với mỗi lịch sử hạt, MCNP sẽ tạo ra một dãy các số ngẫu nhiên phục vụ
cho quá trình tính toán. Biến flag IPT sẽ được gán giá trị tương ứng với loại hạt đang
được khảo sát: 1 cho neutron, 2 cho photon và 3 cho electron.
Kế đó, các thủ tục nguồn phát tương ứng sẽ được gọi (nguồn cố định, nguồn mặt, nguồn
tự định nghĩa, ). Tất cả các thông số của hạt (hướng phát, vị trí, năng lượng, trọng
số, ) sẽ được khởi tạo giá trị bằng cách lấy mẫu ngẫu nhiên theo phân bố được khai báo
trong input file. Một số kiểm tra sẽ được tiến hành nhằm xác định rằng hạt nguồn nằm
đúng trong cell hoặc mặt được xác định trong input.
11
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
Tiếp theo, các thông số ban đầu của 50 lịch sử hạt đầu tiên sẽ được in ra. Sau đó các
thông tin tóm tắt sẽ được ghi lại (năng lượng, thời gian, trọng số, ). Các thông số cần
ghi nhận trong quá trình mô phỏng sẽ được khởi tạo, thủ tục DXTRAN sẽ được gọi (nếu
có sử dụng) để tạo ra các hạt trên mặt cầu.
Bây giờ là lúc quá trình mô phỏng vận chuyển hạt bắt đầu. Đối vớ nguồn phát electron,
các electron sẽ được khảo sát riêng. Còn đối với các nguồn phát neutron hoặc photon,
điểm giao của vết các hạt với các mặt biên của cell sẽ được tính toán. Khoảng cách dương
nhỏ nhất (DLS) từ vị trí hạt đến mặt biên của cell sẽ cho biết mặt kế tiếp (JSU) mà
hạt hướng tới. Khoảng cách đến mặt cầu DXTRAN gần nhất cũng được tính toán. Các
tiết diện tương tác trong cell (ICL) được tính toán dựa vào các bảng số liệu của neutron
và photon. Tiết diện toàn phần được xác định trong trường hợp có sử dụng exponential
transform, và khoảng cách đến vị trí va chạm kế tiếp cũng được xác định. Độ dài vết của
một hạt trong cell được xác định như là khoảng cách đến lần va chạm kế tiếp, khoảng cách
đến mặt JSU, quãng đường tự do trung bình, khoảng cách đến hình cầu DXTRAN, hoặc
là khoảng cách đến ngưỡng dưới năng lượng. Các tally ghi nhận vết sẽ được tính toán,
và các thông số mới của hạt cũng sẽ được cập nhật. Nếu khoảng cách đến một hình cầu
DXTRAN cùng loại bằng với độ dài vết nhỏ nhất, hạt sẽ được kết thúc. Nếu hạt vượt quá

thời gian ngưỡng, vết cũng được ngắt tại đó. Nếu hạt rời khỏi một hình cầu DXTRAN,
biến flag của DXTRAN sẽ được gán giá trị 0 và quá trình cutoff trọng số sẽ được tiến
hành, hạt sẽ kết thúc tại đây hoặc sẽ tiếp tục với trọng số được tăng lên. Các hiệu chỉnh
trọng số cũng được thực hiện trong turờng hợp có sử dụng exponential transform.
Nếu độ dài vết nhỏ nhất bằng khoảng cách đến mặt biên, hạt sẽ được vận chuyển đến mặt
JSU trong trường hợp có tally mặt, và vào trong cell kế tiếp. Lúc này, các tính toán mặt
phản xạ, biên tuần hoàn, phân chia hình học, Russian roulette sẽ được áp dụng. Trong
turờng hợp bị phân chia, chương trình sẽ ghi nhận lại vết của tất cả các hạt được phân
chia và khảo sát lần lượt tiếp theo đó.
Nếu khoảng cách đến lần va chạm kế tiếp nhỏ hơn khoảng cách đến mặt biên, hoặc các
hạt mang điện tích đến khoảng cách đạt tới ngưỡng dưới của năng lượng khảo sát, hạt
sẽ được mô phỏng va chạm. Đối với neutron, các tính toán va chạm sẽ xác định loại hạt
nhân bia tham gia vào va chạm, lấy mẫu vận tốc nhân bia trong trường hợp tương tác
với khí tự do chuyển động nhiệt, ghi nhận các photon tạo ra (ACEGAM), xét xem hiệu
ứng bắt neutron là không hay có trọng số, xử lý các va chạm nhiệt theo S(α, β), xét tán
xạ đàn hồi hay không đàn hồi. Đối với bài toán ngưỡng, các sản phẩm phân hạch sẽ được
lưu lại cho các tính toán tiếp theo. Các thông số của hạt tạo ra trong va chạm (năng
lượng, hướng bay, ) cũng sẽ được lưu lại. Các va chạm có sự tham gia của nhiều hạt sẽ
được xử lý riêng rẽ.
Các tính toán va chạm của photon cũng tương tự như của neutron , bao gồm cả mô hình
12
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
vật lý đơn giản lẫn chi tiết. Các mô hình vật lý đơn giản chỉ bao gồm các tương tác của
photon với các electron tự do (không tính các hiệu ứng liên kết của electron với nhân).
Còn mô hình vật lý chi tiết có bao gồm cả các thừa số dạng (form factor) và hiệu ứng
liên kết của electron trong quá trình tán xa Compton, bên cạnh đó còn có thêm các hiệu
ứng tán xạ kết hợp (Thomson) và sự phát huỳnh quang theo sau hiệu ứng quang điện.
Phiên bản MCNP5 còn có thêm các hiệu ứng quang hạt nhân (photonuclear), các hạt thứ
cấp tạo ra từ phản ứng quang hạt nhân được lấy mẫu theo cùng cách thức với va chạm
neutron không đàn hồi. Các electron tạo ra do tán xạ Compton, tạo cặp và hiệu ứng quan

điện được xem như để lại năng lượng hoàn toàn tại chỗ (nếu IDES=1 trong PHYS card)
hoặc xấp xỉ phát bức xạ bremmstrahlung (nếu IDES=0) hoặc được khảo sát vận chuyển
(nếu mode E được sử dụng và IDES=0).
Sau khi hạt qua mặt biên hoặc sau khi quá trình va chạm đã được khảo sát, hạt sẽ tiếp
tục được tính khoảng cách đến mặt biên kế tiếp và cứ như thế tiếp diễn. Khi hạt bị mất
trong quá trình va chạm hoặc trong các quá trình tính toán giảm phương sai, chương
trình sẽ kiểm tra xem có còn hạt thứ cấp nào được tạo ra trong quá trình mô phỏng hạt
đó hay không, nếu không còn thì lịch sử hạt sẽ kết thúc. Các thông tin sẽ được tổng hợp
và đưa vào tally kết quả, các bảng thống kê.
Cuối mỗi lịch sử hạt, chương trình sẽ kiểm tra các điều kiện kết thúc (số lịch sử hạt, thời
gian chạy chương trình, ) có thỏa hay chưa. Nếu thỏa, MCRUN sẽ kết thúc và kết quả
sẽ được in ra.
1.6 MCNPX
MCNPX là một phiên bản mở rộng của MCNP được phát triển từ phòng thí nghiệm quốc
tế Los Alamos (Mỹ) với khả năng mô phỏng được nhiều loại hạt hơn. MCNPX được phát
triển như là một sự kết hợp của MCNP và hệ thống ngôn ngữ lập trình LAHET (LCS)
vào năm 1994.
Chương trình MCNPX có thể mô phỏng được vận chuyển của 34 loại hạt: neutron, proton,
electron, photon, 5 loại hạt lepton, 11 loại hạt baryon, 11 loại hạt meson và bốn loại hạt
ion nhẹ (deuteron, triton, helium-3 và alpha) liên tục về năng lượng và hướng. Chương
trình cho phép xử lý chuyên về dạng hình học 3 chiều của vật chất trong các bề mặt sơ
cấp hay thứ cấp, hình xuyến, dạng lưới. Nó sử dụng dữ liệu tiết diện liên tục với các mô
hình vật lý cho năng lượng mở rộng trên 150 MeV. Bảng 1.1 liệt kê các loại hạt được mô
phỏng bởi MCNPX. Trong trường hợp khai báo các phản hạt thì ta đặt dấu trừ (−) phía
trước kí hiệu hạt.
13
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
Bảng 1.1: Các loại hạt được mô phỏng trong MCNPX
IPT Loại hạt Kí hiệu Khối lượng Ngưỡng năng Thời gian
(MeV) lượng (MeV) sống (s)

Các hạt trong MCNP
1 neutron N 939.5656 0.0 887.0
1 anti-neutron N 939.5656 0.0 887.0
2 photon P 0.0 0.001 ∞
3 electron E 0.511 0.001 ∞
3 positron E 0.511 0.001 ∞
Lepton
4 muon | 105.6584 0.1126 2.197 ×10
−6
4 anti-muon | 105.6584 0.1126 2.197 ×10
−6
5 tau * 1777.1 1.894 2.92 ×10
−13
6 electron neutrino U 0.0 0.0 ∞
7 muon neutrino V 0.0 0.0 ∞
8 tau neutrino W 0.0 0.0 ∞
Baryon
9 proton H 938.2723 1.0 ∞
9 anti-proton H 938.2723 1.0 ∞
10 lambda
0
l 1115.684 1.0 2.63 ×10
−10
11 sigma
+
+ 1189.37 1.2676 7.99 ×10
−11
12 sigma
−
− 1197.436 1.2676 1.479 ×10

−10
13 cascade
0
X 1314.9 1.0 2.9 ×10
−10
14 cascade
−
Y 1321.32 1.4082 1.64 ×10
−10
15 omega
−
O 1672.45 1.7825 8.22 ×10
−11
16 lambda
+
c
C 2285.0 2.4353 2.06 ×10
−13
17 cascade
+
c
! 2465.1 2.6273 3.5 ×10
−13
18 cascade
−
c
! 2470.3 1.0 9.8 ×10
−14
19 lambda
+

b
R 5641 1.0 1.07 ×10
−12
Meson
20 pion
+
/ 139.57 0.1488 2.6 ×10
−8
20 pion
−
/ 139.57 0.1488 2.6 ×10
−8
21 pion
0
Z 134.9764 0.0 8.4 × 10
−−17
22 kaon
+
K 493.677 0.5261 1.24 ×10
−8
22 kaon
−
K 493.677 0.5261 1.24 ×10
−8
23 K
0
short % 497.672 0.000001 0.89 ×10
−10
24 K
0

long ∧ 497.672 0.000001 5.17 ×10
−8
14
CHƯƠNG 1. GIỚI THIỆU VỀ MCNP Đặng Nguyên Phương
25 D
+
G 1869.3 1.9923 1.05 ×10
−12
26 D
−
@ 1864.5 1.0 4.15 ×10
−13
27 D
+
s
F 1968.5 2.098 4.67 ×10
−13
28 B
+
G 5278.7 5.626 1.54 ×10
−12
29 B
0
B 5279.0 1.0 1.5 ×10
−12
30 B
0
s
Q 5375 1.0 1.34 ×10
−12

Ion nhẹ
31 deuteron D 1875.627 2.0 ∞
32 triton T 2808.951 3.0 12.3 y
33 helium-3 S 2808.421 3.0 ∞
34 alpha A 3727.418 4.0 ∞
15
Chương 2
Cách cài đặt và thực thi MCNP
2.1 Cách thức cài đặt
Trong phần này tác giả xin hướng dẫn cách cài đặt phiên bản MCNP5.1.4:
• Mở đĩa cài đặt MCNP5, vào thư mục MCNP\MCNP_Win\Windows_Installer, chạy
chương trình setup.exe để cài chương trình MCNP5. Bấm Next để giữ nguyên các
mặc định.
• Sau khi đã cài đặt xong chương trình MCNP5, trở ra ngoài ổ đĩa, và vào trong thư
mục MCNP_MCNPX_Win_Data\Disk1, chạy file setup.exe để chạy chương trình cài đặt
thư viện cho MCNP5.
• Đã hoàn tất việc cài đặt MCNP5, nếu không có thay đổi gì thì file thực thi chương
trình sẽ mặc định nằm trong C:\Program Files\LANL\MCNP5\bin, trong thư mục
này nhấp đôi chuột vào vised.exe để chạy chương trình MCNP5.
Cách khai báo đường dẫn vào thư viện dữ liệu như sau:
• Trên thanh công cụ, chọn Data → Material.
• Trên thanh công cụ của Material, chọn Files.
• Khai báo các đường dẫn tới file xsdir trong thư mục MCNPDATA như trong
Hình 2.1 rồi chọn Apply.
2.2 Cách thực thi chương trình MCNP
2.2.1 Sử dụng Visual Editor
• Chạy chương trình Visual Editor bằng cách nhấp đôi chuột vào vised.exe trong
thư mục bin hoặc vào Start → All Programs → MCNP5 → VisEd.
16
CHƯƠNG 2. CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương

Hình 2.1: Khai báo đường dẫn cho xsdir
• Mở input file có sẵn bằng cách vào File → Open, hiển thị input file hoặc soạn thảo
trực tiếp trên editor bằng cách nhấp vào Input trên thanh menu (Hình 2.2).
• Hiển thị plot bằng cách nhấp vào Update Plots trên menu hoặc nhấp vào Update
trên các cửa sổ Vised (Hình 2.3).
• Vẽ 3D bằng cách nhấp vào 3D View trên menu (Hình 2.4).
• Chạy chương trình bằng cách nhấp vào Run trên menu.
Hình 2.2: Giao diện chương trình Visual Editor
Một số option trên thanh công cụ cửa số Vised (sử dụng bằng cách nhấp vào ô tương
ứng):
• Zoom: phóng to hoặc thu nhỏ hình ảnh bằng cách nhấp và kéo chuột trên hình vẽ,
hoặc có thể được thực hiện qua thanh trượt Zoom out − Zoom in trên cửa sổ.
17
CHƯƠNG 2. CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương
Hình 2.3: Đồ họa của Visual Editor
Hình 2.4: Đồ họa 3D của Visual Editor
• Origin: thay đổi gốc toạ độ vẽ hình bằng cách nhấp chuột vào vị trí bất kì trên hình
vẽ.
• Surf : hiển thị các chỉ số mặt.
• Cell: hiển thị các chỉ số cell.
• Color: hiển thị màu.
18
CHƯƠNG 2. CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương
2.2.2 Sử dụng câu lệnh trong Command Prompt
Command Prompt là một cửa sổ dòng lệnh DOS chạy trên nền Windows cho phép bạn
thực hiện các dòng lệnh như trong DOS. Bên cạnh việc sử dụng Visual Editor, MCNP
còn có thể được thực thi thông qua việc nhập các lệnh thông qua việc sử dụng ứng dụng
này.
Cách thức thực thi MCNP trong Command Prompt như sau:
• Vào Start → All Programs → Accessories → Command Prompt

• Sử dụng lệnh cd để di chuyển đến ổ đĩa chứa chương trình MCNP.
Ví dụ: cd c:\mcnp (trong trường hợp thư mục mcnp nằm ở ổ đĩa d: thì ta chuyển
ổ đĩa bằng cách gõ d: và bấm enter)
• Thực thi chương trình MCNP bằng cách gõ lệnh mcnp (trong trường hợp sử dụng
chương trình MCNP5 thì gõ lệnh mcnp5)
Ví dụ: mcnp inp=file1 outp=file1o runtpe=file1r
Trong đó inp là option khai báo tên file input, oupt là tên của file output xuất ra,
runtpe là tên của file chứa các thông tin trong suốt quá trình chạy chương trình.
• Ngoài ra, ta có thể khai báo tắt bằng cách sử dụng option name
Ví dụ: mcnp name=file1, chương trình sẽ tự động chạy file file1 và tạo ra file output,
runtpe bằng cách thêm vào các kí tự ’o’, ’r’ ngay sau tên của file input (trong trường
hợp này hai file đó sẽ có tên là file1o và file1r).
• Ta có thể viết tắt tên các option bằng cách sử dụng kí tự đầu tiên.
Ví dụ: mcnp i=file1 o=file1o r=file1r hay mcnp n=file1
• Trong trường hợp chúng ta sử dụng text editor để soạn thảo, file input được tạo ra
sẽ mặc định có đuôi .txt. Trong trường hợp này ta cần chuyển thành file không có
đuôi mở rộng trước khi chạy MCNP thông qua lệnh copy hay ren.
Ví dụ: copy file1.txt file1
• Khi chạy lại file input cũ, cần xoá hoặc đổi tên các file ouput và runtpe được tạo
ra trước đó.
Để đơn giản ta có thể tạo các batch file (có đuôi .bat) để chứa các dòng lệnh thực thi
chương trình MCNP cho DOS. Cách thức thực hiện như sau:
• Mở trình soạn thảo text (notepad, wordpad).
• Gõ vào các dòng lệnh thực thi MCNP, ví dụ mcnp n=file1 ip
• Lưu lại file text dưới tên có đuôi .bat (ví dụ run_mcnp.bat) vào trong thư mục có
chứa MCNP.
19
CHƯƠNG 2. CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương
Hình 2.5: Giao diện trên nền DOS của MCNP
• Nhấp đôi chuột vào file vừa tạo để chạy chương trình, nếu muốn sửa đổi dòng lệnh

trong file, chỉ cần mở file với text editor và chỉnh sửa.
Một số option khác Bên cạnh các option khai báo input, output file, chúng ta còn sử
dụng một số option để điều khiển quá trình thực thi MCNP:
i đọc và kiểm tra lỗi trong input file.
p vẽ hình học mô tả trong input file.
x các bảng tiết diện tương tác.
r chạy bài toán vận chuyển hạt.
z vẽ các kết quả tally từ file RUNTPE hay MCTAL.
vẽ các tiết diện trong input file.
Các option này có thể được kết hợp với nhau chẳng hạn như ip (vẽ hình học và kiểm tra
lỗi trong input file), ixz (đọc input file, đọc và vẽ các tiết diện tương tác),
Ví dụ: mcnp n=file1 ip (đọc file1 và vẽ hình học mô tả trong file đó).
Cách vẽ hình học mô tả trong input Một số lệnh vẽ hình học trong MCNP
origin x y z chọn gốc toạ độ, mặc định 0 0 0
basis x
1
y
1
z
1
x
2
y
2
z
2
chọn mặt phẳng vẽ, mặc định 0 1 0 0 0 1
extent h v thang chia để vẽ, mặc định 100 100
(nếu không khai báo v thì mặc định v = h)
label s c des ghi các chỉ số lên hình vẽ

20
CHƯƠNG 2. CÁCH CÀI ĐẶT VÀ THỰC THI MCNP Đặng Nguyên Phương
Ví dụ: or 0 -2 10 (chọn gốc toạ độ để vẽ hình tại (0,-2,10), gốc toạ độ luôn nằm giữa
hình vẽ).
Hình 2.6: Đồ họa trên nền DOS của MCNP
21
Chương 3
Cấu trúc input file của MCNP
3.1 Cấu trúc của input file
Để tiến hành mô phỏng bằng chương trình MCNP, trước tiên người dùng cần phải tạo ra
một input file có chứa các thông tin cần thiết của bài toán chẳng hạn như: mô tả hình
học, vật liệu, các kết quả cần ghi nhận, các quá trình vật lý, Input file của MCNP có
thể ở hai dạng: chạy lần đầu (initiate-run) hoặc chạy tiếp tục (continue-run).
3.1.1 Initiate-run
Cấu trúc của một file input initiate-run 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, )
. . .
3.1.2 Continue-run
Cấu trúc của một file input continue-run cho MCNP như sau:
22
CHƯƠNG 3. CẤU TRÚC INPUT FILE CỦA MCNP Đặng Nguyên Phương
Tiêu đề và thông tin về input file (nếu cần)
CONTINUE

Data Cards (Mode Cards,Material Cards,Source Cards,Tally Cards, )
. . .
Lưu ý: để chạy được continue-run cần phải có hai file chính: file khởi động (tên mặc định
RUNTPE) và file input (tên mặc định INP).
3.2 Ví dụ cấu trúc input file
Hình 3.1 trình bày ví dụ cấu trúc một file input của MCNP, dòng đầu tiên trong input
file chính là dòng tiêu đề (có thể bỏ trống dòng này), tiếp theo sau đó là các thành phần
chính của file input. Trong Hình 3.1 có 3 khối (block) lớn, đó là các khối mô tả cell, surface
và data, các khối này được cách nhau bởi chính xác 1 dòng trắng (chương trình sẽ báo
lỗi nếu nhiều hơn 1 dòng trắng).
Hình 3.1: Ví dụ cấu trúc input file
Cell cards Cell là một vùng không gian được hình thành bởi các mặt biên (được định
nghĩa trong phần Surface cards). Khi một cell được xác định, vấn đề quan trọng là xác
định được giá trị của tất cả những điểm nằm trong cell tương ứng với một mặt biên.
Khi mặt (surface) được định nghĩa, nó chia không gian thành hai vùng với các giá trị
dương và âm tương ứng (xem Phần 4.1.1). Cell được hình thành bằng cách thực hiện các
23
CHƯƠNG 3. CẤU TRÚC INPUT FILE CỦA MCNP Đặng Nguyên Phương
toán tử giao (khoảng trắng), hội (:) và bù (#) các vùng không gian tạo bởi các mặt. Khi
mô tả một cell, cần phải chắc chắn rằng cell đó được bao kín bởi các mặt, nếu không
chương trình sẽ báo lỗi sai hình học.
Trong Hình 3.2, cột đầu tiên là chỉ số (tên) của cell; cột thứ hai là loại vật liệu (material)
được lấp đầy trong cell đó; cột thứ ba là mật độ của vật liệu, trong trường hợp vật liệu
là 0 (chân không) thì không cần khai báo mật độ. Cột thứ tư là định nghĩa vùng không
gian hình thành nên cell thông qua việc kết hợp các vùng không gian tạo nên bởi các
mặt, và cột cuối cùng là khai báo độ quan trọng (importance) của cell.
Chi tiết về Cell cards có thể được xem trong Phần 4.3.
Hình 3.2: Ví dụ cell cards
Surface cards được sử dụng để khai báo tất cả các mặt được sử dụng để tạo nên cell.
Cách thức khai báo mặt được mô tả trong Hình 3.3, cột đầu tiên là chỉ số mặt (tương

ứng với các chỉ số được sử dụng trong cột thứ tư ở Cell cards); cột thứ hai định nghĩa
loại mặt (mặt phẳng, mặt cầu, trụ, ellip, ); cột cuối cùng là các tham số khai báo tương
ứng với loại mặt đó.
Chi tiết về Surface cards có thể được xem trong Phần 4.1.
Hình 3.3: Ví dụ surface cards
Data cards bao gồm nhiều loại khai báo khác nhau (vật liệu, nguồn phát, chủng loại
hạt, năng lượng, ), chi tiết về các khai báo này sẽ được trình bày trong các chương sau.
24