Lý thuyết vận chuyển neutron trong thiết kế howiter nước

Luồng, mật độ và dòng neutron

Khi tích phân luồng vi phân F(r, , E) theo năng lượng, ta thu được vector luồng F(r, ) là số neutron trong một giây trong một đơn vị góc đặc cắt bề mặt diện tích 1 cm2 đặt vuông góc với. Phương trình vi tích phân với 7 biến số độc lập này (ba biến cho không gian, hai biến cho hướng chuyển động , hai biến còn lại cho năng lượng và thời gian) được gọi là phương trình vận chuyển tổng quát – hay còn gọi là phương trình Bolzman.

Dạng tích phân của phương trình vận chuyển

Đây là phương trình mô tả khuyếch tán neutron đơn năng trong môi trường dừng mà va chạm không làm thay đổi năng lượng. Một trong những trường hợp riêng quan trọng là khi không có sự phụ thuộc không gian và thời gian. Phương trình (1.23) mô tả quá trình làm chậm neutron trong môi trường vô hạn với nguồn phân bố đều.

Nếu môi trường tán xạ là vô hạn thì ngưỡng tích phân là vô hạn; trong trường hợp kích thước môi trường là hữu hạn thì ngưỡng trên của tích phân là Rmax - khi đó đường thẳng r - R đạt tới mặt phẳng. Nếu như chúng ta giả thiết rằng tán xạ của neutron là đẳng hướng trong hệ toạ độ phòng thí nghiệm tức là s(’) =. Phương trình này không chứa biến toạ độ  nên trong nhiều trường hợp thực tế, giải nó dễ hơn phương trình vận chuyển tổng quát.

Cơ sở lý thuyết

Trong một lò phản ứng hạt nhân, các đại lượng vật lý này ảnh hưởng lớn đến các đặc trưng tới hạn và động học của lò phản ứng hạt nhân. Xác định các đại lượng này bằng thực nghiệm và tính toán là một bài toán vật lý lò phản ứng hạt nhân.

Phương pháp xác định độ dài làm chậm

Khi vẽ phương trình số (1.37) theo thang loga tự nhiên, chúng ta thu được đồ thị sự phụ thuộc của tích. Bằng cách đo thực nghiệm phân bố thông lượng neutron trên nhiệt Ф1 xung quanh một nguồn điểm r, tính giá trị của tích 1r, dựng đường cong (1.37) và xác định hệ số góc của đường thẳng như trong hình vẽ trên, đại lượng độ dài khuếch tán LS có thể được xác định.

Phương pháp Monte Carlo 1. Giới thiệu về mô phỏng

Phương pháp Monte Carlo là kỹ thuật định hướng máy tính, điểm nổi bật nhất là tất cả các quá trình vật lý của hạt thực được mô phỏng đầy đủ bằng "hạt mô hình". Hiện nay, phương pháp Monte Carlo đã được chứng tỏ là công cụ mạnh mẽ và linh hoạt để tính toán quá trình vận chuyển của hạt thực, nó được sử dụng rộng rãi trong nghiên cứu lò phản ứng và thiết kế che chắn nguồn bức xạ, đó là những công việc mà không thể được mô tả một cách thỏa đáng bằng những kỹ thuật toán học khác. Về nguyên tắc, phương pháp Monte Carlo chính là việc thực hiện các vấn đề thực nghiệm trên máy tính bằng việc mô phỏng các quá trình vật lý thực tế có liên quan đến các tính chất của hạt thực.

Sự mô phỏng các quá trình vật lý bằng phương pháp Monte Carlo xuất phát từ việc sử dụng các số ngẫu nhiên để xác định kết quả của sự kiện ngẫu nhiên kế tiếp. Phương pháp Monte Carlo cho phép xây dựng một chuỗi các quá trình tương tác của hạt bằng cách sử dụng kỹ thuật lấy mẫu ngẫu nhiên cùng với các quy luật xác suất có thể mô tả tất cả các tính chất của một hạt thực và quá trình hạt đi lại ngẫu nhiên trong môi trường vật chất. Quá trình tương tác của một "hạt mụ hỡnh" được theo dừi cho đến khi thụng tin về hạt ớt hơn giới hạn cho phộp, khi đú quỏ trình sống của hạt được xem như kết thúc.

Việc tính toán bằng phương pháp Monte Carlo cho phép chỉ ra sự khác nhau giữa lý thuyết và thực nghiệm vì lẽ tốc độ ghi nhận của máy tính nói chung là thấp so với quá trình đo đạc thực tế. – Phương pháp không tương tự: thường được sử dụng để cải thiện hiệu quả thống kê, do đó, phương pháp này cho phép rút gọn đáng kể sai số thống kê của phương pháp Monte Carlo xung quanh giá trị trung bình. Tuy nhiên, đối với phương pháp không tương tự, các "hạt mô hình" thường khó đồng nhất với các hạt thực, vì thế cần phải có một chương trình máy tính hoàn thiện để phù hợp với trực giác vật lý của chúng ta.

Chương trình MCNP 1. Giới thiệu

MCNP4A được công bố năm 1993 với các nét 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) làm việc khoa học. Trong vài năm gần đây các tính toán bằng phần mềm mô phỏng MCNP đã được triển khai ở Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Trung tâm Nghiên cứu &Triển khai Công nghệ Bức xạ thành phố HCM, Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam… Những tính toán này chủ yếu là các tính toán tới hạn lò phản ứng và các phân bố trường liều bức xạ. Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu là các đánh giá từ hệ các số liệu hạt nhân ENDF, thư viện các số liệu hạt nhân ENDL và các thu thập thư viện kích hoạt ACTL từ Livemore, các đánh giá từ nhóm khoa học hạt nhân.

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). Nhiều bảng đối với đồng vị đơn lẻ chủ yếu được cung cấp từ các số liệu đã được rút ra từ các đánh giá khác nhau, các chế độ nhiệt khác nhau và các dung sai xử lý khác nhau. 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.

Các đánh giá MCNP được chuẩn hóa theo hạt xuất phát và được in ra trong tệp đầu ra cùng với số thứ hai R – sai số tương đối được xác định như một độ lệch chuẩn của trung bình, Sx chia cho trung bình được đánh giá x. Những đại lượng này được tính sau mỗi lịch sử Monte-Carlo kết thúc với chú ý đến thực tế là các đóng góp khác nhau vào đánh giá từ cùng một lịch sử có tương quan khác nhau. Do đó, các kết quả Monte-Carlo là trung bình nào đó của các đóng góp từ nhiều lịch sử được lựa chọn ngẫu nhiên trong quá trình mô phỏng bài toán với các sai số phản ánh các khoảng tin cậy.