Презентация Serpent - The Monte-Сarlo Neutron Transport сode. Серпент - Монте-Карло код Нейтронного Транспорта онлайн
На нашем сайте вы можете скачать и просмотреть онлайн доклад-презентацию на тему Serpent - The Monte-Сarlo Neutron Transport сode. Серпент - Монте-Карло код Нейтронного Транспорта абсолютно бесплатно. Урок-презентация на эту тему содержит всего 203 слайда. Все материалы созданы в программе PowerPoint и имеют формат ppt или же pptx. Материалы и темы для презентаций взяты из открытых источников и загружены их авторами, за качество и достоверность информации в них администрация сайта не отвечает, все права принадлежат их создателям. Если вы нашли то, что искали, отблагодарите авторов - поделитесь ссылкой в социальных сетях, а наш сайт добавьте в закладки.
Презентации » Физика » Serpent - The Monte-Сarlo Neutron Transport сode. Серпент - Монте-Карло код Нейтронного Транспорта
Оцените!
Оцените презентацию от 1 до 5 баллов!
- Тип файла:ppt / pptx (powerpoint)
- Всего слайдов:203 слайда
- Для класса:1,2,3,4,5,6,7,8,9,10,11
- Размер файла:9.11 MB
- Просмотров:96
- Скачиваний:1
- Автор:неизвестен
Слайды и текст к этой презентации:
№2 слайд
![SERPENT OVERVIEW Программный](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img1.jpg)
Содержание слайда: SERPENT OVERVIEW
Программный комплекс Serpent написан на стандартном языке C. В основном комплекс предназначен для операционной системы Linux, но он также был собран и испытан в MAC OS X и некоторых машинах UNIX. Метод Монте-Карло является ресурсоемким методом расчета, и чистая вычислительная мощность напрямую влияет на общее время расчета. Следует принимать во внимание, что объединенная энергетическая сетка (см. ниже), используемая в Serpent, требует больше компьютерной памяти по сравнению с другими комплексами Монте-Карло, использующими непрерывную зависимость сечений от энергии. Одного гигабайта оперативной памяти достаточно для стационарных расчетов, как минимум 3 Гб рекомендуется для расчетов выгорания. Для учета большого количества осколков может потребоваться больше 10 Гб оперативной памяти.
№60 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img59.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
При энергии Ei эта функция имеет максимум. Кроме того ее можно характеризовать высотой и шириной на половине высоты.
Комбинацией двух функций можно задать перекос.
С помощью таких функций можно достаточно точно описать резонансы, наблюдающиеся в сечениях.
Резонансы наблюдаются в сечении деления, сечении радиационного захвата, сечении упругого рассеяния и, как следствие, в полном сечении.
Из физики следует, что
=
№61 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img60.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
Для полного сечения - есть высота i-го резонанса, Ei – его положение на энергетической шкале, а - его резонансная ширина на половине высоты.
, , - называются парсциальными ширинами.
Нейтронная ширина оказывается зависящей от энергии, как
где - приведенная нейтронная ширина.
Отношения , , - характеризуют вероятности
соответствующих реакций при поглощении нейтрона.
Величину можно записать в виде
где k – волновое число.
Здесь - т.н. параметр рассеяния или фазовый сдвиг.
№62 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img61.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
Величину часто записывают в виде
где для s-нейтронов (нейтронов с моментом количества движения l=0) g=(2J+1)/(2(2I+1)), I – спин ядра-мишени, J – спин i-го резонанса.
Для нейтронов с l 0 в появляется множитель (2l+1), вместо записывается и
Чтобы получить сечение для каждого возможного l при энергии E мы должны просуммировать вклад от всех возможных резонансов, соответствующих этому l, по приведенным выше формулам и затем просуммировать полученные таким образом значения.
№63 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img62.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
Мы рассмотрели простейшие представления нейтронных сечений в резонансной области энергий, соответствующие т.н. одноуровневому подходу Брейта-Вигнера. В настоящее время используются более сложные модели, учитывающие взаимодействие между различными резонансами (резонансная интерференция), такие, как многоуровневый подход Брейта-Вигнера (в основном для не делящихся ядер) и подход Рейха-Мура (для делящихся ядер). Однако, являясь значительно более сложными с точки зрения расчетной реализации, все они используют ширины отдельных резонансов и энергии, описывающие их положение на энергетической шкале.
Распределение вторичных частиц (например, нейтронов), возникающих в ряде реакций (например при упругом и неупругом рассеянии) по углам вылета и энергиям мы рассмотрим ниже.
№64 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img63.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
Кроме области энергий, в которой резонансные параметры могут быть определены с использованием экспериментальных данных (т.н. область разрешенных резонансов) существует область энергий, в которой резонансы хотя и существуют, но перекрываются, и их параметры не могут быть определены (область неразрешенных резонансов), которая соответствует более высоким энергиям.
В этом случае используется статистический подход.
№65 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img64.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
Приведенная нейтронная ширина , делительная и радиационная ширины: и для резонансов с одним спином могут значительно отличаться, однако отношения , , для некоторого интервала энергий подчиняются статистическому распределению (их можно рассматривать, как случайные величины), называемому распределением Портера-Томаса: вероятность Pn(x)dx того, что x будет лежать между x и x+dx есть
Г(n/2) - гамма-функция.
№68 слайд
![Нейтронные сечения в](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img67.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения в резонансной области
Допплеровское уширение резонансов
В формуле для брейт-вигнеровского представления сечений входит энергия налетающего нейтрона. Она рассматривается относительно ядра. Однако проблема состоит в том, что при любой температуры среды, кроме абсолютного нуля, ядра среды колеблются хаотически и эта энергия не может быть определена. Для расчета сечений в этом случае также применяется статистический подход.
Если скорость нейтрона в лабораторной системе есть , а случайная скорость ядра в той же системе есть , то скорость нейтрона относительно ядра есть .
Распределения ядер по скоростям можно записать с помощью распределения Максвелла:
Тогда сечение реакции типа x, как функция энергии в лабораторной системе может быть определена как свертка:
Этот интеграл может быть рассчитан численно для любой температуры T.
Характеристикой “силы” допплеровского уширения резонанса служит т.н. допплеровская ширина, которая тем больше, чем больше энергия и температура и чем меньше массовое число A:
№69 слайд
![Нейтронные сечения Описание](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img68.jpg)
Содержание слайда: Нейтронные сечения
Описание распределений продуктов реакции по энергии и углам.
В большинстве случаев приводится дважды дифференциальное сечение испускаемой частиц в единицах барн/эВ-стерадиан.
где μ – косинус угла испускания (косинус угла между направлением налетающей частицы - и испускаемой - )
E – энергия налетающей частицы,
E′ - энергия испускаемой частицы,
- сечение реакции, например, сечение упругого или (n,2n)
y(E) - выход или множественность испускаемой частицы,
f(μ,E,E′) - нормированная функция распределения в единицах – плотность вероятности на эВ конечной энергии и на стерадиан.
№71 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img70.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Система ENDF была разработана для хранения, обновления и переработки оцененных ядерных данных при их использовании в инженерных расчетах.
Система ENDF логически разделяется на форматы и процедуры. Форматы описывают, как данные расположены в библиотеках оцененных ядерных данных, и приводят формулы, необходимые для получения физических величин, таких как сечения и угловые распределения по параметрам, содержащимся в библиотеке на основании именно этих данных. Процедуры это жесткие правила, которые определяют, какой тип данных должен быть включен, какой формат может быть использован в определенных условиях и расчетах и т.д.
Оценка это процесс анализа экспериментально измеренных сечений совместно с расчетными предсказаниями на основе ядерных моделей с целью определить истинную величину сечения. Параметризация и представление данных в табличной форме образует набор оцененных данных. Если имеется письменное описание формированя определенного набора данных на основе исходных данных, то набор данных относят к документированной оценке. Обычно говорят, что оцененные данные записаны в библиотеке оцененных нейтронных данных в формате ENDF. В настоящее время используется формат ENDF/B.
№72 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img71.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Библиотека ENDF/B содержит рекомендованные оценки для каждого материала. Каждый материал описан так полно, как это возможно; однако, полнота зависит от определенного приложения. Библиотеки в системе ENDF/B создаются в различных странах. Так в США библиотеки называются ENDF/B-xx.yy. xx - номер библиотеки (последние версии 6 и 7), yy - номер ревизии. В Европе - JEFF-xx.yy, в Японии JENDL-xx.yy, в Росии BROND-xx.yy, ROSFOND-xx.yy.
Наборы данных ENDF/B выпускаются или заменяются только после тщательного пересмотра и тестировки. Это позволяет использовать их как стандартные справочные данные во время существования определенной версии ENDF/B.
Если пользователь заинтересован в выполнении расчетов по реакторной физике или проведении анализа защиты, ему потребуется оцененные данные всех нейтронных реакций, охватывающих всю область энергий налетающих нейтронов для каждого материала в системе, которую он анализирует. Пользователь ожидает, что файлы будут содержать угловые и энергетические распределения вторичных нейтронов. Для другого расчета, пользователю может потребоваться только второстепенные изотопы для определения активации, и он был бы удовлетворен оценкой, которая содержит только сечения.
№73 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img72.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Однажды подготовленные в формате ENDF наборы оцененных данных могут преобразовываться в формы, пригодные для тестировки и непосредственных приложений с помощью обрабатывающих программ.
Все оценки ENDF/B проходят по крайней мере некоторое тестирование перед выпуском в качестве части библиотеки. Тестирование первого этапа использует набор служебных программ для проверки правильности занесения данных в оценку. Тестирование второго этапа использует результаты расчетов имеющихся тестовых бенчмарков для оценки соответствия оценки реальным приложениям. Процесс проверки и тестирования являются важной частью системы ENDF.
№74 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img73.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Итак, библиотеки в формате ENDF представляют собой набор документированных оценок данных, хранимых в определенном машиночитаемом формате, и которые могут использоваться в качестве входных данных для кодов обработки ядерных данных. Формат ENDF использует 80-символьные записи. Записи объединены в более крупные логические единицы, такие как “material”, “file” и “section”.
№75 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img74.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
"Material" может представлять собой один нуклид, природный элемент, содержащий несколько изотопов, либо смесь из нескольких элементов (молекулы и т.д.). Один изотоп может находиться в основном состоянии или возбужденном (или изомерном) состоянии. Каждому материалу в библиотеке ENDF присваивается уникальный идентификационный номер, обозначаемый символом "MAT", который может имет значения от 1 до 9999 (например, MAT = 9228 для U-235).
№77 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img76.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
MF (НЕ ВСЕ)
1 Общая информация
2 Данные по резонансным параметрам
3 Сечения реакций
4 Угловые распределения для вылетающих частиц
5 Энергетические распределения для вылетающих частиц
6 Энерго-угловые распределения для вылетающих частиц
7 Закон рассеяния тепловых нейтронов с учетом термализации
8 Распадные данные и выходы продуктов деления
№79 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img78.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Библиотеки могут создаваться для различных целей и в различных исследовательских центрах. Они имеют различные номера - NLIB.
NLIB
0 ENDF/B - United States Evaluated Nuclear Data File
1 ENDF/A - United States Evaluated Nuclear Data File (formerly version)
2 JEFF - NEA Joint Evaluated Fission and Fusion File (formerly JEF)
3 EFF - European Fusion File (now part of JEFF)
4 ENDF/B High Energy File
5 CENDL - China Evaluated Nuclear Data Library
6 JENDL - Japan Evaluated Nuclear Data Library
31 INDL/V - IAEA Evaluated Neutron Data Library
32 INDL/A - IAEA Nuclear Data Activation Library
33 FENDL - IAEA Fusion Evaluated Nuclear Data Library
34 IRDF - IAEA International Reactor Dosimetry File
35 BROND - Russian Evaluated Nuclear Data File (IAEA version)
41 BROND - Russian Evaluated Nuclear Data File (national version)
№82 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img81.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Единицы ENDF
Величина Единица
Энергии электрон-вольты (eV)
Углы безразмерный косинус
Сечения барны
Температуры Кельвин
Массы в единицах массы нейтрона
Угловые распределения вероятность на косинус
Энергетические распределения вероятность на эВ
Энерго-угловые распределения вероятность на косинус на эВ
Период полураспада секунды
№83 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img82.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Первая запись каждого раздела (секции, файла, материала) содержит величину ZA, который идентифицирует конкретный материал.
ZA строится таким образом
ZA = 1000 × Z + A,
где Z- атомный номер и А- массовое число для материала. Если материал представляет собой элемент, содержащий два или более естественных изотопов (природный Fe, например), А принимается равным 0,0.
Например,
для U-235 ZA = 1000 × 92 +235 = 92235
для естественного Fe ZA = 26000.
№106 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img105.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Для некоторых типов реакций (упругое и неупругое рассеяние, (n,2n), (n,3n) и т.д.) необходимо задавать распределение вторичных продуктов (например, нейтронов) по энергиям и углам.
σ(μ,E,E′) = σ(E) y(E) f(μ,E,E′)/2π
E начальная энергия,
E′ вторичная энергия,
σ(E) сечение взаимодействия (File 3),
y множественность (например, 2 для (n,2n))
f(μ,E,E′) нормализованная функция распределения по энергиям и углам.
№107 слайд
![Библиотеки оцененных ядерных](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img106.jpg)
Содержание слайда: Библиотеки оцененных ядерных данных
Рассмотрим простой случай,когда функция распределения может быть представлена как произведение двух функций распределения
f(μ,E,E′) = f(μ,E,)g(E,E′), где
f(μ,E,) дает нам угловое распределение для определенной начальной энергии E для вторичных нейтронов (File 4)
g(E,E′) дает распределение для E′ для определенной энергии E для вторичных нейтронов (File 5)
Рассмотрим, как мы можем представить распределение ддля вторичной энергии E′ для определенной первичной энергии E: g(E,E′) (File 5)
№120 слайд
![Уравнение переноса нейтронов](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img119.jpg)
Содержание слайда: Уравнение переноса нейтронов
Основой для математического описания процессов, протекающих в ядерном реакторе, является т.н. уравнение Больцмана, которое в физике реакторов обычно называется уравнением переноса нейтронов. Вообще говоря, это нестационарное уравнение, но мы будем рассматривать условно-критическую задачу. Тогда уравнение переноса нейтронов для такой задачи может быть записано в виде:
№138 слайд
![Учет энергетической](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img137.jpg)
Содержание слайда: Учет энергетической зависимости плотности потока нейтронов
Зависимость плотности потока нейтронов от энергии носит сложный характер и заранее неизвестна. Эта зависимость, однако должна быть каким-то образом учтена, т.к. плотность потока нейтронов напрямую входит в формулы для расчета многогрупповых сечений. Рассмотрим подход, позволяющий достаточно корректно учитывать эту зависимость.
Для бесконечной среды плотность потока нейтронов не зависит от пространственной переменной. Будем также предполагать, что существует только упругое рассеяние нейтронов. Рассмотрим среду, состоящую из замедлителя с сечением независящим от энергии ( ) и поглотителя, сечение которого зависит от энергии
( ). Полное сечение ( ).
№141 слайд
![Учет энергетической](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img140.jpg)
Содержание слайда: Учет энергетической зависимости плотности потока нейтронов
Тогда основной вклад в интеграл дают энергии, далекие от рассматриваемого резонанса, так что поток несущественно возмущается этим резонансом. Это – приближение узкого резонанса (NR). Будем использовать это приближение. Тогда полагаем т.е. вклад резонанса не включается в интеграл рассеяния на поглотителе. Подставим асимптотическое значение потока (спектр Ферми) в уравнение замедления.
№148 слайд
![Учет энергетической](/documents_6/f705abb1be59e5b50b986af011cdbf1e/img147.jpg)
Содержание слайда: Учет энергетической зависимости плотности потока нейтронов
Если в нет резонансов, то получается такой же результат, т.к. const.
Все остается справедливым, если в интервал интегрирования содержит несколько резонансов. Вместо асимптотического потока 1/E часто рассматривается более общая функция C(E) (т.е. в формулах вместо dE/E появится C(E)dE.
Скачать все slide презентации Serpent - The Monte-Сarlo Neutron Transport сode. Серпент - Монте-Карло код Нейтронного Транспорта одним архивом:
Похожие презентации
-
Метод Монте-Карло Численный метод для нахождения площадей фигур Составила: Антонова Е. П. 2009г.
-
Моделирование электрофизических свойств gaas методом монте-карло
-
Применение метода монте-карло для моделирования теплопроводящих свойств композиционных материалов
-
Выполнила: Парфенова Анна, 11«А» Преподаватель: Кодяшкина Ирина Николаевна
-
БИОФИЗИКА КЛЕТКИ Лекция 1. Транспорт веществ через биологические мембраны
-
Теплотехника 190603 Сервис транспортных и технологических машин и оборудования (Автомобильный транспорт) Презентация учебного
-
По физике Транспорт будущего
-
История развития железнодорожного транспорта
-
Synthetic-Aperture Radar (SAR) Image Formation Processing
-
Thermometers