Учебное пособие по курсу Ядерная безопасность для студентов, обучающихся по направлению Ядерная энергетика и теплофизика
 Скачать 5.76 Mb.
|
8.4 Метод Монте-КарлоРассмотренная выше процедура решения уравнения переноса относится к так называемым детерминистическим методам решения. Кроме этих методов развивалось также направление, называемое методом Монте-Карло.  В методе Монте-Карло рассматривается ряд историй частицы. Прослеживается судьба каждой частицы в ходе последовательных столкновений. Место каждого столкновения, тип взаимодействия, направление движения и энергия частицы выбираются каждый раз с помощью генератора случайных чисел.Рассмотрим, например, рождение и начало движения частицы. Генератор случайных чисел выдает число 1 из интервала 0 ≤ 1 ≤ 1. Предположим частица рождается в точке О – начале координат. С помощью 1 определяется значение азимутального угла  Генерируется 2-е случайное число 0 ≤ 2 ≤ 1 С помощью этого числа определяется полярный угол или его косинус = cos, = 22 – 1 -1 ≤ ≤ 1 Углами и определяется направления движения частицы  .Далее определяется вероятность того, что, двигаясь в направлении вдоль прямой, частица пройдет участок S без взаимодействия и испытает 1-е взаимодействие на интервале dS вблизи S.Вероятность такого события может быть записана  Генерируется 3-е случайное число 0 ≤ 3 ≤ 1 Определяется   Таким образом определяется часть истории частицы от рождения до 1-го столкновения. Затем рассмотрение продолжается до исчезновения частицы в результате поглощения или вылета за пределы системы. Кратко описанная выше процедура решения задачи переноса частиц методом Монте-Карло реализована в специальных программах для компьютера. Наиболее известные программы (для нас): MCU – разработка Курчатовского института; MCNP – разработка Los Alamos National Laboratory (LANL) США. За разработкой таких программ стоит труд нескольких десятков сотрудников в течение нескольких десятков лет. Т.е. разработка – достаточно сложна. Однако и пользование такой программой требует высокой квалификации. В основе программы лежит библиотека сечений взаимодействия частиц с веществом. Эта библиотека, в свою очередь, базируется на файлах оцененных ядерных данных, в которых содержатся результаты многочисленных экспериментов по измерению сечений для всех известных нуклидов, иногда расчетные данные по сечениям на основе различных моделей. Наиболее известные файлы: ENDF/B – 4, 5, 6, 7, 8 – США, ROSFOND – Россия, JEF – Европа, JENDL – Япония, CENDL – Китай. Вопросы по теме: Защита от гамма-излучения и от нейтронов. Главы 6 – 8.1.Связь дозы и потока гамма-квантов. Коэффициент поглощения. 2. Связь дозы и кермы гамма излучения. Электронное равновесие. 3.Керма постоянная и керма - эквивалент радионуклидного источника. 4. Гамма постоянная и радиевый гамма-эквивалент радионуклидного источника. 5.Закон ослабления узкого пучка. 6 . Поле излучения точечного источника без защиты и с защитой. 7. Закон ослабления широкого пучка. Факторы накопления. 8. Кратность ослабления. Универсальные таблицы для расчета защиты от гамма излучения. 9. Радионуклидные источники нейтронов. Источники на основе ускорителей. Источники нейтронов деления. Спектр нейтронов деления. 10. Метод длин релаксации. 11.Сечение выведения. 12. Коэффициенты накопления подпороговых нейтронов. 13. Вторичное гамма излучение в защите. 14.Альбедо. 15. Уравнение переноса нейтронов. 16. Многогрупповое представление. 17. Метод дискретных направлений для решения одногруппового уравнения переноса. 18. Метод Монте-Карло. |