Papadakis, Sergio M. (2010) Desarrollo de un código de cálculo basado en el Método de Monte Carlo orientado a la realización de correcciones de experimentos neutrónicos / Development of Monte Carlo calculation code designed to perform corrections in neutron scattering experiments. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 2273Kb |
Resumen en español
En el presente trabajo de proyecto integrador se presenta el desarrollo de una herramienta de cálculo numérico orientada a la corrección de resultados de experimentos neutrónicos. Su propósito es ser aplicada en experimentos desarrollados en el laboratorio de Neutrones y Reactores del Centro Atómico Bariloche que hagan uso de la técnica eVS (electron Volt Spectroscopy). En base a un esquema del tipo Monte Carlo se escribió un código de programación versátil en el lenguaje FORTRAN 90 adaptable a diferentes situaciones experimentales. El mismo describe las interacciones de scattering de neutrones obteniéndose como resultado los datos necesarios para calcular factores de corrección aplicables a dichos experimentos. La herramienta tiene como objetivo ser un código abierto, fácilmente modificable y adaptable para resolver otro tipos de problemas neutrónicos en una amplia variedad de geometrías. El código generado consta de un manual que permite al usuario utilizar el programa sin tener que intervenir en el código fuente. En el transcurso del trabajo se pudo validar el código generado con experimentos realizados en el Laboratorio de Neutrones y Reactores del Centro Atómico Bariloche. Se analizaron diferentes geometrías y materiales de muestras. En el primer capítulo de este proyecto integrador se realiza una breve descripción de la teoría de la interacción de neutrones con la materia. Se enuncian los modelos de scattering utilizados en el código de cálculo para modelar la interacción de los neutrones con el sistema dispersor (Modelo de Gas Ideal y Modelo Sintético). Por último se realiza una breve descripción de la ecuación de transporte llevándola a su forma integral. En el capítulo dos se realiza una breve descripción de los métodos de generación de números aleatorios y de la teoría general de Monte Carlo. Más adelante el capítulo se centra en la aplicación del esquema de Monte Carlo a la resolución de problemas neutrónicos. Finalmente se detalla el método de reducción de varianza utilizado en el programa. En el capítulo tres se detalla el funcionamiento básico del código de programación generado a través de la descripción de la rutina central del mismo. Se describe cada etapa del seguimiento de historias de neutrones en la muestra utilizado por el programa. Por último se detalla el mecanismo de conteo de neutrones en los detectores modelados con el programa. En el capítulo cuatro se describe un experimento realizado en el laboratorio de neutrones y reactores del CAB con el propósito de obtener resultados para validar el programa. Se detallan todas las mediciones realizadas para la caracterización del dispositivo experimental y sus resultados. Entre las mediciones se encuentran la de medición de espectro incidente, medición de distancias efectivas de vuelo, medición de tiempo muerto de los detectores y su electrónica, tiempo de retardo electrónico, y background. En el capítulo cinco se presentan los resultados de las mediciones realizadas para las distintas muestras y la comparación con los resultados obtenidos utilizando el programa. Finalmente se presentan las conclusiones generales del trabajo. En el apéndice se encuentra el manual del usuario para el programa desarrollado. En el mismo se describen las sintaxis necesarias para la correcta escritura de los archivos de entrada.
Resumen en inglés
In this work, we present a simulation code devised to perform corrections in neutron scattering experiments. The code is devoted to correct experiments carried out at the eVs (electron Volt Spectroscopy) spectrometer recently built at the laboratory of Neutrons and Reactors of Centro Atómico Bariloche. The simulation program, based on the Monte Carlo method was written in FORTRAN 90. The code is adaptable to deal with a large number of experimental situations. Its output provides the necessary data to construct the correction factors (i.e. multiple scattering, beam attenuation and detector efficiency) that must be applied to the experimental data from a neutron scattering experiment. The tool is intended to be an open source code, easy modifiable and adaptable to solve different types of neutron problems in a large variety of geometries. The program code is presented with its user manual, what allows the user to run it without having to intervene in the source code. The code was validated with experiments performed at the laboratory of Neutrons and Reactors (Centro Atómico Bariloche). To this end, we devised samples composed by different materials and configurated in different geometries. In the first chapter we present a brief description of the neutron scattering theory. The scattering models employed in the code (i.e Ideal Gas Model and Synthetic Model) are depicted. Finally, a brief description of the transport equation is made and its integral form is derived. At the beginning of chapter two a brief description of the methods to generate random numbers and the general Monte Carlo theory is outlined. Afterwards, the chapter focuses on the application of the Monte Carlo scheme to solve neutron interaction problems. Finally, it details the variance reduction technique used in the program. Chapter three describes the program’s main routine necessary to understand its basic operation. Also detailed, are the basic models used by the program (such as randomly drawing a neutron from the source, obtaining the distance to the next collision, and obtaining the result of a collision). Finally, it details the scoring procedure to calculate the detected neutrons. Chapter four describes the experiments carried out to compare and validate numerical results. It details the characterization of the experimental setup and its results. The measurements include measuring the incident spectrum, the effective flight distances, the dead time of detectors and their electronics, the electronic delay time, and the background. Chapter five presents the results of the measurements and its comparison with the numerical results. Finally, the general conclusions of the work are presented. In the appendix we present the users manual. It describes the syntax required to write the input files of the Monte Carlo code.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Monte Carlo Method; Método de Monte Carlo; Numerical data; Datos numéricos; Programming; Programación; FORTRAN; Neutrons; Neutrones; Scattering; Dispersión; Neutron spectroscopy; Espectroscopia de neutrones |
| Referencias: | [1] G. L. Squires, Introduction to the theory of thermal neutron scattering, Cambridge, 1978. [2] J. Dawidowski, Correcciones por inelasticidad y scattering múltiple en experimentos de dispersión de neutrones, Tesis Doctoral, Instituto Balseiro, UNCuyo-CNEA, 1993. [3] P. A. Egelstaff, M. J. Poole, Experimental neutron thermalization, Pergamon, Oxford, 1969. [4] D. E. Parks, M. S. Nelkin, J. R. Beyster, N. F.Wikner, Slow neutron scattering and thermalization,W. A. Benjamin, INC.,New York, 1970. [5] J. R. Granada, Slow-neutron scattering by molecular gases: A synthetic scattering function, Phys. Rev. B 31, 4167 (1985). [6] E. E. Lewis,W. F. Miller, Jr. , Computational Methods of Neotron Transport, JohnWiley & Sons, Northwestern University, 1984. [7] Bischoff, Frank. G., Ph. D., " Generalized Monte Carlo methods for multiple scattering problems in neutron and reactor phisics", Rensselaer Polytechnic Institute, Troy, New York, 1969 [8] Hwei P. Hsu, Theory and Problems of Probability, Random Variables, and Random Processes, McGraw-Hill, 1997. [9] Drawbaugh, D. W., "On the Solution of Transport Problems by Conditional Monte Carlo" , NSE 9, 185 (1968) [10] Luis A. Rodríguez Palomino, J. J. Blostein, J. Dawidowski, G.J. Cuello, Enhanced plastic neutron shielding for thermal and epithermical neutrons, 2008 JINST 3 P06005 [11] Luis A. Rodríguez Palomino, Desarrollo en técnicas neutrónicas aplicadas al estudio de la materia condensada. Tesis Doctoral, Instituto Balseiro, UNCuyo-CNEA, 2009. [12] Glenn F. Knoll, Radiation Detection and Measurement, U. S. A., 1979. [13] S. F. Mughabghab, M. Divadeenam, N. E. Holden, Neutron Cross Sections, Vol 1, Brookhaven national Laboratory, New York, 1981. [14] J. J. Blostein, Estudio de la dinámica de la materia condensada a través de la técnica de Dispersión Inelástica Profunda de Neutrones. Tesis Doctoral, Instituto Balseiro, UNCuyo-CNEA, 2004. [15] ENDF/B-VI, IAEA Nuclear Data Section, 1997, http://wwwnaweb. iaea.org/napc/nd/index.html. [16] G.J. Cuello, J.R. Santisteban, R.E. Mayer, J.R. Granada, Total neutron cross section of Teflon between 0.00038 and 590 eV , Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, A357,519-523, (1995) [17] J.R. Granada, J. Dawidowski, R.E. Mayer, V. H. Gillette , Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, A261, 573 (1987). |
| Materias: | Física > Física-modelos matemáticos Física > Física nuclear |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de neutrones |
| Código ID: | 269 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 30 May 2011 14:57 |
| Última Modificación: | 30 May 2011 14:58 |
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