سطح مقطع عناصر مختلف معمولا از راه آزمايش و توسط فيزيكدانان هسته اي توليد مي گردند یا براساس مدل های هسته ای بوجود می آیند. سطح مقطع توليد شده توسط فيزيكدانان تجربي معمولا در فايل هايي به نام ENDF ها ذخيره مي گردند. ENDF برگرفته از عبارت Evaluated Nuclear Data File گرفته شده است.
اين سطوح مقاطع براي عناصر مختلف ، در دماها و انرژي هاي مختلف و براي ذرات فرودي متفاوت مانند نوترون ، پروتون و گاما در اين فايل وجود دارند.
البته به جزء موارد بالا ، پارامترهاي ديگري همچون زاويه پراكندگي ، پارامترهاي رزونانس و . . . . نيز در اين فايل وجود دارد اما سطوح مقاطع بدست آمده توسط فيزيكدانان تجربي ، مستقيما نمي توانند توسط مهندسين هسته اي در كدهاي كامپيوتري به كار برده شوند.
به طور كلي هر گونه مقداري كه براي سطوح مقاطع عناصر مختلف در آزمايشگاههاي معتبر دنيا بدست مي آيد ، در اين فايل ذخيره مي گردد. اين فايل شامل داده هاي كامل و ناكامل براي ايزوتوپهاي مختلف مي باشد كه برخي از اين داده ها ممكن است اصلا تست نيز نشده باشند. به عنوان مثال شايد براي يك ايزوتوپ چندين سطح مقطع شكافت متفاوت در اين فايل ذخيره شده باشد البته لازم به ذكر است كه اين فايل شامل داده ها يا سطوح مقاطع توليدي در آزمايشگاههاي كوچك و غير معتبر كه شايد نتايج خيلي دور از انتظاري نيز توليد كنند ، نمي باشند.
اين فايل شامل داده هاي يكتا و كاملي براي سطوح مقاطع هسته ها مي باشد و در حقيقت ارزشيابي شده فايل ENDF/A است و با كمي پردازش ، قابل استفاده براي مهندسين و طراحان راكتور خواهد بود. در اين فايل سطوح مقاطع عناصر مختلف براي واكنش هاي مختلف از انرژي [1]0E-5 ev تا 20 Mev ذخيره شده است.
در اين فايل ، سطوح مقاطع عناصر مختلف به صورت يك تابع منفصل برحسب انرژي ذخيره شده اند (σX (E كه انديس X نشاندهنده نوع واكنش است البته در اين فايل طريقه ميانيابي بين نقاط نيز وجود دارد. بدين ترتيب در اين فايل تعداد سطوح مقاطع در انرژي هاي مختلف بسيار زياد است. ما معمولا در محاسبـات هستـه اي احتياج به سطوح مقاطع عناصر بر حسب گروههاي انرژي (Eg ) داريم كه آنـها را بـا σ Xj (g نمـايـش داده و در كتـابـخانـه هايي به نام Nuclear Data Library ذخيره مي نماييم. سطوح مقاطع در هر گروه انرژي داراي مقدار ثابتي مي باشند. معمولا براي رسيدن از فايل به كتابخانه لازم است كه بعد از ميانيابي بين نقاط ، سطوح مقاطع را در تعداد گروههاي انرژي مورد نظر Collapse نماييم.
2020/03 New library: TENDL-2019 TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2019
2020/02 Software: presenting cross sections (MF3) with uncertainties and covariances (MF33) in JSON. Examples:[1] [2] [3] [4]
2019/06 New library: IRDFF-II International Reactor Dosimetry and Fusion File, IAEA 2019
2018/12 New and updated libraries:
1) MINKS-ACT, Minsk Actinides Library (Maslov et al.), 2011
2) IAEA/PD-1999, IAEA Photonuclear Data Library, 1999
2018/04 New library: TENDL-2017 TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2017
2018/04 New library: JENDL/AD-2017, JENDL Activation Cross Section File for Nuclear Decommissioning 2017
2018/04 Software news: online reconstiction and plot of elemental reaction data [howto]
2018/02 New library: ENDF/B-VIII.0, U.S. Evaluated Nuclear Data Library, 2018
2018/02 New library: JEFF-3.3, Evaluated nuclear data library of the OECD Nuclear Energy Agency, 2017
2018/01 New library: JENDL/PD-2016, JENDL Photonuclear Data File 2016
2017/11 New libraries:
1) ENDF/B-VIII.β5, U.S. Evaluated Nuclear Data Library (preliminary), 2017 (send feedback)
2) FENDL-3.1c Fusion Evaluated Nuclear Data Library, 2017
2017/09 New library: TENDL-2015 TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2015
2017/06 New library: BROND-3.1 Russian evaluated neutron data library, issued in 2016
2017/03 New libraries:
1) ENDF/B-VIII.β4, U.S. Evaluated Nuclear Data Library (preliminary), 2017 (send feedback)
2) FENDL-3.1b Fusion Evaluated Nuclear Data Library, 2016
2016/11 New library:
1) ENDF/B-VIII.β3, U.S. Evaluated Nuclear Data Library (preliminary), 2016 (send feedback)
2016/10 New feature of software:
1) Plotting MF23: "Smooth" Photon Interaction Cross Sections
2016/02 Updated libraries:
1) JENDL-4.0u2: Update /20160106/ of Japanese evaluated nuclear data library (2010)
2) IBA-EVAL: Differential data for ion beam analysis, 2013 ; go to: [SigmaCalc] [IBANDL]
2015/12 Added libraries:
1) JENDL-4.0/HE: JENDL-4.0 High Energy File 2015 (neutron, proton with energy up to 200 MeV)
2) JENDL-3.2 Japanese evaluated nuclear data library, 1994
2015/09 New libraries:
1) EPICS-2014: Electron and Photon Interaction Cross Sections, 2014
2015/04 New libraries:
1) TENDL-2014: TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2014
2) FENDL-3.0 Fusion Evaluated Nuclear Data Library, 2015
2014/09 New feature of software:
1) On-line conversion ENDF data to GND format (using LLNL package Fudge, see: page)
2014/05 New feature of software:
1) Plotting MF35 & MF5: energy distributions of secondary particles with uncertanties and covariances [img]
2014/03 Updated library:
1) JEFF-3.2 Evaluated data library (neutron data), OECD Nuclear Energy Agency, 2014
2) IRDFF v-1.03 International Reactor Dosimetry and Fusion File (update-2014)
2013/09 Updated library:
1) JENDL-4.0u2 Updates (2012/11-2013/08) of Japanese evaluated nuclear data library (2010)
2013/06 New library:
1) TENDL-2012: TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2012
2013/03 New feature of software:
1) Plotting covariances for production of radioactive nuclei (MF40) and MF10 with uncertanties
2013/01 New help-page and video:
1) Summary page of the database contents (Lib:SubLib)
2) Display covariance data from ENDF libraries with Web-ZVView
3) Colleaction of video-guides to EXFOR-ENDF database Web retrieval system:
2012/10 New feature of software:
1) Normalize all data and plotting ratios to selected evaluated curve on the fly
2012/09 Updated library:
1) JENDL-4.0u1 Update (2012) of Japanese evaluated nuclear data library (2010)
2012/05 Libraries:
1) IRDFF: International Reactor Dosimetry and Fusion File
2) TENDL-2011: TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library (200 MeV explicit-MT files)
3) ENDF/B-V: ENDF/B-5 General Purpose File + Standards (converted to ENDF-6 format)
2012/03 New library:
1) TENDL-2011: TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2011
2012/02 New library:
1) JEFF-3.1.2: Joint Evaluated Fission and Fusion File, coord. by NEA Data Bank, 2012
2012/01 New library:
1) ENDF/B-VII.1: ENDF/B-VII.1 US Evaluated Nuclear Data Library, 2011/12, NNDC
2011/09 Updated library:
1) EAF-2010: European Activation File (816 materials/60MeV), UK, updated in Sept. 2011
2011/01 New libraries and software improvements:
1) EAF-2010: European Activation File (816 materials/60MeV), UK, issued in 2010
2) TENDL-2010: TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library, 2010
3) Easy to get full pre-processed material (PEN: temperature=293.16 Kelvin, accuracy=0.1%)
2010/10 Software extension:
1) Visualization of Covariences (MF33): output for Fortran users
2) Plot external covariance data (your MF33, ENDF files from archives, raw data) by [Web-ZVView]
2010/06 New library:
1) JENDL-4.0 Japanese evaluated nuclear data library, 2010
2010/02 Updated library:
1) ROSFOND-2010: neutron library, 686 materials, Obninsk, Russia, issued in 2010
2) IAEA-Med: data for medical radioisotope production. Proton sub-library corrected, 2010
2010/01 New library:
1) CENDL-3.1 Chinese evaluated neutron data library, issued in 2009
2009/12 New and updated libraries:
1) TENDL-2009 TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library
2009/09 New library and software extension:
1) ROSFOND-2008: neutron library, 683 materials, Obninsk, Russia
2) Visualization of covariances (MF33) Under development!
3) Extended using plotting program ZVView via Web
2009/03 Updated library:
1) JEFF3.1.1 Neutron Data Sub-Library, 2009
2009/01 New and updated libraries:
1) TENDL-2008 TALYS-based Evaluated Nuclear Data Library
2) FENDL-2.1 Fusion Evaluated Nuclear Data Library, 2004
3) JEFF3.1.1 Radiactive Decay Data Sub-Library, 2007
2008/12 Plotting production cross section coded via MF6.MT5.subsections (PADF-2007, JENDL/HE-2007)
2008/09 New Software. Flexible ENDF-database Explorer [go...] [help] Video:
2008/09 New Service. IAEA-NDS ENDF Archive: collection of evaluated data for downloading [go...]
2008/06 New and updated libraries:
1) JENDL/HE-2007 High Energy File 2007
2) Medical radioisotopes production: extended by 10 (n,g) evaluations
2008/04 New and updated libraries:
1) JENDL/AC-2008: JENDL Actinoid File 2008
2) JENDL/AN-2005: (Alpha,n) Reaction Data File 2005
3) JENDL/G-2005: Photoreaction Data File 2004
4) JENDL/HE-2004: High Energy File 2004
5) MENDL-2: Medium Energy Nuclear Data Library, 1995-1998
6) MINKS-ACT: Minsk Actinides Library (Maslov et al.)
7) Wind: Library for U, Np, Pu and Pu-239, Obninsk, Russia
8) Yavshits: neutron, proton induced fission for Pb-Pu (20-200 MeV), St.Petersburg, Russia
9) IBA-Eval: extended
10) Medical radioisotopes production: updated
2008/04 Software updates:
1) New ENDF front page. Old version is [here]
2) EndVer package version 2008-02-01
2008/01 Software improvement:
1) Handling "Large" requests [about]
2) Users input parameters for plotting of differencial cross sections: Energy, Angle
2007/11 New library:
PADF-2007 Proton Activation Data File, 2007; [paper]
2007/04 New library: IBA-Eval
Differential charged-particle cross sections for ion beam analysis; [SigmaCalc] [IBANDL]
2007/03 Interactive Web plotting: zoom by mouse, actions by one click, more functions...
2007/02 New library:
1) IAEA-Standards, issued in 2006 [CRP-page]
2007/01 New library: ENDF/B-VII.0
ENDF/B-VII.0 US Evaluated Nuclear Data Library, released 2006/12 by NNDC
2007/01 Improved request page of Web interface (dark non-active criteria, move focus...)
2006/11 New libraries:
1) IAEA Nuclear Data Library / Thermal Scattering Law, 2006
2) IAEA charged-particle library for medical radioisotope production, 2001
2006/10 Extended plotting: experimental and evaluated data [how-to]
1. Cross sections with errors of evaluated data MF3+MF33
2. Differential cross section with respect to angle MF4
3. Energy spectrum of outgoing particles MF5
4. Double differential cross section MF6
5. Average number of neutrons per fission (nubar) MF1
*** To access: start from [EXFOR]
2005/05 New libraries:
1) JEFF-3.1: Joint Evaluated Fission and Fusion File
2) IRDF-2002: International Reactor Dosimetry File
2004/06 Clone your ENDF request to EXFOR and CINDA
4) مطالعات تکمیلی
همانطور که در این مقاله توضیح داده شد کتابخانه های مختلفی برای سطح مقطع در کد های مختلف هسته ای وجود دارد که با توجه به مدل استفاده شده یا آزمایشگاه مرجع محل اندازه گیری دقت متفاوتی دارند. این اختلاف باعث می شود که همیشه محققین به دنبال یافت سطح مقطع دقیقتر باشند.
مطالعات مختلفی در این زمینه انجام شده است که در زیر به برخی از آنها اشاره می کنیم:
بررسی و انتخاب کتابخانه‌های سطح مقطع نوترون در کدMCNPX جهت شبیه‌سازی PGNAA
اسمعیل بیات، حسین آفریده، فریدون عباسی دوانی، زهرا علیپور
انرژی اتمی ایران
چکیده:
امروزه کاربردهای صنعتی، پزشکی و نظامی آنالیز نوترونی به روش PGNAA کاملاً شناخته شده است. در موارد زیادی مانند طراحی چیدمان نیاز است که با استفاده از کدهای محاسباتی مانند MCNPX ، پارامترهای سیستم مانند طیف گامای انتظاری از عناصر حفاظ، نمونه و محیط تعیین گردد تا بهطور مثال حداقل مقدار عنصر قابل تشخیص (MDC) توسط چیدمان پیش‌بینی شود. کدهای محاسباتی جهت شبیه‌سازی اندرکنش‌ها به کتابخانه‌های سطح مقطع مراجعه می‌کنند. در این تحقیق برای 16 عنصر پرکاربرد، کتابخانه‌های مورد استفاده توسط کد MCNPX-2.6 در دمای 6/293 درجه کلوین، توسط شبیه‌سازی PGNAA با یکدیگر مقایسه شده اند. طیف‌های گامای حاصل از برخی عناصر، علاوه بر اختلاف با دادههای مراجع معتبر، نشاندهنده تفاوت کتابخانه‌ها در شبیه‌سازی یک هندسه واحد می‌باشند. طبق نتایج این تحقیق، تنها توسط کتابخانه‌های مشخصی، مشاهده طیف گامای صحیح برای هر عنصر امکانپذیر است.
مقایسه تجربی سطح مقطع جذب نوترونهای حرارتی در ذرات با مقیاس نانو و میکرو
ایمان طهماسبی، کمال حداد، رضا فقیهی
دانشگاه شیراز
چکیده:
سطح مقطع برخورد نوترون با مواد در موارد استفاده از نوترون برای انجام یک کار خاص مثلاً نوترون تراپی یا حتی در رآکتورهای هستهای، از اهمیت بالایی برخوردار است. در محاسبات کدهای محاسباتی مثل MCNP، تنها از اطلاعات سطح مقطع برخورد نوترون با توده ماده که در کتابخانه کد محاسباتی وجود دارد استفاده میشود، درصورتی‌که موادی که دارای ذرات در مقیاس نانو هستند در مقابل توده مواد و یا مواد دارای ذرات در مقیاس میکرو از خواص بهتری برخوردارند و حتی میتوانند در برخی موارد سطح مقطع برخورد نوترون متفاوتی از خود نشان دهند. در این پژوهش مقدار جذب نوترون حرارتی در کامپوزیتِ اپوکسی و میکرو ذره نیترید بور (BN) و کامپوزیتِ اپوکسی و نانوذره نیترید بور هگزاگونال (h-BN) با اندازه ذرات 80 نانومتر و فاصله صفحات 20 نانومتر مقایسه شده است. کامپوزیتها از روش فرآوری محلول ساخته‌شده‌اند، بدین‌صورت که محلول اپوکسی با پودر ذرات میکرو و یا نانو با به کاربردن دستگاه آلتراسونیک مخلوط و درنهایت محلول در قالب ریخته‌گری شده است. دودسته نمونه از کامپوزیت‌های با ذرات نانو و میکرو با درصد وزنی متفاوت، 5% و 10% در نظر گرفته‌شده و ساخته‌شده است. همچنین برای آشکارسازی نوترونهای حرارتی از آشکارساز BF3 استفاده‌شده است. نتایج به‌دست‌آمده نشاندهنده تفاوت سطح مقطع جذب نوترون حرارتی در کامپوزیت میکرو نیترید بور و کامپوزیت نانو نیترید بور هگزاگونال است. نتایج حاصل از آزمایشها و دادههای به‌دست‌آمدهنشان‌دهنده‌ی بهبود یا افزایش جذب نوترونهای حرارتی در کامپوزیت با ذرات نانو نیترید بور هگزاگونال نسبت به کامپوزیت با ذرات میکرو نیترید بور است.
مراجع مطالب:
https://www-nds.iaea.org/exfor/endf.htm
https://t2.lanl.gov/nis/data/endf/
https://doi.org/10.1016/j.nds.2018.02.001
[1] ) Cross Section Evaluated Working Group
0 بررسی:
نظر بدهید