Ministério da Aeronáutica Departamento de Pesquisa e Desenvolvimento Centro Técnico Aeroespacial

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1 Ministério da Aeronáutica Departamento de Pesquisa e Desenvolvimento Centro Técnico Aeroespacial ALEXSl E ALEXS2: DUAS INTERFACES ENTRE A BIBLIOTECA ENDF-6 E O PROGRAMA GROUPXS ' A. D. Caldeira NOTA TÉCNICA IEAv - 00,5/92 (Ago 92) Caixa Poty CEP Sio Joié dot Campos - 8P - BnwH

2 ALEXS1 E ALEXS2: DUAS INTERFACES ENTRE A BIBUOTECA ENDF-6 E O PROGRAMA GROUPXS * A. D. Caldeira NOTA TÉCNICA IEAv - 005/92 (Ago 92) 'Atividade CDN

3 NOTA TÉCNICA IEAv/NT-005/92 17 Ago 92 RESUMO São apresentadas duas interfaces que modificam os arquivos 3 e 6 da biblioteca ENDF- 6 para permitir o processamento dos dados contidos nesses arquivos através do programa GROUPXS. ABSTRACT Two interfaces that modify files 3 and 6 of the ENDF-b library to permit processing these data by the GROUPXS program are presented.

4 1 SUMÁRIO 1. INTRODUÇÃO 1 2. MATERIAIS QUE POSSUEM O ARQUIVO PROGRAMAS ALEXS1 E ALEXS CONCLUSÕES E COMENTÁRIOS FINAIS 3 5. AGRADECIMENTOS 3 6. REFERÊNCIAS 4

5 1. INTRODUÇÃO Em uni trabalho anterior /i/ foi abordada a situação atual com respeito ao processamento de dados nucleares provenientes da biblioteca ENDF-6 /2/ e foi proposto um caminho para o processamento destes dados nucleares utilizando as versões disponíveis do sistema NJOY Neste trabalho são apresentadas duas interfaces, denominadas ALEXSl e ALEXS2, que compatibilizam os arquivos 3 (FILE 3) e 6 (FILE 6) da ENDF-6 com as opções implementadas no programa GROUPXS /6/. Através da utilização deste programa o arquivo 6 ("double differential data") pode ser desdobrado em arquivos 4 e 5 (distribuições angulares e energéticas), e assim utilizar as versões disponíveis do sistema NJOY. A motivação para a realização deste trabalho surgiu da necessidade apresentada pela Divisão de Física de Reatores do IPEN/CNEN-SP, interessada em calcular vários "benchmarks" com dados nucleares obtidos a partir da biblioteca ENDF MATERIAIS QUE POSSUEM O ARQUIVO 6 Na versão 6 da biblioteca ENDF foi incluída, no arquivo 6, para alguns elementos leves e materiais estruturais (vide Tabela 1), uma representação acoplada pau as distribuições energéticas e angulares /7/. Para o processamento destes materiais através das versões disponíveis do sistema NJOY é necessário desdobrar estas informações nos arquivos 4 e 5. Tabela 1: Materiais da biblioteca ENDF-6 que possuem o arquivo 6. MAT Material MAT Material J Be?* SCr gcr SC' SCr * Mn 8* Fe ISFe SFe SNi SNi SNi SNi r.ni «Cu SC»

6 O programa MIXEN /l/ pode ser utilizado para substituir os arquivos 4 e 6 da ENDF- 6 pelos arquivos 4 e 5 de versões anteriores da ENDF. Um outro caminho possível é utilizar o programa GROUPXS para decompor o arquivo 6 em 4 e 5. Para utilizar esta última opção, são necessárias algumas operações sobre os dados da ENDF-6, visto que o programa GROUPXS não está preparado para processá-la diretamente. 3. PROGRAMAS ALEXS1 E ALEXS2 As limitações mais críticas (vide Tabela 1 da referência 6) do programa GROUPXS quanto à utilização direta dos dados nucleares básicos provenientes da ENDF-6, no nosso ponto de vista, são: a) somente o sistema centro-de-massa (LCT=2) é permitido como sistema de referência; b) somente uma faixa de interpolaçáo (NR=1) é permitida; c) somente o esquema de interpolaçáo linear (INT=2) é permitido; d) as energias incidentes no arquivo 3 devem corresponder exatamente às do arquivo 6; e) no arquivo 6, para a representação da distribuição angular, somente a representação através de coeficientes de Legendre (LANG=1) é permitida; f) no arquivo 6, a multiplicidade para cada reação, por exemplo, o valor 2,0 para a reação (n,2n), deve ser fornecida nas mesmas energias incidentes do arquivo 6 e g) para o arquivo 4 gerado, a integral dos coeficientes de Legendre inclui as seções de choque e a multiplicidade ("emission-energy-integrated Legendre coefficients"). Os programas ALEXSl e ALEXS2 foram desenvolvidos, em FORTRAN V para o computador CDC CYBER 170/750, com o objetivo de compatibilizar os arquivos 3 e 6 da ENDF-6 com as opções do programa GROUPXS mencionadas anteriormente. Estes programas diferem apenas no preenchimento do arquivo 3. Enquanto o programa ALEXSl preenche o arquivo 3 com o inverso da multiplicidade, o que implica em um arquivo 4 gerado por GROUPXS contendo somente a integral dos coeficientes de Legendre, o programa ALEXS2 preenche o arquivo 3 com seções de choque obtidas considerando somente uma faixa de interpolaçáo (NR=1), obedecendo aos esquemas permitidos na ENDF-6. Assim, se os dados básicos forem fornecidos com mais de um esquema de interpolaçáo, o programa LINEAR /8/ deve ser usado antes do programa ALEXS2. Os programas substituem as energias incidentes do arquivo 3 pelas do arquivo 6, apresentam, tambér.i, as multiplicídades nestas energias, alteram o esquema de interpolaçáo para as

7 3 energias secundárias de histograma (LEP=1) para linear (LEP=2) e convertem a representação da distribuição angular do formalismo de Kalbach-Mann (LANG=2) para coeficientes de Legendre (LANG=1) com seis parâmetros angulares (NA=6), através da equação /2/: \ ro í? /= 1,3,1 (D com sendo A t = 0, ,0039[/(/ + l)]afev- 1, (3) B t = 92,0-90,0[/(* + l)]- 1/2 MeV (4) e E' a energia secundária. Os valores de f 0 e r são obtidos diretamente da ENDF-6. Para o processamento destes programas a biblioteca ENDF-6 deve estar na unidade 20 (TAPE20) e a biblioteca com os arquivos 3 e 6 modificados estará na unidade 21 (TAPE21). 4. CONCLUSÕES E COMENTÁRIOS FINAIS Com o desenvolvimento e a implementação dos programas ALEXS1 e ALEXS2 fica estabelecido um novo procedimento para o processamento dos dados nucleares da ENDF-6 através das versões disponíveis do sistema NJOY. E conveniente ressaltar que, quando o programa ALEXS2 é utilizado, ocorre uma grande redução no número de pontos em que são fornecidas as seções de choque no arquivo 3. Isto ocorre porque o número de energias incidentes no arquivo 6 é, geralmente, bem menor que o número de pontos normalmente necessários para descrever o comportamento das seções d3 choque no arquivo 3. Para usuários do IEAV estes programas podem ser obtidos no MULTI-ARQUIVO ALEX, na conta IEAENDN. Para usuários externos, os programas devem ser solicitados ao autor. 5. AGRADECIMENTOS O autor agradece a R. D. M. Garcia pelo interesse e apoio durante a realização deste trabalho e a Aclimir dos Santos, do IPEN/CNEN-SP, que nos trouxe o problema e processou, de uma forma interativa, o programa GROUPXS até atingirmos as versões finais dos programas ALEXS1 e ALEXS2.

8 6. REFERENCIAS [1] A. D. Caldeira, MIXEN: A Program that Replaces Files 4 and 6 of ENDF-6 by Files 4 and 5 of ENDF/B-1V, IEAv/NT-012/91, Instituto de Estudos Avançados, São José dos Campos, São Paulo, Brasil, [2] P. F. Rose and C. L. Duford, ENDF-6 Formats Manual, IAEA-NDS-76, International m Atomic Energy Agency, Viena, Austria, [3] R. E. Mac Farlane, D. W. Muir and R. M. Boicourt, The NJOY Nuclear Data Processing System, Vol. 1: User's Manual, LA-9303-M, ENDF-324, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA, [4] NJOY 87 - A Code System for Producing Pointwisc and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Evaluated Nuclear Data, PSR-171, Radiation Shielding Information Center, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, [5] NJOY 89 - A Code System for Producing Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Evaluated Nuclear Data, PSR-171, Radiation Shielding Information Center, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, [6] H. Gruppelaar, D. Nierop and J. M. Akkermaus, Processing of Double-differential Cross Sections in the New ENDF-VJ Format - GROUPXS Code Description and Users'Manual, ECN-182, Netherlands Energy Research Foundation, Pet ten, The Netherlands, [7] H. D. Lemmel, ENDF/B-6 The U. S. Evaluated Nuclear Data Library for Neutron Reaction Data, IAEA-NDS-100, International Atomic Energy Agency, Viena, Áustria, [8] D. E. Cullen and P. K. McLaughlin, The 1989 ENDF/B Pre-Processing Codes, IAEA- NDS-39, International Atomic Energy Agency, Viena, Austria, 1989.