柴晓明
,
王侃
,
余纲林
原子核物理评论
doi:10.3969/j.issn.1007-4627.2006.02.005
MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性, 现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用.通过基准题的计算, 定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同), 而且, 它也不能够计算反应堆中与温度相关的量, 如反应性温度系数.选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库, 使用MCNP- 4C对基准题进行了计算, 发现计算结果与基准值符合得非常好. 这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库, MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等, 从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性.
关键词:
MCNP程序
,
核素截面数据库
,
增殖系数
,
反应性温度系数
,
基准题
郝建立
,
陈文振
,
王少明
原子核物理评论
通过将空间概念引入中子倍增公式,建立了时空中子倍增公式,针对时空中子倍增公式计算时间效率过低的缺点,对时空倍增公式的计算方法进行了研究,新解法在保证精确性的基础上,又提高了计算效率.新的计算方法可以应用于研究反应堆反应性发生动态变化的情况,例如反应堆启堆或停堆以及变功率运行的过程,对具有很强机动性要求的小型反应堆的安全分析有一定的理论意义和实用价值.
关键词:
中子倍增
,
中子密度
,
增殖系数
