MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证  

Development and Benchmark Validation of Temperature-Dependent Neutron Cross-Section Library for MCNP

作　　者：李松阳[1] 王侃[1] 余纲林[1] 

机构地区：[1]清华大学工程物理系,北京100084

出　　处：《原子能科学技术》2009年第5期385-388,共4页Atomic Energy Science and Technology

基　　金：国家自然科学基金资助项目(10775081);国家"973"计划资助项目(2007CB209800)

摘　　要：本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题:带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基准题。验证计算结果表明,该温度相关中子截面库可运用于反应堆物理的计算分析中。A compact ENDF （ACE） data library of 321 nuclides at 16 temperature points was generated using NJOY software. A program used for generating a single-nuclide cross-section file was developed. The final validation of the resulted library and program was done using 4 temperature-dependent benchmarks： a LWR-core with burnable absorbers, fuel cell Doppler coefficient benchmark, VHTRC temperature coefficient benchmark and standard CANDU fuel bundle benchmark. In conclusion, the resulted ACE library and program in the work are available and correct.

关 键 词：NJOY软件 MCNP程序 温度相关截面库 基准题 

分 类 号：TL329.3[核科学技术—核技术及应用]