高通量工程试验堆临界蒙特卡罗计算  

Monte Carlo Calculation of HFETR Criticality

作　　者：邓力[1] 李树[1] 谢仲生[2] 

机构地区：[1]北京应用物理与计算数学研究所计算物理实验室,北京100088 [2]西安交通大学核能工程系,西安710049

出　　处：《核科学与工程》2002年第1期27-31,共5页Nuclear Science and Engineering

摘　　要：用新研制的三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,通过与栅元均匀化WIMS程序耦合 ,计算反应堆临界 燃耗问题。高通量工程试验堆 (HFETR)临界计算取得了与MCNP程序和实验一致的结果 ,且在相同计算精度下 ,MCGM计算时间较MCNP计算时间少数倍。A 3 D multigroup P 3 neutron transport Monte Carlo code MCMG was introducel in this paper.It is used to simulate the reactor critical burnup problems by coupling the lattice homogenization WIMS code.The critical calculation results of High Flux Engineering Test Reactors(HFETR) were consistent with MCNP results and experiments.With the same precision,the computational time of the MCMG code is several times shorter than that of the MCNP code.

关 键 词：计算 三维多群P3 临界-燃耗 蒙特卡罗 高通量工程试验堆 物理学 MCGM程序 

分 类 号：TL411.6[核科学技术—核技术及应用] TL329.2