MCNP在临界计算中的影响因素分析.pdfVIP

第28卷 第 1期 核 科 学 与 工 程 Vo1．28 NO．1 2008钲 3月 Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Mar． 2008 MCNP在临界计算中的影响因素分析 刘同先，曹欣荣，赵 禹 (哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江 哈尔滨 150001) 摘要：简单说明计算所用的实验资料，在此基础上，介绍了采用 MCNP计算 MOX燃料实验堆有效增殖 系数的过程。说明以不同的随机数序列重复计算问题，得到的计算结果总存在一定的涨落，并随着总迭 代次数的增加逐渐减小；紧接着在统计涨落足够小的基础上，讨论了数据库的差异对计算结果的影响； 对于含中子热化问题，指出采用S(a，口)热散射处理是得到合适的有效增殖系数计算值的必须条件。 关键词：MOX燃料；临界计算；影响因素 中图分类号：TL329 文献标识码：A 文章编号：0258—0918(2008)01—0041—06 Analysis of influencing factors in criticality calculations using MCNP LIU Tong—xian，CAO Xin—rong，ZHAO Yu (College of Nuclear Science Technology，Harbin Engineering University． Harbin of Heilongjiang Prov．150001，China) Abstract：On the basis of the introduced experimental information．the process of calcu— lating the effective multiplication factor of MOX fuel experimental reactors using MCNP is introduced．It expresses that the computed results rerunning the problems with a dif— ferent random number sequence always have certain statistical fluctuation that reduces gradually along with the number of history increasing．Under the condition of the statis— tical fluctuation weakly enough，the difference between the computed results using dif— ferent data libraries is discussed．It pointed out that using S(a，G)thermal scatting treat— ment is absolutely essential tO get the appropriate answers in problems involving neutron thermalization． Key words：MOX fuel；criticality computation；influencing factors MCNP能够适用于核科学和工程方面的 的影响因素分析甚少。本文基于日本原子力研 多种计算，然而大部分应用都是直接使用 究所在 2003年 1月所发表的一个实验资 MCNP给出要求的计算结果，而对程序计算中 料——使用蒙特卡罗程序MVP分析研究具有 收稿日期：2007—04—26；修回日期：2007—11-02 作者简介