反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算THECOUPLEDCALCULATION.PDF

CNIC-01682 IAPCM-0028 反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算 THE COUPLED CALCULATION OF CRITICALITY AND BURNUP BY MONTE CARLO METHOD (In Chinese) 中 国 核 情 报 中 心 China Nuclear Information Centre 191 CNIC-01682 IAPCM-0028 反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算 邓 力 李 树 （北京应用物理与计算数学研究所，北京8009信箱，100088 ） 谢仲生 （西安交通大学核能科学系，西安，710049 ） 摘 要 基于连续点截面 MCNP 程序，研制了三维多群 P3 中子输运蒙 特卡罗程序 MCMG-BURN ，与栅元均匀化程序WIMS 耦合，实现 了临界-燃耗耦合计算。采用WIMS 产生的69 群共振、自屏宏观中 子截面和 BUGLE-80 47 群微观中子截面，分别计算了简单反应堆 和临界实验堆问题，取得了与其它输运方法和试验一致的结果，在 相同计算精度下，MCMG-BURN 的计算时间较MCNP 的计算时间 少得多。 关键词：三维多群P3 蒙特卡罗 临界-燃耗耦合 临界实验堆 192 The Coupled Calculation of Criticality and Burnup by Monte Carlo Method (In Chinese) DENG Li LI Shu (Institute of Applied Physics and Computational Mathematics, Beijing, 100088) XIE Zhongsheng (Nuclear Energy Science Department, Xi’an Jiaotong University, Xi’an, 710049) ABSTRACT A 3-D multi-group P3 neutron transport Monte Carlo code MCMG-BURN based on the continuous-energy cross-section Monte Carlo code MCNP has been developed. The MCMG-BURN code has realized the coupled calculation of criticality and burnup with the lattice homogeneous code WIMS. It uses the 69- group resonance and self-shield macroscopic neutron cross-section produced by the WIMS code and BUGLE-80 47-group microscopic neutron cross-section libraries to simulate the simple reactors a