基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证.PDF

第40 卷 第4 期 核 技 术 Vol.40, No.4 2017 年4 月 NUCLEAR TECHNIQUES April 2017 基于OpenMC 的多群截面库制作及有效性验证 1,2 2 2,3 2 洪 爽 杨永伟 张 璐 高育翠 1 （中国科学技术大学核科学与技术学院 合肥 230027 ） 2 （中国科学院近代物理研究所 兰州 730000 ） 3 （中国科学院大学 北京 100049 ） 摘要 OpenMC 是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序，能够方便地制作适用于特定堆芯 中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序 ANISN 的计算。本文基于 ENDF/B-VII.1 和CENDL-3.1 评价数据库，利用OpenMC 计算制作了ANSIN 格式的多群截面并通过基准题的 计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写，将 OpenMC 给出的堆芯各阶勒让德散射分量，堆芯 中子能谱分布，散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN 程序可读取的截面库格式。采 用制作的截面库利用ANINS 计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明，ANISN 确定论的计算结 果与OpenMC 给出的蒙特卡罗计算结果相吻合，验证了这种方法可有效地为ANISN 提供截面数据，将来可推 广应用于二维、三维确定论中子输运计算。 关键词 OpenMC ，多群截面，ANISN ，ENDF/B-VII.1l ，CENDL-3.1 中图分类号 TL329+ .3 DOI: 10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.040502 Fabrication and validation of multigroup cross section library based on the OpenMC code HONG Shuang1,2 YANG Yongwei2 ZHANG Lu2,3 GAO Yucui2 1(School of Nuclear Science and Technology, University of Science and Technology of China, Hefei 230027, China) 2(Institute of Modern Physics , Chinese Academy of Sciences, Lanzhou 730000, China) 3(University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China) Abstract Background: OpenMC is an open source Monte Carlo code develop