核燃料循环分析软件：MC21二次开发_（4）.MC21输入文件结构与编写.docx

PAGE1

PAGE1

MC21输入文件结构与编写

在核燃料循环分析软件MC21中，输入文件的结构和编写是非常关键的部分。输入文件定义了模拟的具体参数、几何结构、材料组成、源项分布等，这些参数直接影响模拟结果的准确性和可靠性。本节将详细介绍MC21输入文件的结构和编写方法，包括各个部分的功能和具体编写示例。

输入文件的基本结构

MC21输入文件通常分为以下几个主要部分：

标题部分：定义输入文件的名称和简要描述。

几何部分：描述模拟的几何结构，包括单元格、表面和网格。

材料部分：定义模拟中使用的材料及其组成。

源项部分：定义模拟中的源项分布。

控制部分：设置模拟的控制参数，如迭代次数、输出文件格式等。

输出部分：指定模拟结果的输出文件和格式。

标题部分

标题部分通常位于输入文件的最上方，用于描述输入文件的基本信息。格式如下：

*TITLE

NAME:YourTitle

DESCRIPTION:YourDescription

示例：

*TITLE

NAME:SimpleReactorCoreSimulation

DESCRIPTION:Thisinputfilesimulatesasimplifiednuclearreactorcore.

几何部分

几何部分描述了模拟中涉及的几何结构。MC21支持多种几何类型，包括一维、二维和三维几何结构。常见的几何类型有：

单元格：定义几何中的基本单元。

表面：定义几何中的边界和界面。

网格：用于划分几何结构，便于计算。

单元格定义

单元格定义了几何中的基本区域，格式如下：

*CELLS

ID:CellID

TYPE:CellType

MATERIAL:MaterialID

REGION:RegionDefinition

示例：

*CELLS

ID:1

TYPE:CYLINDER

MATERIAL:1

REGION:0R1.0,0Z10.0

表面定义

表面定义了几何中的边界和界面，格式如下：

*SURFACES

ID:SurfaceID

TYPE:SurfaceType

PARAMETERS:SurfaceParameters

示例：

*SURFACES

ID:1

TYPE:PLANE

PARAMETERS:00110.0#z=10.0

网格定义

网格用于划分几何结构，格式如下：

*GRID

ID:GridID

TYPE:GridType

PARAMETERS:GridParameters

示例：

*GRID

ID:1

TYPE:CARTESIAN

PARAMETERS:000111#x,y,z方向的网格划分

材料部分

材料部分定义了模拟中使用的材料及其组成。常见的材料类型有：

纯元素材料：由单一元素组成。

混合材料：由多种元素或化合物按比例混合组成。

预定义材料：从材料库中选择已定义的材料。

纯元素材料定义

纯元素材料的定义格式如下：

*MATERIALS

ID:MaterialID

NAME:MaterialName

TYPE:ELEMENT

COMPOSITION:ElementSymbol,AtomicNumber,Density

示例：

*MATERIALS

ID:1

NAME:Uranium

TYPE:ELEMENT

COMPOSITION:U,92,19.05

混合材料定义

混合材料的定义格式如下：

*MATERIALS

ID:MaterialID

NAME:MaterialName

TYPE:MIXTURE

COMPOSITION:ElementSymbol,Fraction,ElementSymbol,Fraction,...

示例：

*MATERIALS

ID:2

NAME:UraniumDioxide

TYPE:MIXTURE

COMPOSITION:U,0.95,O,0.05

源项部分

源项部分定义了模拟中的源项分布，常见的源项类型有：

点源：源项集中于一个点。

体积源：源项分布于一个体积内。

表面源：源项分布于一个表面上。

点源定义

点源的定义格式如下：

*SOURCES

ID:SourceID

TYPE:POINT

POSITION:X,Y,Z

STRENGTH:SourceStrength

示例：

*SOURCES

ID:1

TYPE:POINT

POSITION: