SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

摘要

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布,进行一维空间简化的修正;同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层,以进行横向中子泄漏修正.经此修正后,用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱.热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致,两者间的偏差在5%以内,个别位置处的偏差不大于10%.这一结果表明,对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题,采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果.