温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

摘要

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同),而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。