MCNP程序在反应堆临界计算中的应用.pdf

第24卷第1期核动力工程、幻1．24．NO．1

2OO3年2月NuclearPowerEngineeringFeb．2003

文章编号：0258．0926(2003)01—008-04

MCNP程序在反应堆临界计算中的应用

钟兆鹏，施工，胡永明2

(1．清华大学工程物理系．北京．100084：2．清华大学核能技术设计研究院．北京．100084)

摘要：用三维的蒙特卡罗程序(MCNP)进行临界计算。着重介绍堆芯和反射层的建模，利用MCNP程序
的重复结构功能简化对堆芯的描述。以JRR3为例计算了几个不同棒位下klr值，计算结果与参考值吻合较
好，表明MCNP程序能够用于反应堆的临界计算。
关键词：临界计算；MCNP程序；控制棒的价值
中图分类号：TL328文献标识码：A

1引言及某些特殊的四阶曲面(如椭圆环的环面)，其输
反应堆设计要求进行精确的临界计算，准确入文件包括栅元卡、表面卡和数据卡。其中，数
计算不同控制棒位下堆芯的行值。进行临界计据卡又包括材料卡、源项卡、记数卡。利用表面
算可采用多种程序，例如CITATION、卡和栅元卡对堆芯以及反射层做出精确的几何描
TWOTRAN、MCNP等。其中，CITATION为扩述。
散程序，由于扩散方程本身的局限性，若用来计MCNP把几何空间分成许多栅元，每个栅元
算带控制棒的堆芯行则存在较大的误差；由一个或几个曲面(或平面)围成，栅元内填充以
TWOTRAN是二维SN输运程序，是二维临界计材料。所有栅元都在栅元卡中列出，而表面卡则
算的主要程序，但不能处理部分插棒等三维问题；列出全部平面和曲面，材料卡列出所用全部材料。
MCNP是蒙特卡罗方法的输运程序，能计算复杂临界计算的区域位于堆芯附近，中子注量率很高，
堆芯和不同棒位下的ff值。分布比较均匀。蒙特卡罗方法的抽样与粒子密度
本文根据MCNP输入文件的要求，利用成正比，因此，临界计算中的抽样问题不会构成
MCNP的输入卡把JRR3(日本研究堆)堆芯中所有障碍，可不予考虑。故堆芯中各个栅元的重要性
的组件和反射层(包括堆芯外的重水反射层)描述IMP(IMPORTANCE)均设为l。
成一个个的栅元，引入MCNP程序的Universe堆芯中细致的几何结构比较复杂，以JRR3
卡和重复结构功能，使用该Universe作为网格，为例，其堆芯由37盒正方形组件组成，对其进行
建立了堆芯数学模形，并进行了临界计算。精确的几何描述是一项非常繁复的工作。根据燃
料组件的排列特点，利用MCNP中的重复结构对
2MCNP程序简介堆芯进行描述，可以大大减少建模的工作量。
MCNP是一个大型三维输运程序，可用于计
算中子、光子或中子．光子耦合输运问题，也可以3JRR3临界计算
计算临界系统(包括次临界及超临界)的本征值问3．1JRR3堆芯布置和组件构造
题。MCNP不直接解输运方程，而是通过模拟大JRR3是轻水冷却、重水慢化的池式反应堆．
量粒子行为并记录它们平均行为的某些特征来得堆功率20MW。采用板状燃料，芯体材料为U．Ak
到输运方程的解。MCNP可以处理任意三维几何合金，U密度2．2W'cm。，U富集度为19．75％。
结构的问题，几何区的界面可以是平面、二阶以JRR3堆芯由37盒正方形组件组成，栅距为

收稿日期：2001—04—04；修回日期：2001—05—18

钟兆鹏等：MCNP程序在反应堆临界计算中的应用9

7．72cm，其中包含有26盒标准燃料组件，6盒跟要性(IMP：忉。由于临界计算基本不考虑粒子的
随体燃料组件，5盒样品辐照孔道组件。堆芯活抽样问题，因此，设定堆芯及其周围反射层的栅
性区高度为75cm。反应堆容器材料为铝合金，厚元IMP：N=I，设定反射层以外区域中的栅元
度为lcm(图1)。在堆芯与反应堆容器之间放置铍IMP：N=O，某个栅元的IMP：N=O表示中子一
块做反射层。堆芯周围包围着重水反射层。整个旦进人该栅元域就自动湮灭。临界计算中所关心
反应堆淹没在轻水池中。标准燃料组件、控制棒的区域主要是堆芯及其周围的反射层．它以外的
跟随体组件、控制棒结构如图2～图4所示。区域设定IMP：N--O。
3_2计算模型为了用MCNP描述堆芯的复杂结构，引入了
建立MCNP程序下的临界计算模型，即在MCNP程序的Universe卡和重复结构功能。从图
MCNP的输入文件中把堆芯中所有的组件和反射l可以看出，堆芯有26盒完全相同的标准燃料组
层(包括堆芯外的重水反射层)描述成一个个栅件和6盒完全相同的跟随体燃料组件；从图2、3
元，栅元的所有表面都在输人文件的表面卡中设可以看出，每一盒燃料组件包含许多块完全相同
定，以确保栅元能描述到堆体中的每一部分。每的燃料板。对于这些重复性很强的栅元和平面可
个