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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.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证
来源期刊 核技术 学科 工学
关键词 OpenMC 多群截面 ANISN ENDF/B-VII.1l CENDL-3.1
年,卷(期) 2017,(4) 所属期刊栏目 核物理、交叉学科研究
研究方向 页码范围 43-48
页数 6页 分类号 TL329+.3
字数 3893字 语种 中文
DOI 10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.040502
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 张璐 中国科学院近代物理研究所 82 1614 20.0 39.0
5 杨永伟 中国科学院近代物理研究所 7 8 2.0 2.0
6 洪爽 中国科学技术大学核科学与技术学院 2 4 1.0 2.0
10 高育翠 中国科学院近代物理研究所 1 3 1.0 1.0
传播情况
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  • 二级引证文献(1)
研究主题发展历程
节点文献
OpenMC
多群截面
ANISN
ENDF/B-VII.1l
CENDL-3.1
研究起点
研究来源
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核技术
月刊
0253-3219
31-1342/TL
大16开
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1978
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