基于ENDF/B-VII.0核评价库的ACE格式截面参数在压水堆输运计算中的应用分析

• 作 者: 靳忠敏[1]陈义学[1]石生春[1]杨寿海[1]韩静茹[1]陈朝斌[2]
• 机 构: 华北电力大学核科学与工程学院,北京,102206
• 出 处: 第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
• 发表日期: 2010年期

2006年发布的ENDF/B-VII.0评价库与2001年发布的ENDF/B-VI.8评价库相比有许多改进之处。本文以美国H.B.Robinson-2号机组压力容器基准实验为例，采用MCNP程序分别基于ENDF/B-VI和ENDF/B-VII的ACE格式连续能量中子截面参数对其辐照监督管处的比活度进行了详细的计算分析。并与实验测量值及二维离散纵标程序的计算结果进行了比较分析，该对比分析结果将为压水堆输运计算程序和核评价数据库的合理选择提供重要理论参考依据。结果表明，新发布的ENDF/B-VII.0核评价库较之前版本在核素数量和精度方面都有较大改善，其计算结果与实验测量值符合的更好。