张信一，赵柱民，江新标，郭和伟，陈立新，周永茂

(1.西北核技术研究所，西安 710024;2.中国核工业集团中原对外工程有限公司，北京 100191)

1 前言

由于裂变产物135Xe具有很大的吸收截面和短的半衰期(T1/2=9.083 h)，在反应堆启动后，135Xe浓度会很快增加并趋近饱和，而停堆后又会很快地衰变，这将使反应性在较短时内发生较大变化，给反应堆运行带来很多问题;堆芯燃耗对反应性、核燃料装载量和堆芯寿期有重要影响，因此研究裂变产物中毒和燃耗对反应堆安全运行有重要的理论意义和应用价值。

MCNP程序可求解任意三维复杂几何系统内的粒子输运问题，具有真实模拟粒子轨迹的特点，具有非常强大的几何处理能力，但其不能直接进行燃耗计算。为此，文章利用MCNP和ORIGEN2程序耦合，实现燃耗计算。

2 MCNP－ORIGEN2耦合算法

MCNP通过模拟大量粒子行为并记录它们平均行为的某些特征来得到输运方程的解。在反应堆内，中子通量密度沿燃料元件轴向按余弦分布。故沿轴向将燃料元件分为10层，对每层分别记数，以能更精确地模拟堆芯中子通量密度分布。

ORIGEN2程序包括较完整的衰变链、裂变产额、各种核反应截面及其释放能等数据。广泛用于计算点燃耗及放射性衰变的计算机程序，分别输入活化构件位置处的中子通量密度、构件材料成分、辐照时间，程序就可输出各种放射性活化核素在每个构件中的活度。核素 i的总量随时间变化率(dXi/dt)可由如下的非齐次一阶常微分方程描述:

同其他燃耗耦合程序类似，利用MCNP计算堆芯中子通量密度分布，修正ORIGEN2中相关核素的反应截面，ORIGEN2使用计算出的中子通量密度进行燃耗计算，输出各燃耗步长后的核素成分，传递给MCNP进行下一步的计算。……