王武，夏虹，李伟，巴少华

1.哈尔滨工程大学 核安全与先进核能技术重点实验室，黑龙江 哈尔滨 150001

2.哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001

由于蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)方法相比于确定性方法(如Boltzmann 输运方程的数值解)，能更准确地表示几何结构和核数据，例如：确定性方法由于使用数值求解技术，因此需要合理地简化研究对象的几何形状，并且使用多群截面数据来近似连续能量截面数据，而MC 方法既可以处理简单的几何和多群截面数据，也可以处理复杂的几何形状和连续的截面数据。因此对于许多研究对象而言，由于其内部结构十分复杂且材料不均匀，MC 是一种更好的模拟方法。

MCNP 作为核能领域的MC 计算程序，发展最为成熟、最具代表性。近年来，国内外学者利用MCNP 在反应堆有效增殖因子[1-3]、反应性[4-5]、中子通量和功率分布[3,6-8]以及中子能谱[9-10]计算等方面做了诸多研究。虽然前人利用MCNP 模拟反应堆临界做了一系列工作，但是，在建模过程中，多数学者只关心反应堆堆芯部件的几何结构、材料以及数据库选取，没有关注影响模型准确性的其他因素，如不可分辨共振区概率表、自由气体热散射的温度修正以及热中子S(α,β) 模型等。因此，本文以某压水反应堆为研究对象，综合分析了上述因素对MCNP 模拟的反应堆有效增殖因子、堆芯能谱以及功率分布的影响，从而提出一种合理的MCNP 反应堆建模方法。

1 反应堆模型描述

1.1 堆芯几何描述

本文以某压水反应堆堆芯为研究对象，选取0 个有效满功率运行天(0 effective full power operating days，0EFPD)燃耗时刻堆芯热态满功率运行工况进行建模。……