本文针对SPRR—300反应堆在历史上缺乏计算数据的状况,结合现有的计算程序的优缺点,把ANISN和MCNP两种计算程序有机的结合起来,计算了反应堆堆芯、热柱以及混凝土屏蔽体内的中子注量率分布,为反应堆放射性防护,反应堆作为中子源场的应用和反应堆退役时放射源处理提供了科学的依据。 反应堆堆芯几何结构比较复杂,本文利用MCNP程序的重复结构功能构建了SPRR—300反应堆堆芯的计算模型。除了真实的反映了堆芯的空间几何结构之外,还合理的简化了堆芯外围的水反射层。此外,燃料和慢化剂水的温度效应对中子与靶原子作用的影响也作了充分的考虑。按照上述模型计算了整个堆芯的中子注量率分布情况,计算结果与活化法测量结果相互吻合,不仅说明所建计算模型的合理性,而且也验证了实验结果是可信的。同时为今后堆芯内辐照样品以及对反应堆本身的研究提供了准确、可信的技术数据。 对于反应堆外围组件的计算,因为它是一个深穿透计算问题,所以采用MCNP程序进行计算不太适合;而采用ANISN程序计算时,对于反应堆堆芯这个中子源的均匀化处理又会带来很大的计算误差,所以单独采用任何一种程序进行计算都不合适,总会存在相当大的计算误差。但是,如果我们把两者结合起来,采用MCNP程序处理反应堆堆芯,并且把其计算结果作为ANISN程序计算热柱或者混凝土屏蔽体的外中子源,这样就可以同时解决了堆芯均匀化和深穿透这两个计算难点了。计算结果与实验测量结果的比较分析可以证明这种计算方法是合理的,能够获得十分准确的结果。这也为以后屏蔽计算建立了一套新技术方案。