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如何在mcnp4c中添加新的截面数据?
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作者:
Doublen
时间:
2015-4-8 10:07
标题:
如何在mcnp4c中添加新的截面数据?
我的毕设要用到库标识为.21c的很多核素截面数据,数据我已经从FENDL的网页上下载下来了(其中每个核素包含一个后缀为.ace的文件和一个后缀为.dir的文件),但我不知道如何将数据添加到mcnp里,拜请高手指点指点!
方法一:将.ace文件即截面数据库文件拷贝到mcnp 的目录下,然后将dir文件的内容拷贝到xsdir文件里。
方法二:将.ace文件都放到同一个文件夹里,如D:\FENDL,然后将dir 文件内容都拷贝到xsdir文件里,在xsdir 文件第一行写入 DATAPATH = D:\FENDL。不过这样要将所有的截面数据库都放进这个文件夹里,否则会出错。
这都是最基本的了
首先是微观评价的做出可靠的核反应数据 目前主要是中子核反应数据 就是.21c文件 因为目前各大数据中心做的都是连续截面库
然后用数据处理程序 做成mcnp认可的格式 就是你所说的.ace文件了
然后统一建一个xsdir文件 把路径写对了 这些都很简单 难的都在前面
我一般是把mcnp4c mcnp5 mcnpx的库放在同一个文件里 然后做一个很全的xsdir 就好了
另外 你所说的.21c 是中国核数据中心做得CENDL-2.1版中子核数据库 以天然核素为主 现在都做同位素核了
本帖转自52MC
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