如何在mcnp4c中添加新的截面数据？

Doublen

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