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核反应堆设计软件：MCNP二次开发_（6）.MCNP材料定义与处理.docx

发布：2025-01-17约1.24万字共23页下载文档

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PAGE1

MCNP材料定义与处理

在核反应堆设计中，材料的定义和处理是至关重要的一步。MCNP（MonteCarloN-Particle）软件提供了丰富的材料定义功能，使得用户可以在模拟中准确地描述各种核材料的物理性质。本节将详细介绍MCNP中材料定义的基本方法和高级技巧，以及如何处理复杂的材料组合和混合物。

1.材料的基本定义

在MCNP中，材料定义通常在输入文件的MATERIAL卡中进行。每种材料都有一个唯一的编号，并且可以通过原子比例或重量比例来定义其组成。以下是材料定义的基本格式：

MATERIAL1

1001.71c0.01

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