基于CENDL-3.2评价核数据库的多群截面制作方法

针对中国核数据中心发布的最新版中子评价核数据库CENDL-3.2,首先深入研究了与多群截面产生相关的两体及多体动力学理论,推导了可直接应用的理论公式,深入分析了CENDL-3.2中不同核素,不同反应道数据类型之间的关系,自主开发了多群截面产生程序GroupXS。利用GroupXS处理CENDL-3.2产生了多群截面,并利用NJOY/GROUPR模块进行了验证。计算结果表明:GroupXS可处理CENDL-3.2中用于产生多群截面的所有中子反应和数据格式,可为后续反应堆物理计算提供精确的多群截面常数。通过GroupXS与GROUPR分别处理CENDL-3.2的结果对比发现,两个程序产生的多群注量和多群截面的相对偏差均小于0.01%,多群散射矩阵的相对偏差基本上小于0.1%。同时,选取了部分快临界基准进行验证,快临界基准有效增殖因子绝对偏差小于4×10-4。研究发现,利用NJOY2016处理ENDF/B-VII.1和ENDF/B-VIII.0评价核数据库计算得到92Mo和98Mo核素的kerma因子在部分能群出现负值,不符合物理事实,而基于CENDL-3.2的计算结果更合理。

不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析

核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明:采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善。因此,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。

混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL-3.2以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL-3.2在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。

中国评价核数据库第二版(CENDL-2)

中国评价核数据库第二版（ＣＥＮＤＬ－２），包含从Ｈ到中的５４个重要核的全套评价中子核数据，中子能区为１０－５２０ＭｅＶ。它是在ＣＥＮＤＬ－１基础上，进行更新评价、扩展能区、扩充核素和数据种类；按国际标准格式建立计算机化核数据库；改进和发展理论计算、评价处理的有关方法和技术，研制配套相应的计算程序和基准检验程序系统；评价分析和理论计算细致，部分核的评价有自己的特色，较国际上先进的评价核数据库有所改进，有些评价数据还被这些先进库所采用。国际原子能机构已把ＣＥＮＤＬ－２作为国际上最先进的５个主要评价核数据库之一向世界各国发行，提供使用。

用于TRIGA堆计算的WIMS-D/4核数据库的评价

分别应用ＮＪＯＹ和ＧＡＳＫＥＴ程序将ＺｒＨ中Ｈ、１６６Ｅｒ和１６７Ｅｒ核素的６９群微观截面补充到ＷＩＭＳ程序的核数据库中，形成了用于ＴＲＩＧＡ堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库和ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库．为了评价这两个核数据库是否正确，将它们与国际上通用的ＴＲＩＧＡ堆计算库ＷＩＭＳ－ＩＪＳ作了比较，验证了氢化锆中氢的声子特征；采用上述三种库分别计算了ＴＲＩＧＡ堆燃料栅元（标准－８．５燃料元件、标准１２燃料元件、ＬＥＵ燃料元件和ＦＬＩＰ燃料元件）的群常数、倍增因子随燃耗的变化以及燃料的负温度系数，并对结果进行了分析比较．结果表明，ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库和ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库适用于ＴＲＩＧＡ堆的计算．

混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制

根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认.

国际评价中子核数据库

介绍了当今世界上五大评价中子数据库 ,即美国的 ENDF/B- 6、日本的 JENDL- 3.2、欧洲的 JEF- 2 .2、中国的 CENDL- 2 .1及俄罗斯的 BROND- 2 ,的现况 。

TP2008核数据库研制

根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。

TP2008核数据库验证

TP2008是新研制的用于TPFAP程序的69群核数据库,本文利用IAEA压水堆棒状燃料组件基准问题和零功率临界实验结果对TP2008核数据库进行了验证分析。结果表明,燃料组件无限增殖因数k_∞与机构TUR的符合相对好;棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序的符合较好。零功率临界实验的堆芯有效增殖因数k_(eff)的相对偏差大部分在-0.5%以内,符合较好。

加速器驱动次临界系统高能核数据库的制作及应用

加速器驱动次临界系统(ADS)是带高能外源驱动的系统,其质子能量高达GeV,同时散裂反应产生的散裂中子能量分布跨度大。由于目前高能核数据库的缺乏,在ADS核设计方面堆芯部分是基于20 MeV以下中子核数据库进行分析研究的。本文主要基于日本的JENDL-HE-2007高能中子评价数据库,使用NJOY程序加工部分关键核素的ACE格式数据库NECL-HE/MC,并使用MCNPX程序在数据库方面采用的高能散裂物理模型和NECL-HE/MC核数据库进行计算验证。验证结果表明,本文制作的NECL-HE/MC核数据库在ADS核设计中基本可靠。另一方面,应用NECL-HE/MC分析研究了不同能量段的散裂中子源对ADS的外中子源效率的影响,数值结果显示2.5%的高于20 MeV的散裂中子源对ADS的总外中子源效率的贡献接近20%。

DRAGON挂载WIMS-D核数据库的基准题计算验证

通过一系列基于实验的基准题对DRAGON3.05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k∞的计算正确性。并通过DRAGON3.05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF/B-VI.8核数据库的计算结果进行比较。结果表明:DRAGON3.05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。

加速器驱动次临界系统核数据库ANDL-ADS的研发和初步测试

在加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical Systems,ADS)中,散裂源中子能量可以到达上百Me V甚至Ge V,能谱分布非常复杂,已有的工作核数据库的截面数据无法满足其设计要求。传统工作核数据库的制作方法人工操作干预过多、耗时、繁琐且易出错,为此,开发出自动生成数据库程序。该程序在设计的能群结构、权重函数等参数基础上,通过程序自动生成适用于ADS系统的点状ACE格式和471群MATXS格式核数据库ANDL-ADS(Auto-generated Nuclear Date Library for ADS),支持高能中子(能量上限为150 Me V/200 Me V)的截面制作,并可根据需求进行多温截面的制作。通过不同材料的临界球、积分泄露率、高能屏蔽等基准例题的测试,初步验证了ANDL-ADS数据库的可靠性。

校核数据库设计中的定值问题

本文主要对校核数据库设计之中的定值问题进行分析,希望能加深对定值问题的了解,提高今后设计校核数据库的针对性。

IAEA开通在线核数据库

国际原子能机构（IAEA）正将国际核信息系统（INIS）免费提供给国际互联网的用户使用。INIS是世界上主要的核科学与技术和平利用数据库。

钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.

不同数据库中^(56)Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

为了对各类评价库中^(56)Fe截面在屏蔽计算方面的适用性和精确度进行评估,选用FE DIA100 R150代表性基准题对不同评价库及同一评价库不同版本中^(56)Fe截面数据质量进行评价;并基于CENDL-3.2评价库,开展了对^(56)Fe的敏感性分析工作,主要对其关键反应道截面在屏蔽计算方面的影响进行研究。研究结果表明:(1)由于^(56)Fe的弹性散射截面和非弹性散射截面数据准确度的缺失,导致1.20~1.70 MeV、10.00~17.00 MeV等能区,各类评价库计算值与实验测量值差异均较大;(2)^(56)Fe中的(n,n)和(n,n′)d反应截面对屏蔽计算影响最为敏感;(3)CENDL-3.2中^(56)Fe(n,n)反应截面值在0.01~0.10 MeV能区较真实值截面值偏高。

国际核数据库的发展和使用

本文介绍了国内国际核数据库，特别是实验中子数据库和通用评价中子数据库的发展和现状，介绍了国际通用的有关数据格式和国内用户如何使用这些数据库．

不同评价核数据库压水堆包壳材料对反应性的影响及分析

随着各国新版本评价核数据库的发布,不同版本评价核数据库对反应性的影响并不完全一致,为选取高精度的评价核数据库,以几何尺寸、核素种类较简单的压水堆包壳材料为研究对象,基于新版本的评价核数据库ENDF/B-VII.0、JEFF-3.3、JENDL-4.0和CENDL-3.1,采用NJOY2016程序制作压水堆常见包壳材料(不锈钢包壳、铝包壳和锆包壳)的截面数据。通过组件程序DRAGON5.0.1挂载不同评价核数据库版本得到包壳材料的多群截面库,计算WIMS库更新计划(WLUP)系列临界基准题,并将计算结果与实验值进行比较。结果表明,52Cr、56Fe、90Zr、91Zr、92Zr和94Zr这6个核素在不同评价核数据库版本中对反应性影响均较大;采用CENDL-3.1和JENDL-4.0这2个版本评价核数据库制作的压水堆包壳材料,其计算结果与实验值较为接近。