压水堆核电厂废液放射性计算程序配套核数据库的适用性评价

PWR-GALE是美国核管会编制并使用的压水堆核电厂气液态流出物源项计算程序,现有的配套核数据库已有长达四十年之久未进行更新,无法确定是否能够满足先进压水堆的计算和审评需求,需要通过基于最新版本的核评价数据库制作新的配套数据库对其进行适用性的评价。因此,本文基于核评价数据库ENDF/B-VII.0,提取衰变子库中相关信息,根据直接裂变产额、衰变信息以及保留的裂变产物核素得到更新的沿衰变链归并的产额数据,通过中子学-燃耗耦合计算获得了更新的中子微观反应截面数据;并与现有的配套数据库进行了对比分析;然后,通过计算一系列面向不同机型的算例进行了整体的对比验证与分析。结果表明:现有的PWR-GALE配套核数据可以满足先进压水堆的计算和评审需求。

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。

^239Pu光学模型分析

^239Pu的中子数据是堆工设计及实验分析中十分重要的核参数，特别是(n，2n)，(n，3n)反应道截面数据的质量对快中子动力学行为的诊断有直接的影响。由于实验上的困难，现有的实验数据稀少而且精度令人怀疑，另外现有的各个评价核数据库(ENDF／B6，IENDL-3，CENDL-3)的(n，2n)，(n，3n)反应道截面数据差异很大。为给出高精度的截面数据，需要进行核模型及相关核参数的改进研究。