基于ENDITS-2.1的CENDL-3.2临界基准检验

中国评价核数据库CENDL-3.2于2020年6月正式发布,并在ND2019上介绍了基于系统化宏观检验工具包ENDITS-1.0的临界基准检验结果。为更广泛测试新评价数据库的临界计算准确度并为将来的评价数据改进提供反馈,中国核数据中心发展了ENDITS-2.1,并用其中2237个来自国际核临界安全手册ICSBEP2006的临界基准实验对国际最新版本的评价核数据库进行了临界基准检验。利用趋势分析方法和统计卡方对检验计算结果进行了分析,确定了获得改进的临界系统和评价数据,确认CENDL-3.2较CENDL-3.1有明显改进,临界计算准确度达国际领先水平。最后,结合对灵敏核素相关统计卡方的分析以及皮尔逊卡方检查,提出了CENDL-3.2库高优先级待改进核素清单,确定了CENDL库需要优先改进235,238U、239,240Pu、232Th等16种核素的核反应数据。

基于溶液实验的堆芯物理多群常数库临界基准检验方法

堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各组件计算程序由于几何处理方法的局限无法对球形装置进行建模,因此尚未有基于球形临界基准实验对多群常数库进行基准检验的方法。本文提出了一种裸球形实验装置的模型建立方法,大幅增加临界基准检验使用的基准实验选择范围,同时基于国际核临界安全手册(ICSBEP2006)挑选了不同能谱指标下的49个铀、钚溶液实验对中国核数据中心研制的堆芯物理多群常数库进行临界基准检验,并给出了不同能谱指标下基准实验的参考结果范围。本文结果可扩大堆芯物理多群常数库基准检验规模和覆盖范围,有助于高保真堆芯物理计算程序准确性的进一步提升。

CENDL-NP热谱临界基准检验

为了解决CENACE-1.0库热谱临界实验中高估有效增殖因子(keff)的问题,选取多种类型的热谱临界基准实验,对制作CENACE-1.0库的基础评价数据库CENDL-NP-1.0进行基准检验。通过检验结果的趋势分析和相关性分析,发现热能区的235U裂变截面、辐射俘获截面和裂变平均中子数可能是导致高富集度铀金属热装置keff计算结果偏高的直接原因。

基于不同ENDF/B的ACE格式库参数制作与初步检验（英文）

评价核数据库是反应堆物理分析的基础。调研了各个时期重要版本的评价核数据库ENDF/B-Ⅳ,Ⅴ.2,Ⅵ.8,Ⅶ.0,Ⅶ.1,用国际著名的核数据处理程序NJOY进行加工得到五组连续能量点截面库,对部分核素的微观截面进行比较,利用堆用蒙卡程序RMC进行临界基准检验。结果表明:基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的连续能量中子截面库具有更高的精确度和良好的可靠性。

基于积分实验对232Th共振参数的调整

为验证钍基熔盐堆用AMPX格式238群中子-48群光子耦合多群常数库在钍铀装置核临界安全分析中的适用性,选取了钍铀物理基准实验(ICSBEP标识为HEUCOMP-THERM-021)的100个临界装置对该库进行基准检验。计算结果与实验值出现了从10pcm到1600pcm不等的偏差。选取合适的积分实验,并利用中国核数据中心研制的核数据调整程序NDAC对232Th共振参数进行了调整,重新计算临界基准实验得到的计算值与实验值的偏差只比调整前降低了60到90pcm。虽然调整后偏差降低了,但降低的幅度与预期结果相差较大。可能的原因有两个:一是灵敏度矩阵计算方法或精度不够可靠;二是该问题不满足核数据调整原理中的线性假设。下一步需要研究更好更精确的灵敏度矩阵计算方法并尝试通过迭代方法解决非线性问题。