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。

铀氢锆堆群常数库的生成及堆芯的物理和安全参数的计算

应用栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４及含有氢化锆中氢核素数据的ＷＩＭＳ－Ｎ２核数据库，计算了我国第１座商用铀氢锆堆（西安脉冲堆）的栅元参数，生成了两群群常数随燃耗变化的数据库．用所产生的群常数库和ＴＲＩＧＡＣ程序对西安脉冲堆堆芯重要的物理和安全参数———堆芯通量分布、Ｋｅｆ随燃耗的变化、负温度系数以及功率峰因子等进行了计算，这些参数对堆芯燃料管理和核安全分析具有重要的意义．

多群常数库NuDa-SN主库的研制

为给中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标(SN)输运软件JSNT-S制作配套的多群常数库NuDa-SN,制定了主库与工作库配合的基本路线。其中,主库采用NJOY2016与CMiler程序基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库制作。主库包含455个核素,中子能群数为199,光子能群数为42。为验证主库的可靠性,分别对主库进行了单核素测试、临界基准检验以及屏蔽基准检验,所有测试表明主库在临界计算和屏蔽计算方面具有相当的可靠性。

新一代堆芯多群常数库制作系统的研制

随着新一代组件计算程序计算精度要求的不断提高,组件计算程序对配套多群常数库提出了更高的要求,例如:要求能群结构更加精细、共振参数更加多样、燃耗数据更加精确等。为满足新一代组件计算程序的这一系列需求研发了一套制作多群常数库的系统NPLC-3。NPLC-3系统以NJOY程序为中心包含了输入参数库、驱动程序、主库制作程序、并群、并库、删除、添加、进制转换、数据自动检验等功能模块,针对各功能模块采用不同方法初步验证了系统的正确性。相对传统的数据制作方法,NPLC-3系统在燃耗链设计、燃耗数据计算以及共振数据制作等方面增加新的特性,而且系统采用独立的I/O接口、全自动读取参数库并生成输入卡,相对过去制作数据库的手段有了很大的改进。

钍基熔盐堆用238群中子-48群光子耦合多群常数库的屏蔽基准验证

采用OKTAVIAN脉冲球实验对钍基熔盐堆用AMPX主库格式238群中子-48群光子耦合多群常数库进行了屏蔽基准验证,重点检验了该库中的F,Li,Be,C、Al,Si,Cr,Ni,Zr,Co,Cu,Mn,Mo,Nb,Ti,W,Pb同位素/元素的数据。采用SCALE 5.1程序系统中的XSDRN-PM程序进行一维屏蔽问题计算,将计算结果与实验测量数据及MCNP程序计算结果进行比较,发现中子泄漏谱的符合程度较好,而光子泄漏谱检验中发现大多数核素都出现了不同程度的高估。通过对GENDF格式到AMPX格式的转换程序MILER-4进行修正,解决了这一问题。通过对多群常数库的屏蔽基准验证,进一步证明了该库的可靠性。

CEA93核数据库分析研究

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CEA93库进行维护更新,具有维护便捷、不易出错的优点。

WIMS 库的更新及其基准检验

运用研制开发的ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统，以微观库ＣＥＮＤＬ－２为基础，对ＷＩＭＳ库进行更新，并对新制作的库进行了热堆基准检验，从而验证了ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统的正确性，以及新库的可靠性与精度。