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。

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。

CENDL-3.1临界基准装置的积分检验

从国际核临界安全手册(ICSBEP)中选取1000余个基准实验方案,装置能谱覆盖快、中、热能区,用于系统化地检验最新版中国评价中子核反应全套数据库CENDL-3.1。采用MCNP4C程序对这些基准实验进行临界模拟计算,MCNP4C接口ACE格式的群常数库采用NJOY99制作而成。将基于CENDL-3.1计算得到的keff与基准实验值进行了比对,并且与CENDL-2.1进行了比较。结果表明,在检验的能区内,CENDL-3.1的检验结果整体优于CENDL-2.1。

基于灵敏度对比分析SCALE 6.1自带库与CENDL-TMSR-V1数据库

为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求,中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序,针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示,针对1 GWt钍增殖熔盐堆,利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下k eff最大差异约1200 pcm。结合核数据对k eff的灵敏度分析显示,其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示,CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时,基于CENDL-TMSR-V144群协方差数据,计算得到核数据对初始时刻k eff总不确定度为1.03%,约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍,其差异主要由233 U、232 Th等核素的协方差数据不同导致。

CENDL-3.1铜的检验和改进

介绍了利用屏蔽基准实验OKTAVIAN以及核临界安全手册（ICSBEP）中的临界基准实验对CENDL-3．1铜的全套中子评价数据进行的宏观检验。在屏蔽基准检验中，除了中子和7泄漏谱上发现了由非弹性散射截面造成的与实验测量结果的分歧，计算结果与实验符合相当好。在快中子谱临界基准检验中，装置HMF072、HMF073和PMF013的keff的计算结果高出实验值大约2％，严重偏离实验结果。针对HMF072装置的灵敏度分析显示，该分歧的产生主要是由于全截面在0．1～1．3MeV能区的评价不当引起的。在对0．1～1．3MeV的全截面进行修正后，临界检验的结果获得了明显改善。

基于LR-0基准题的CENDL-TMSR-V1数据库验证

为验证氟盐冷却先进堆型的物理特性,在捷克LR-0装置上开展了关于石墨和FLiNa盐的中子物理实验,形成了满足国际临界安全分析评价标准的基准题。基于上述基准题,利用MCNP和SCALE程序,对中国核数据中心研制的钍-铀循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1进行了验证。结果表明,CENDL-TMSR-V1计算得到的石墨和FLiNa盐样品组临界实验k eff、能谱和中子通量均与实验结果符合。临界计算最大差异为-0.00187,在实验不确定度范围内。相较于ENDF/B-Ⅶ.0的计算结果,CENDL-TMSR-V1计算值与实验结果更接近。不确定度分析表明,CENDL-TMSR-V1计算得到的石墨和FLiNa盐核数据不确定度明显小于SCALE6.1自带协方差数据库的计算结果。

CENDL库中Fe、W评价数据的改进对屏蔽积分实验计算结果的影响

利用中国原子能科学研究院核数据重点实验室中子积分实验装置,分别完成了氘氚中子与不同尺寸Fe、W样品作用的泄漏中子飞行时间谱实验测量。利用MCNP-4C程序开展了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,Fe和W的评价数据分别采用CENDL-3.2库及CENDL-3.1库的数据,并将两数据库模拟结果与实验结果进行对比分析,重点分析了CENDL-3.2库中Fe和W的数据的改进与不足。结果表明:对Fe中子评价数据,CENDL-3.2库在弹性散射能区、连续能级非弹性散射能区及分立能级非弹性散射能区,模拟结果均与实验结果符合较好,较CENDL-3.1库有明显改善;对W中子评价数据,CENDL-3.2库在非弹性散射能区的模拟结果与实验结果符合较好,较CENDL-3.1库有明显改善,但在弹性散射能区模拟结果高于实验结果,在(n, 2n)反应能区模拟结果低于实验结果。CENDL-3.2库关于天然W的中子评价数据有待进一步改善。

基于CENDL-3.2的宽群屏蔽数据库开发与验证

为开展反应堆屏蔽计算研究,使用NECP-Atlas和NECP-Shield程序,基于我国最新的评价核数据库CENDL-3.2开发了宽群屏蔽数据库NECL-CP29,该数据库的中子能群结构采用基于粒子群算法优化的29群结构。为验证该数据库,使用国际屏蔽基准题库SINBAD中包括Iron-88、ASPIS-NG和HBR-2等在内的屏蔽基准题进行了计算,计算结果不仅与实验测量值进行了比较,而且与国际主流屏蔽数据库BUGLE-B7和BUGLE-96的计算结果进行了对比。验证结果表明,NECL-CP29数据库的计算值与测量值吻合较好,计算精度整体上优于BUGLE-B7和BUGLE-96,且优化的能群结构有效提升了计算效率。

CENDL-3天然锆宏观检验

介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子泄漏谱。检验还分析了氢化锆慢化体临界实验的keff计算结果。检验结论认为CENDL 3天然锆的评价较CENDL 2 .1有所改进 ,但是非弹角分布、(n ,2n)反应和连续非弹性散射的双微分截面仍需要进一步调整。

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。

CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的^(56)Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

CENDL-3.2评价库对^(56)Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对^(56)Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在^(56)Fe非弹性散射能量范围对以^(56)Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在^(56)Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。

基于CENDL-3.2的多群截面库含Be快临界基准分析

中国评价核数据库最新版CENDL-3.2(Chinese Evaluated Nuclear DataLibrary)已于2020年6月发布,对包括核工程计算中常用的^(235)U、^(238)U、^(239)Pu、^(56)Fe等134个核素的中子反应数据重新进行了评价和计算,与CENDL-3.1相比,CENDL-3.2数据种类和数据质量均有大幅提高。Be由于其散射截面大、吸收截面小,常被用作熔盐堆燃料载体盐成分之一,其反应截面数据的准确性在熔盐堆设计中不容忽视。基于CENDL-3.2评价核数据库,采用NJOY制作了199群中子、42群光子的MATXS格式多群截面库,挑选了35个含Be快临界基准对其进行检验分析,并与基于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0的多群截面库计算结果进行对比。分析表明:基于CENDL-3.2多群截面库计算的26个基准题(74.29%)的结果与实验值偏差在0.5%以内,整体上优于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0。表明CENDL-3.2中的Be数据和基于CENDL-3.2的多群截面库及其制作方法是可靠的,能够用于熔盐堆相关设计计算。

Neutron nuclear data evaluation of actinide nuclei for CENDL-3.1

New evaluations for several actinide nuclei of the third version of Chinese Evaluated Nuclear Data Library for Neutron Reaction Data （CENDL-3.1） have been completed and released. The evaluation is for all neutron induced reactions with uranium, neptunium, plutonium and americium in the mass range A-232-241, 236 239, 236-246 and 240-244, respectively, and cover the incident neutron energy up to 20 MeV. In the present evaluation, much more effort was devoted to improving the reliability of the evaluated nuclear data for available new measured data, especially scarce or absent experimental data. A general description for the evaluation of several actinides＇ data is presented.

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 。

锦屏深地核天体物理实验室屏蔽计算

锦屏深地核天体物理实验室(JUNA)为核天体物理关键反应的研究提供了极低本底环境,加之400kV强流高稳定加速器的使用,使核天体物理感兴趣能区(伽莫夫窗口)的直接测量成为可能。而同时为避免加速器产生本底破坏锦屏深地实验室的超低本底环境,需估算加速器运行本底,进而对核天体物理实验室进行整体屏蔽。以屏蔽系统的初步设计方案为基础,基于中国核数据中心推荐的综合评价核数据库CENDL-NP,采用MCNP方法对其进行了模拟计算。计算过程采取了权重窗技巧与改变几何条件相结合等方法来减小方差,以提高MCNP方法在计算深穿透问题时的准确性。计算结果表明,该实验室的屏蔽系统对加速器引起的本底进行了有效的屏蔽。

基于不同ENDF格式数据库的MCNP温度相关中子截面库研究

使用截面加工程序NJOY生成以针对最新释放的ENDF/B-VII和CENDL-3.1评价核数据截面库为基础库的2个ACE格式的温度相关中子截面库。使用压水堆多普勒数值基准题对生成的2个ACE格式截面库进行基准验算。验算结果表明,所生成的2个温度截面库在有效增殖系数、多普勒反应性亏损、多普勒反应性系数方面均与原基准题吻合良好,说明评价核数据截面库ENDF/B-VII和CENDL-3.1能很好地应用于ACE格式的截面库的制作。

基于D-T中子源的板状铌样品的评价数据基准检验实验

利用中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室的脉冲化氘氚聚变中子源产生的14.5 MeV单能中子,通过飞行时间法,测量了5、10、15 cm厚度板状铌(Nb)样品在与60°和120°两个方向上的泄漏中子飞行时间谱。利用蒙特卡罗模拟软件MCNP-4C进行了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,分别获得了CENDL-3.1、ENDF/B-Ⅷ.0和JENDL-4.03个数据库中Nb评价数据的模拟结果。通过各数据库不同能区的模拟结果与实验结果的比值(C/E),对3个数据库中^(93)Nb与14.5 MeV中子作用的角分布和双微分截面等相关评价数据进行了检验,重点分析了CENDL-3.1库的数据。结果表明,CENDL-3.1数据库的模拟结果在弹性散射能区、非弹性散射能区以及(n,2n)反应能区与实验结果均存在一定的偏差。而JENDL-4.0数据库除在120°弹性散射能区有高估现象,其他能区的模拟结果与实验结果均符合较好。ENDF/B-Ⅷ.0数据库的模拟结果除在60°方向弹性散射峰偏低外,其他能量范围的模拟结果均高于实验。

中子诱发241Pu裂变缓发γ光子谱的计算

开发了裂变缓发γ光子谱计算程序,利用燃耗计算程序获得裂变产物核的积存量,然后对产物核发射的缓发γ求和得到随时间变化的缓发光子谱。通过对n+235U裂变缓发光子谱计算,并与现有国际评价核数据库、现有实验数据比较,验证了程序的正确性。利用该程序计算了入射为热能中子和裂变谱中子诱发的241Pu裂变缓发光子谱,出射缓发光子能量范围为0~7 MeV,并转换为ENDF/B-Ⅵ格式的数据库,补充了中国评价核数据(CENDL-3.X)。由于采用了最新核数据,与国际数据比较,具有一定的先进性。计算结果表明,热中子和裂变谱中子诱发241Pu裂变产生的光子谱比较相似,但有区别,剂量随时间变化的曲线几乎相等,经过3 h剂量衰减到小于0.1%。时间积分的总剂量略有差别,分别为1 667和1 670 keV-bq-s。

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。