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。

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。

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。