压水堆燃耗数据库的制作与验证

基于评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0和EAF-2010研制了一套适用于CINDER90程序的压水堆用燃耗数据库,该数据库包含中子反应截面、衰变数据和裂变产额数据3部分。中子反应截面的加工分为两步,首先采用Inverted-Stack算法和CRECTJ6程序将EAF-2010库的截面分支比融入ENDF/B-Ⅷ.0库全套中子评价数据,然后用NJOY2016程序处理成63群截面。衰变数据和裂变产额数据分别由MF8/MT457和MF8/MT454数据加工得到,裂变产额数据共包含36个裂变核的60组产额数据。以SFCOMPO-2.0中Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对研制的燃耗数据库进行了验证。结果表明,本文制作的燃耗数据库的方法是正确的,对于某些核素,如^(242)Am^(m),制作的数据库比自带库的计算结果更接近实验值。

西安脉冲堆^(127)I嬗变计算方法与实验验证

为了开展129I的热中子嬗变的研究,在西安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索实验条件,对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算,并与实验测量值进行了比对。利用NJOY程序,以ENDF/BVII.0库为基础,制作了127I在西安脉冲堆堆芯辐照温度下的MCNP格式截面库,与MCNP自带库(ENDF/BVI.2)同温度下截面库进行了比较,在不可分辨共振区做了改进,使用新制的截面库,利用MCNP程序对ORI-GEN2数据库中的127I辐射俘获截面进行了修正,结合ORIGEN2程序分析了127I靶件在西安脉冲堆实际辐照后的嬗变率和核素的变化,研究了中子能谱和辐照时间对靶件嬗变计算的影响。使用MCNPX自带的燃耗模块CINDER’90对127I靶件的嬗变情况进行模拟,结果与ORIGEN2基本一致,与实验数值有2%～3%的偏差,主要原因是MCNP计算中子通量密度存在误差。