基于ENDF/B-Ⅶ.1库的AHD1.0加工与基准验证

核数据库是中子输运计算的基础。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价库,采用NJOY制作了用于MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)程序的AHD1.0(Advanced hybrid database1.0)库,并从国际临界核安全手册(International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments,ICSBEP)中分别选取了高浓铀、中浓铀、低浓铀的快谱、中间谱及热谱的部分基准装置,用MCNP程序调用该数据库进行了临界基准验证,验证结果显示:调用该库的计算值与实验值符合较好,误差在0.5%以内,具有较高的精确度,满足核设计对数据库精度的要求。但对于部分含有W、Fe、Gd等结构材料、吸收材料的基准检验中,存在较大的偏差,造成这些偏差的主要原因是计算过程中核素的处理及评价数据库的来源,需要进一步的研究验证。

基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价库的ACE格式参数制作与初步检验

2006年发布的ENDF/B-Ⅶ.0评价库较2001年发布的ENDF/B-Ⅵ.8有许多改进之处,与临界积分检验装置实验结果符合得更好。采用NJOY程序及ENDF/B-Ⅶ.0评价库中子入射子库,制作了MCNP系列程序使用的ACE格式参数。阐述了新评价库的特点和参数库的制作过程,重点叙述了对参数库的检验。结果表明,制作的参数库是正确的,可供用户使用。

MATXS格式多群核截面数据加工平台研制与CMGC1.0数据库验证

中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了研制过程的高可靠性。基于新研制的多群核截面数据加工平台,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价核截面数据库,开发了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器临界计算的361群中子的MATXS格式多群截面数据库CMGC1.0,并使用DRAGON4程序以及WLUP临界基准题对其进行基准验证。验证结果表明,CMGC1.0数据库的临界基准平均偏差为0.93%,最大偏差为3.68%,可满足压水堆乏燃料组件干法贮存容器临界设计的工程应用需求。本工作可以为核截面加工平台和截面数据库的加工与验证提供借鉴。

MUSE-F1.0输运库的开发与基准验证

运用NJOY99程序,以微观评价库ENDF/B-Ⅶ.0为基础,开发了适用于快堆研究设计的175群中子、42群光子的多群截面数据库MUSE-F1.0。采用权重谱thermal--1/e--fast reactor—fission+fusion及勒让德P6近似。采用ANISN程序,从临界计算及屏蔽计算两方面对该库进行了较全面的检验;屏蔽检验涉及裂变堆、聚变堆、加速器等装置屏蔽材料所常用的相关核素截面数据的检验。检验结果表明:MUSE-F1.0在临界计算及屏蔽计算方面具有较高的精确度和较强的适用性,可满足快堆设计研究方面的应用要求。

The high-energy multi-group HEST1.0 library based on ENDF/B-Ⅶ.0: development, verification and preliminary application

ENDF/B-Ⅶ.0, which was released by the USA Cross Section Evaluation Working Group （CSEWG） in December 2006, was demonstrated to perform much better than previous ENDF evaluations over a broad range of benchmark experiments. A high-energy （up to 150 MeV） multi-group library set named HEST1.0 with 253-neutron and 48-photon groups has been developed based on ENDF/B-Ⅶ.0 using the N JOY code. This paper provides a summary of the procedure to produce the library set and a detailed description of the verification of the multi-group library set by several shielding benchmark devices, in particular for high-energy neutron data. In addition, the first application of HEST1.0 to the shielding design of the China Spallation Neutron Source （CSNS） is demonstrated.

MCNP程序用热中子散射数据制作和检验

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质"轻水中氢"和"重水中氘"给出了分析说明。通过48个基准装置keff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的keff整体上偏差不大,keff平均偏差约65pcm。

Bamboo-Lattice程序多群截面数据库的改进

本文基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价数据库,利用核数据加工处理程序NJOY及LATTICE_PRE为Bamboo-Lattice程序研制了一套改进后的多群截面数据库NECL2.0。基于基准题和数值分析的结果表明:采用NECL2.0数据库计算得到的燃料组件的kinf、裂变率分布、少群均匀化截面与参考解均吻合很好;考虑银铟镉共振对kinf的计算精度可提高近1 000pcm,与参考解相比最大裂变率相对偏差从-0.97%降低到-0.53%;考虑包壳锆的共振对kinf的计算精度可提高约60pcm。

核数据对球床式高温气冷堆燃料元件中子学特性的影响

球床式高温气冷堆采用了球形燃料元件,燃料区域由石墨基体和弥散在其中的包覆燃料颗粒构成,其外有与石墨基体相同材料的包壳;燃料球堆叠成填充率约为0.61的球床式堆芯活性区。在堆芯物理计算中,必须考虑其特殊的双重非均匀性结构对共振计算的影响。此外,由于石墨起到了中子慢化和结构材料的重要作用,其截面参数的准确性对共振计算和临界计算均有很大影响。本文采用蒙特卡罗中子输运计算程序SCALE/KENO-Ⅵ和Serpent-2,对比分析了ENDF/B Ⅶ.0和ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库对不同燃料模型的有效增殖因数(keff)及反应率的影响,并进一步比较了不同双重非均匀性处理方法对计算结果的影响。结果表明,由于石墨吸收率增大,使用ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库所得keff小于使用ENDF/B Ⅶ.0版本核数据库的结果,且计算模型中石墨材料越多,计算结果相差越大:对于包覆颗粒模型差别约为200pcm,对于燃料元件约为700pcm,对于堆芯单元约为1 600pcm。SCALE/KENO-Ⅵ程序使用DOUBLEHET模型进行多群蒙特卡罗计算所得结果与连续能量模型计算结果吻合良好,且计算效率高,对燃料球模型而言可节省约85%的计算时间。