DRAGON挂载WIMS-D核数据库的基准题计算验证

通过一系列基于实验的基准题对DRAGON3.05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k∞的计算正确性。并通过DRAGON3.05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF/B-VI.8核数据库的计算结果进行比较。结果表明:DRAGON3.05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。

不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析

核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明:采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善。因此,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。

用于TRIGA堆计算的WIMS-D/4核数据库的评价

分别应用ＮＪＯＹ和ＧＡＳＫＥＴ程序将ＺｒＨ中Ｈ、１６６Ｅｒ和１６７Ｅｒ核素的６９群微观截面补充到ＷＩＭＳ程序的核数据库中，形成了用于ＴＲＩＧＡ堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库和ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库．为了评价这两个核数据库是否正确，将它们与国际上通用的ＴＲＩＧＡ堆计算库ＷＩＭＳ－ＩＪＳ作了比较，验证了氢化锆中氢的声子特征；采用上述三种库分别计算了ＴＲＩＧＡ堆燃料栅元（标准－８．５燃料元件、标准１２燃料元件、ＬＥＵ燃料元件和ＦＬＩＰ燃料元件）的群常数、倍增因子随燃耗的变化以及燃料的负温度系数，并对结果进行了分析比较．结果表明，ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库和ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库适用于ＴＲＩＧＡ堆的计算．

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。

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL-3.2以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL-3.2在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。

基于核探针研究的大气气溶胶单颗粒指纹数据库的研制

探讨了基于核探针研究的大气气溶胶单颗粒指纹数据库研制的几个问题 ,主要包括指纹数据库的设计思想与数据结构、数据库系统功能、系统功能实现以及实验方法 .同时该数据库被应用于上海市大气气溶胶环境监测当中 ,结果表明 :该数据库不但能够快速的提供来自不同污染源颗粒物的信息 ,而且还可以追踪解析大气污染物的来源及其贡献率 。

基于卫星遥感及数据库同步的气象灾害监测预警系统设计

为缩小预警监测指标与测试指标之间的数值差,实现对气象灾害现象的准确监测,设计基于卫星遥感及数据库同步的气象灾害监测预警系统;在中心站体系内建立自动监测站局域网络,按照实际响应需求,连接影像显示模块与预警、响应模块,完成监测预警系统主站部分的设计;求解遥感影像数据集,根据卫星信息堆叠系数求解结果,定义核函数任务映射表达式,实现基于卫星遥感技术的气象灾害监测信息处理;建立数据库模型,通过分析中间件性能需求的方式,确定监测数据的XML同步处理结果,完成数据库同步中间件的搭建,结合相关设备元件,实现基于卫星遥感及数据库同步的气象灾害监测预警系统设计;实验结果表明,卫星遥感及数据库同步处理技术可以有效控制预警监测指标与测试指标之间的数值差,其最大取值结果不超过0.26,符合精准监测气象灾害现象的应用需求。

中国评价核数据库第二版(CENDL-2)

中国评价核数据库第二版（ＣＥＮＤＬ－２），包含从Ｈ到中的５４个重要核的全套评价中子核数据，中子能区为１０－５２０ＭｅＶ。它是在ＣＥＮＤＬ－１基础上，进行更新评价、扩展能区、扩充核素和数据种类；按国际标准格式建立计算机化核数据库；改进和发展理论计算、评价处理的有关方法和技术，研制配套相应的计算程序和基准检验程序系统；评价分析和理论计算细致，部分核的评价有自己的特色，较国际上先进的评价核数据库有所改进，有些评价数据还被这些先进库所采用。国际原子能机构已把ＣＥＮＤＬ－２作为国际上最先进的５个主要评价核数据库之一向世界各国发行，提供使用。

混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。

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。

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同),而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。

全国煤、煤矸石中核素含量数据库

本文介绍了全国煤、煤矸石核素含量数据库的设计思想,结构设计,数据库的界面及基本功能。该数据库采用Sybase数据库进行设计,用Power builder语言编程,实现关键字段查询、分类统计、打印输出、数据输入等功能。目前数据库收集了我国2043个煤、煤矸石及其它相关样品中天然放射性核素活度浓度水平数据。该数据库将为我国煤电能源环境评价提供基础数据。

核事故应急救援数据库系统设计与应用

在重大核事故发生后,快速掌握应急救援力量、救援物资及人口分布等核应急救援关键数据,有助于及时、科学、合理地开展应急救援工作。本文基于多源异构核应急数据的整合与分析,构建面向核事故应急救援指挥的数据库系统,用于涉核目标周边区域基础数据、地理环境、应急力量、应急预案、保障资源、支援力量等核应急数据的管理与分析应用,配套建设法规标准、基础理论、案例分析等核事故应急参考文献,综合利用可视化、数字地图和人机交互等先进技术,直观呈现核应急数据与信息,为核事故应急救援提供辅助决策和技术支持。

基于 Windows 环境的动力堆核材料数据库计算机管理系统

报道了在Ｗｉｎｄｏｗｓ环境下建立的动力堆核材料数据库计算机管理系统。介绍了系统组成、特点及主要功能，主要描述了物理分析、软件数据流、用户处理基本流程等的系统设计方法。较之以往的工作，本系统增加了关键测量点及组件方位图布局的交互设置，增强了在多种动力堆运行参数情形下的适用能力；增加了数据库编辑、文本编辑、代码查看和设置功能；能自动衡算产生有关报表和管理文件，支持多种打印设备，有报表打印预览显示；具有数据加密、解密及数据备份恢复功能。

嵌入式数据库在基于多核处理器的视频监控中的应用

在嵌入式双核处理器(ARM+DSP)平台之上,提出基于嵌入式数据库的网络视频监控系统架构.通过移植嵌入式数据库FUEL在TMS320DM6446音视频开发平台,利用其在多线程环境下对共享数据的管理,实现了多核处理器平台的音视频编解码对数据访问的一致性;并基于FUEL实现了嵌入式视频监控系统,使得系统在嵌入式多核处理器架构上更好地管理多线程应用程序之间共享的数据,进而可靠、高效地进行音视频的网络传输.

TP2008核数据库研制

根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。

混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制

根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认.

中国常用评价核衰变数据库的检索程序系统

中国常用评价核衰变数据库已在中国核数据中心ＭＩＣＲＯ－ＶＡＸ－１１计算机上建成。文章描述用于该库的检索程序系统。该程序系统按母核衰变模式进行单核和多核检索，检索结果可在终端屏幕、宽行打印机和激光打印机上以列表数据，衰变纲图和以ＥＮＳＤＦ格式数表等多种形式输出。

基于数据库系统的决策表核与属性约简算法

给出一种简单的代数核判断方法,它将比较两个正区域是否相等简化为比较它们的基数是否相等,从而简化了计算过程,得到一种基于数据库系统求决策表核属性的新算法。由于所有条件属性集已是一个代数协调集,采用自顶而下逐步删除可约属性的策略,提出一种基于数据库系统求代数约简的算法。理论分析和实验结果表明,该方法面对大数据集具有更高的效率。

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 。