核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP(WIMSD library update project)基准题、国际临界安全基准题ICSBEP(international criticality safety benchmark evaluation project)等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。

利用PNST测井评价示踪陶粒压裂裂缝Ⅱ:时间谱

为满足水力压裂支撑缝高评价需要,针对含高热中子俘获截面材料氧化钆的非放射性示踪陶粒的辨识问题,研究了PNST俘获时间谱测井资料处理与解释方法。从预处理2个伽马探头和热中子探头的俘获时间谱出发,研究了示踪陶粒沾污套管内壁、进入水泥环窜槽和支撑地层裂缝等几种典型情况的时间谱特征,以及反映时间谱特征的地层与井眼俘获截面、非弹与俘获计数率、井眼与地层成分俘获计数率等测井曲线的提取方法,并展示了测井曲线在示踪陶粒压裂井的应用。通过比较压裂前后PNST各探头的这些测井曲线,能直观、清晰地辨识示踪陶粒;仅利用压裂后近伽马计数率和近/远伽马计数率比值交会解释,能定性辨识示踪陶粒支撑的裂缝。

NECP-Atlas中热中子散射律数据生成模块的开发与验证

基于热中子散射理论,在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了热中子散射律数据生成模块。在相干弹性散射中,去除了传统方法中的晶体立方近似和原子位置近似,采用各向异性位移参数(ADPs)方法得到考虑了不同原子位置和作用力方向影响的相干弹性散射律数据,使得相干弹性散射模型适用于任意结构晶体。运用有效宽度模型或自由气体模型考虑液体靶中的扩散效应,运用离散谐振子模型考虑多原子分子靶的分子内部振动,以及舍尔德近似考虑分子间的相干效应。通过对D 2O中D非弹性、LiH中H非相干弹性、金属Be相干弹性散射律数据的计算,证明了程序和方法的正确性。采用ADPs方法计算的金属Be相干弹性散射律数据与传统方法相比,精度最大提高约10%。ICSBEP基准题计算结果表明,采用ADPs方法获得的金属Be热散射截面,会使计算的有效增殖因数更接近实验基准值平均约60 pcm。

CENACE热散射中子文档的研制

为模拟计算相关中子学问题,中国核数据中心研制了ACE格式的多温度连续能量点截面库CENACE。其中,为计算热中子相关问题,采用NJOY99程序,将ENDF/B-Ⅶ.1库中18种材料的热散射率数据制成ACE格式的热中子散射数据。为验证热中子ACE文档的完整性和可用性,对加工得到的数据进行绘图测试,并将热散射截面的计算结果与实验测量值进行比较。测试结果表明,所有ACE文档数据准确可靠,不存在异常或不合理等现象;对于常见反应堆慢化剂材料,新制作的热散射数据与实验值符合良好,个别材料的热散射率评价数据有待进一步改进。

热化数据处理功能研究与Thermc模块研发

热能区入射中子能量变化范围是1×10^(-5)~5eV,在这一范围内的中子能量与反应堆内材料靶核热运动的能量相当,中子与靶核的反应过程与其他能区截然不同。在该能区,需要考虑中子与堆内材料发生散射时,化学键、晶格结构以及分子热运动对反应过程的显著影响,对不同类型的材料,需要使用不同的理论方法和处理手段得到供输运程序使用的热化数据。基于热化数据处理的相关理论,研究了热中子散射数据的处理方法,同时在自主研发核数据处理软件RXSP中,开发了相应的核数据处理模块Thermc。在此基础上,使用Thermc模块基于ENDF/BⅦ.1核数据库加工得到热中子散射数据,经过与经典核数据处理软件NJOY的相应结果的微观比较以及若干宏观基准题检验,热化数据精度与准确性得到充分验证。

氮化铀热中子截面的第一性原理计算

氮化铀(UN)因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以此为积分得到UN的定容比热容,并基于新制作的声子态密度,采用核截面处理程序NJOY/LEAPR,利用热中子散射理论,得到UN的S(α,β)数据,进而研究UN的热中子散射截面,并与传统压水堆的二氧化铀(UO_2)进行对比.结果表明:优化的晶格参数与数据库符合较好,UN声子态密度的声子项和光子项较UO_2的分隔更加明显,定容比热容计算结果与实验值一致,基于该声子态密度计算得到的UN中238U的非弹性散射和弹性散射截面比相同温度下UO_2中～(238)U小,UN中N仅考虑了非相干散射部分,随着温度升高,UN弹性散射截面变小,非弹性散射变大,并在高能段趋于自由核散射截面.本文的研究结果填补了UN热中子截面数据的缺失,为下一步系统研究UN燃料在轻水堆中的中子学性能奠定了基础.

氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响

氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_(eff)、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明:考虑FLiBe熔盐热散射效应,堆芯中子能谱变硬,导致~(235)U裂变反应率和k_(eff)变小,燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10~(-5) K~(-1),而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时,FLiBe熔盐热散射效应导致~(235)U裂变率减少的变化量降低,k_(eff)的下降幅度从9.2×10~(-4)变为2×10~(-4)。因此,熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。

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。

单晶硅受照热中子注量率的双箔活化法测量研究

由于活化箔材料和单晶硅目标核素的活化截面随中子能量的变化曲线形状不同,导致等效2 200 m/s热中子注量率的活化箔法确定值与单晶硅目标活化率的对应值存在一定的偏差。为研究活化截面的变化差异对测量的影响,对热中子活化截面均服从1/v规律,但共振积分和2 200 m/s热中子活化截面的比值相差较大的Zr箔和CoAl箔进行了测量比较。结果表明,由于超热中子对前者的活化率贡献更大,导致Zr箔确定的值明显高于CoAl箔的值,活化截面的变化差异对测量结果有显著影响。为消除该影响,采用通过两种活化箔确定的值和Stoughton-Halperin约定关系式建立方程组的方法,确定了与单晶硅目标活化率对应的等效2 200 m/s热中子注量率。

第一性原理在热中子散射截面计算中的应用

第一性原理被应用在核工程领域关注的热中子散射材料的热中子截面计算中。本工作以Al和Bi金属的热中子截面制作为例,分别基于第一性原理冷冻声子法和密度泛函微扰法,采用VASP结合PHONONY程序计算了它们的声子色散关系和声子态密度。基于NJOY程序,在LEAPR中添加Bi相干散射处理,制作了Al和Bi的热中子散射截面库。结果表明:对于Al,相较于冷冻声子法,密度泛函微扰理论的声子态密度得到的热中子散射截面与ENDF8.0符合更好,对于Bi,采用密度泛函微扰法消除了冷冻声子法的虚频现象,得到的热中子散射结果与实验值符合较好。本工作从探索材料内部特征机理的角度提出了一种更基础、更有预见性的制作热中子截面的方法,为研究新型反应堆的核材料热化机理奠定了理论基础。

ENDF/B-VIII.β与ENDF/B-VII.1中水的热中子散射截面数据对比分析

以常见的慢化剂材料轻水为例,分析了ENDF/B评价库中两个版本ENDF/B-VIII.β与之前ENDF/BVII.1中热中子散射截面数据的差异。由于ENDF/B-VIII.β与ENDF/B-VII.1等两个版本中热中子散射截面的温度不尽相同,为定量分析同一温度下二者的差异,通过插值方法得到了任意温度下的热中子散射截面数据。对比发现,二者在同一温度下的热中子散射数据存在差异。相对于ENDF/B-VII.1评价库版本而言,基于ENDF/B-VIII.β评价库版本加工得到的束缚在水中的氢的热中子散射截面与ENDF/B-VII.1存在较为明显的差异,两个版本给出的低温情况下的中子与靶核碰撞后的平均散射角余弦在热区的低能段出现极小的负值。此外,当温度高于室温时,在热区的低能段ENDF/B-VIII.β给出的平均次级中子能量要稍大于ENDF/B-VII.1给出平均次级中子能量。