压水堆离散纵标屏蔽设计多群参数库的开发与初步验证

利用最新发布的评价数据库ENDF/B-VIII.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-IV和SCALE6.1程序实现，首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库，再由PUFF-IV程序中的SMILER模块转换成AMPX格式供SCALE6.1程序中BONAMI模块进行共振自屏修正计算，最后通过并群计算以及格式转换模块生成适合离散纵标（SN）程序使用的ANISN格式的47群中子-20群光子的多群截面库。通过与OECD/NEA发布基准题的验证比较，证明了此参数库加工方法以及所制作参数库是正确的，满足屏蔽计算工程需求。      

群常数制作软件Ruler研发

采用国际公认的群常数制作理论方法，包括共振重造方法、多普勒展宽方法、热散射率处理方法、群截面和散射矩阵计算方法、共振自屏处理方法等，研发了包括主驱动程序、评价数据输入输出模块、公共数学模块、系统公共子程序模块、进制转换模块、截面线性化和共振重造模块、截面温度展宽模块、不可分辨共振自屏模块、热散射截面计算模块、中子多群常数计算模块、WIMS-D格式接口模块等11个模块的群常数制作软件Ruler。采用与国际通用核数据处理程序NJOY99比较的方式对Ruler进行了验证，包括群常数比较和基准检验结果比较。验证结果表明，Ruler的计算精度与NJOY99相当，其计算速度、可维护性、可扩展性优于NJOY99。     

基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证

采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。     

混合能源堆多群中子参数库研制

根据聚变-裂变混合能源装置计算的需求,利用微观评价核数据库ENDF/B-VI.8,研制了包括100多个核素的187群中子参数,用于中子输运方程的计算。通过选取合适的能群结构和权重谱,并考虑温度、热散射以及共振自屏效应等的影响,建立并拓展了适合混合堆研究需要的多群参数库。为了检验参数库中数据的适用性,采用一维中子和光子输运程序ANISN对一组基准装置进行了临界计算。结果表明参数库可用于混合能源堆设计计算。     

基于CENDL-3.2的多群截面库含Be快临界基准分析

中国评价核数据库最新版CENDL-3.2(Chinese Evaluated Nuclear Data Library)已于2020年6月发布,对包括核工程计算中常用的235U、238U、239Pu、56Fe等134个核素的中子反应数据重新进行了评价和计算,与CENDL-3.1相比,CENDL-3.2数据种类和数据质量均有大幅提高。Be由于其散射截面大、吸收截面小,常被用作熔盐堆燃料载体盐成分之一,其反应截面数据的准确性在熔盐堆设计中不容忽视。基于CENDL-3.2评价核数据库,采用NJOY制作了199群中子、42群光子的MATXS格式多群截面库,挑选了35个含Be快临界基准对其进行检验分析,并与基于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0的多群截面库计算结果进行对比。分析表明：基于CENDL-3.2多群截面库计算的26个基准题（74.29%）的结果与实验值偏差在0.5%以内,整体上优于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0。表明CENDL-3.2中的Be数据和基于CENDL-3.2的多群截面库及其制作方法是可靠的,能够用于熔盐堆相关设计计算。     

TMSR-SF高温下多群核数据库的研究

基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道的多群截面与温度的关系,并将不同温度下的截面库用于中子能谱测量,分析了中子能谱测量结果的误差与温度所引起截面库变化的关系。结果表明,不同类型核反应道的截面所受温度影响不同,特别是核素对超热中子的截面存在共振峰问题受温度影响最大,这是由于多普勒效应影响,所以中子能谱测量结果受核反应道选择的影响符合物理规律,加工所得873 K下的核截面库可用于TMSR-SF相关中子能谱测量。     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序开发

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH，开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH，解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题，程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换，将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中，然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中，实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性，并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算，验证了核热耦合方法的有效性。     

基于灵敏度对比分析SCALE 6.1自带库与CENDL-TMSR-V1数据库

为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求，中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序，针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示，针对1 GWt钍增殖熔盐堆，利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下k_eff最大差异约1 200 pcm。结合核数据对keff的灵敏度分析显示，其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示，CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时，基于CENDL-TMSR-V1 44群协方差数据，计算得到核数据对初始时刻k_eff总不确定度为1.03%，约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍，其差异主要由²³³U、²³²Th等核素的协方差数据不同导致。     

基于灵敏度对比分析SCALE 6.1自带库与CENDL-TMSR-V1数据库

为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求,中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序,针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示,针对1 GWt钍增殖熔盐堆,利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下k_(eff)最大差异约1 200 pcm。结合核数据对k_(eff)的灵敏度分析显示,其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示,CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时,基于CENDL-TMSR-V1 44群协方差数据,计算得到核数据对初始时刻k_(eff)总不确定度为1.03%,约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍,其差异主要由~(233)U、~(232)Th等核素的协方差数据不同导致。     

MCMG蒙特卡罗多群-连续截面耦合中子输运计算

本文针对多群蒙特卡罗计算省时但共振自屏处理存在缺陷,以及连续截面蒙特卡罗输运计算精度高但计算费时的问题,发展了一种多群-连续截面耦合计算方法。该方法在自主研发的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序MCMG中得到应用,通过多个模型的计算验证了方法的有效性。MCMG耦合计算取得了与连续点截面MCNP程序一致的结果,其计算速度较MCNP的提高了1倍左右。     

基于CENDL-3.2的宽群屏蔽数据库开发与验证

为开展反应堆屏蔽计算研究,使用NECP-Atlas和NECP-Shield程序,基于我国最新的评价核数据库CENDL 32开发了宽群屏蔽数据库NECL CP29,该数据库的中子能群结构采用基于粒子群算法优化的29群结构。为验证该数据库,使用国际屏蔽基准题库SINBAD中包括Iron 88、ASPIS NG和HBR 2等在内的屏蔽基准题进行了计算,计算结果不仅与实验测量值进行了比较,而且与国际主流屏蔽数据库BUGLE B7和BUGLE 96的计算结果进行了对比。验证结果表明,NECL CP29数据库的计算值与测量值吻合较好,计算精度整体上优于BUGLE B7和BUGLE 96,且优化的能群结构有效提升了计算效率。     

Japanese Evaluated Nuclear Data Library Version 3 Revision-3: JENDL-3.3

Evaluation for JENDL-3.3 has been performed by considering the accumulated feedback information and various benchmark tests of the previous library JENDL-3.2. The major problems of the JENDL-3.2 data were solved by the new library: overestimation of criticality values for thermal fission reactors was improved by the modifications of fission cross sections and fission neutron spectra for ²³⁵U; incorrect energy distributions of secondary neutrons from important heavy nuclides were replaced with statistical model calculations; the inconsistency between elemental and isotopic evaluations was removed for medium-heavy nuclides. Moreover, covariance data were provided for 20 nuclides. The reliability of JENDL-3.3 was investigated by the benchmark analyses on reactor and shielding performances. The results of the analyses indicate that JENDL-3.3 predicts various reactor and shielding characteristics better than JENDL- 3.2.     

69群库的热堆基准检验

用ＮＳＬＩＮＫ程序系统将当今４个最新的评价核数据库中的有关核素加工制作成了ＷＩＭＳ６９群结构的ＡＭＰＸ主库，用校正后的ＰＡＳＣ－１程序系统计算了美国截面评价工作组推荐的１０个热堆基准装置的积分量，并与国外同类计算做了比较，结果符合较好。用ＮＪＯＹ程序系统又制作了上述４个评价库的ＴＰＦＡＰ程序接口的６９群库，用ＣＭＢ程序计算了６个栅元装置的ｋ∞，并对结果进行了分析比较。     

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242Amm,制作的数据库比自带库的计算结果更接近实验值。     

PGNAA方法学的发展与现状

瞬发伽马中子活化分析(PGNAA)为非破坏性、在线测量的核分析方法。目前国际上有30多座研究堆建立了PGNAA实验室。本文介绍了三种定量瞬发伽马活化分析方法:相对法、校准曲线法、k0因子法,阐述了基本原理及其应用领域,以及针对短寿命核素高精度测量的束流斩波器技术,针对大样品测量带来的中子自吸收和伽马自屏蔽效应的内标法。此外还简介了基于CARR堆的热中子瞬发伽马活化分析装置进展情况,对国内的PGNAA问题进行了探讨。     

移植到CYBER-170/825计算机上的核数据处理系统NJOY

一、引言评价核数据的处理是核数据工作的重要环节,是连接核数据的来源(评价核数据库)和核数据的用户(各类核工程、核技术应用单位)的桥梁。NJOY是当今世界上最先进,并在各国广泛使用的核数据处理系统,它是一个综合性的计算机程序包,可将ENDF/B-IV和B-V的评价核数据制作成点状或多群形式的中子和光子截面。本文重点介绍核数据处理系统NJOY的主要用途和功能,简述在CYBER-170/825机上移植它的情况。NJOY在CYBER计算机上移植成功,使核数据中心为核电和核工程设计提供多种格式中子和γ群常数成为可能。今后,NTOY将在我国其它有关单位推广使用。     

142~146,148,150Nd光核反应理论计算

基于我国自主研制的核反应理论计算程序MEND G,针对200 MeV能量范围内光子诱发142~146,148,150Nd的核反应数据开展了系统的理论计算研究。首先分析了现有的多种光核反应测量数据,筛选出以实验数据作为理论计算依据;利用8种经典的光子强度函数模型和准氘模型,描述光子吸收截面;在此基础上,采用MEND G程序对142~146,148,150Nd开展光核反应理论计算,并通过优化6个Gilbert Cameron能级密度参数,得到适用于Nd天然稳定同位素的普适能级密度,同时针对142,143Nd得到与实验结果符合更好的定域能级密度参数。通过对分光中子出射截面的系统分析,建立了ENDF 6格式的光核反应数据。结果表明,推荐的光核数据合理,与实验测量数据一致性较好,该数据已收录在CENDL 32光核子库中。     

多群常数库NuDa-SN主库的研制

为给中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标（S_N）输运软件JSNT-S制作配套的多群常数库NuDa-SN，制定了主库与工作库配合的基本路线。其中，主库采用NJOY2016与CMiler程序基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库制作。主库包含455个核素，中子能群数为199，光子能群数为42。为验证主库的可靠性，分别对主库进行了单核素测试、临界基准检验以及屏蔽基准检验，所有测试表明主库在临界计算和屏蔽计算方面具有相当的可靠性。