固体热中子散射数据研制程序SIRIUS

基于热中子散射的相干弹性散射、不相干弹性散射、相干非弹性散射、不相干非弹性散射4种机制,开发了可用于固体材料热中子散射数据库(TSL)研制的SIRIUS程序,并采用第一性原理晶格动力学方法计算固体材料的声子谱和声子能态密度。在此基础上计算了简单面心立方晶格(FCC)结构的金属~(27)Al的热中子散射数据,与ENDF/B-Ⅶ.1库中数据基本符合,验证了程序和方法的正确性。     

基于分子干涉函数的光子-原子相干散射截面计算方法研究

X射线衍射在物质结构分析和材料无损检测领域有着广泛的应用,其基本物理原理为光子与物质发生的相干散射。传统的相干散射截面计算方法基于独立原子形状因子近似方法,忽略了光子动量转移较小时与原子发生相互作用时的分子干涉效应,影响相干散射截面的计算精度。因此,为了获得光子动量转移较小时精确的相干散射截面,本文在核数据处理程序NECP-Atlas中对基于分子干涉函数的光子-原子相干散射截面计算方法进行研究,利用分子动力学模拟方法计算分子干涉函数,对蒙特卡罗程序使用的ACE格式数据库中的原子形状因子进行修正,并给出了模拟得到的水分子和乙醇分子的分子干涉函数,对基于独立原子形状因子近似方法和考虑分子干涉效应计算得到的水和乙醇的散射成像结果进行了对比分析。数值结果显示：基于分子动力学模拟得到的分子干涉函数计算得到的水的散射成像结果与文献结果吻合较好;同时,当光子动量转移较小时,分子干涉效应对相干散射的次级光子角度分布有着显著影响。本文建立的光子-原子相干散射截面计算方法可显著提高光子动量转移较小时的相干散射次级光子角度分布计算精度,可为X射线衍射模拟提供数据基础。     

金属氢化物点阵动力学的一种简单模型

本文在叁邻近中心力的假设下,求解金属氢化物(氢化钛和氢化锆)的点阵动力学方程,而得到声子谱。将此声子谱代入非相干近似下金属氢化物的热中子非弹性散射截面公式,求得截面的理论值。再通过与实验截面数据的符合,而确定中心力参数。最后再解一遍点阵动力学方程,而得到了金属氢化物(氢化钛和氢化锆)的声子谱,和其中金属原子(钛和锆)以及氢原子的中子散射权重声子谱。     

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。     

NECP-Atlas中共振弹性散射核处理模块的开发与验证

在多群截面和散射矩阵产生中考虑了靶核热运动以及共振弹性散射。首先,采用了任意勒让德阶数的各向异性共振弹性散射核公式,以计算准确的多普勒展宽能量转移核。使用了半解析积分方法来进行共振弹性散射核的计算。结合共振弹性散射核计算,提出了一种线性化方法来产生共振弹性散射核插值表。利用该插值表可精确插值共振弹性散射核以减少计算成本。其次,基于共振弹性散射核开发了慢化方程求解器从而代替传统的渐进散射核。该求解器可以正确地考虑中子上散射效应对于中子能谱的影响。在多群截面归并时使用更加精确的中子能谱,以此可以得到更加精确的多群截面。上述所有方法都已集成至核数据处理程序NECP-Atlas。数值结果表明,所提出的方法可以为下游计算提供准确的多群截面;相比于传统方法所产生的多群截面及散射矩阵,当上散射效应被考虑时,使用确定论程序所计算的燃料温度系数以及特征值有较大的变化。     

氢化锂热化效应机理研究

氢化锂（LiH）以其低密度、高熔点、较高的H原子份额等良好的热物性,被用作空间核热推进反应堆的慢化剂和屏蔽材料。考虑到低能区LiH热中子数据的缺失使得数值模拟结果与实际相差很大,本文对LiH热化效应机理进行初步研究,基于第一性原理方法计算了LiH的声子谱,采用GASKET和NJOY程序建立LiH热散射律和散射矩阵的计算模型,制作成MCNP的ACE格式的LiH热中子截面数据库。对比文献结果和ZrH2热散射截面,分析差异的原因,采用Debye模型的抛物线效应修正了次级能量分布情况。该截面值可为下一步高温粒子球床堆物理建模提供必要的数据。     

多普勒展宽舍弃修正对氟盐冷却球床高温堆中子学的影响分析

超热区中子的弹性散射易受靶核热运动影响，传统的蒙特卡罗程序采用常数散射截面自由气体模型来描述超热区中子的散射过程。研究表明，忽略共振弹性散射效应所引入的误差随温度的升高而增加，而氟盐冷却球床高温堆工作在高温条件下，为减小共振区弹性散射计算误差，有必要在中子学计算中使用多普勒展宽舍弃修正方法以考虑其共振弹性散射效应。本文使用修改源码后的蒙特卡罗程序MCNP5对氟盐冷却球床高温堆栅元开展中子学计算，发现经多普勒展宽舍弃修正后的²³⁸U的中子俘获率增加，无限增殖因数减小123～1182 pcm，且无限增殖因数偏差随燃料球栅元填充率及温度的升高而增大。     

在MCNP中考虑共振弹性散射的修正方法

蒙特卡罗方法采用自由气体模型来考虑中子与靶核的弹性碰撞中的热效应。传统的模型假设绝对零度下的弹性散射截面是常数,忽略了截面的共振效应所带来的影响。为在自由气体模型中考虑共振弹性散射效应,采用多普勒展宽舍弃修正方法,修正了连续能量蒙特卡罗程序MCNP的自由气体模型,并对Mosteller轻水堆多普勒基准题进行了分析。数值结果表明：对于轻水堆,在热态零功率的情况下,忽略共振弹性散射会高估燃料棒的无限介质增殖因数（k_∞）40～100 pcm,热态满功率下高估140～200 pcm;忽略共振弹性散射给燃料温度系数带来7%～15%正的偏差。同时分析了新的抽样方法对计算时间的影响,以及共振弹性散射效应对中子出射能量分布的影响。     

~(115)In中子非弹性散射截面的实验测量及蒙特卡罗修正

~(115)In是一种重要的活化材料,准确测量它的中子非弹性散射截面数据对中子注量监测具有重要意义。在四川大学原子核科学技术研究所2.5 MV静电质子加速器上,利用核反应D(d,n)~3He产生的单能中子,以~(197)Au作为标准,采用活化法测量了2.95 Me V、3.94 Me V、5.24 Me V能点的~(115)In中子非弹性散射截面。用Monte Carlo程序MCNPX(Monte Carlo N-Particle eXtended)对靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及注量率衰减效应等进行了修正计算,得到最终结果与Loevestam的计算值符合较好,并且实验中可通过减小靶管、靶底衬、水层及样品的包层材料等厚度来减小多次散射效应和自屏蔽效应的影响。     

靶件内中子注量率分布计算方法研究

选择ANISN作为实验靶件内中子注量率分布计算的程序，编制辅助程序输入混合材料截面。计算得到延时水箱附近的中子注量率，与测量数据作对比。计算得到靶片自屏因子，并与2000年实验数据对比。确认计算方法可行后，计算得到实验靶件内热中子注量率分布数据。     

Development and Verification of Thermal Neutron Scattering Law Data Producing Module in Nuclear Data Processing Code NECP-Atlas

Based on the theory of thermal neutron scattering, the thermal neutron scattering law data producing module was implemented in the nuclear data processing code NECP-Atlas. In the coherent elastic scattering, the cubic approximation and the atomic site approximation in the conventional method were removed. The anisotropic displacement parameters (ADPs) method was used to obtain the accurate coherent elastic scattering law data considering the influence of the different atomic positions and the direction of the forces, which makes the coherent scattering model suitable for any crystal structure. The effective width model or the free gas model was used to consider the diffusion effect in the liquid target. The discrete oscillator model was used to consider the internal vibration of the polyatomic molecular target, and the Sk-ld approximation was used to consider the inter-molecular coherence effect in liquid target. D in D₂O, H in LiH and metal beryllium were selected to verify the new sab_calc module. Compared with the conventional method, the accuracy of the coherent elastic scattering law data of metal beryllium calculated by ADPs method is improved by about 10%. The numerical results of ICSBEP benchmarks show that metal beryllium using ADPs method makes the calculated keff closer to experimental reference value, about 60 pcm on average.     

Investigation of thermal neutron scattering data for BeF2 and LiF crystals

The influences of thermal neutron scattering data for BeF₂ and LiF crystals on molten salt reactor physics are investigated in this work. Based on the structure parameters of BeF₂ and LiF, the coherent scattering for both crystals is added to NJOY source code. The ENDF6 format thermal neutron scattering sub-libraries for both crystals are evaluated with their phonon spectra using LEAPR; the ACE format data are produced by NJOY subsequently. Finally, the effect of thermal neutron scattering of BeF₂ and LiF crystals on k _eff and spectrum are investigated. The result shows that thermal neutron scattering for bound state of BeF₂ and LiF influence k _eff and spectrum obviously. The elastic scattering cross section for bound state of crystals is smaller than free atom; it makes k _eff decrease (1%–2%) and spectra be hardened. The higher temperature the bound state has, the smaller coherent elastic scattering cross section it gets; therefore, k _eff decreases with temperature. It is suggested that the thermal neutron data of LiF and BeF₂ should be taken into account for molten salt reactor.     

139La全套中子数据理论计算及评价

利用已有光学模型参数，基于光学模型、扭曲波玻恩近似、统一的Hauser-Feshbach以及角动量宇称相关的激子模型等核反应理论，计算了20 MeV能量范围内，中子与¹³⁹La反应的全套数据，包括反应截面、弹性及非弹性散射角分布、中子及带电粒子出射的能谱及双微分截面等。对模型计算结果进行了评价和统调，加入了共振参数，并将评价结果与实验数据及已有评价数据进行了比对，所有数据均以ENDF-6标准格式输出。     

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。     

热中子散射数据处理程序TSC的研制

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。     

中子与58,60Ni反应的理论计算

根据中子与天然Ni及其同位素反应的总截面、去弹截面和弹性散射角分布的实验数据，得到中子的光学模型势参量。应用得到的光学模型势参量，根据光学模型、统一的Hauser-Feshbach和激子模型理论以及扭曲波玻恩近似理论，系统计算和分析了中子与^58,60Ni反应的非弹散射角分布和双微分截面，理论结果与实验很好地一致。     

Thermal neutron cross-sections of magnesium

Basic data necessary for the calculation of the thermal neutron scattering cross-section of magnesium were defined. The calculation scheme is the standard one used in reactor physics. For this purpose, the NJOY code is the main piece of software. Small modifications were needed in the NJOY's module LEAPR to take into account the specific lattice structure of magnesium. As a result we obtain a ENDF-6 standard conforming thermal data evaluation containing both coherent elastic scattering and incoherent inelastic scattering. The calculated values were checked against experimental values. Finally, a comparison of transmission coefficients through magnesium annular structure was done using the free gas and crystal models.     

Inelastic neutron scattering and prompt fission neutron spectra for Np

The secondary neutron spectra (inelastic, elastic, fission) for ²³⁷Np were measured by the neutron time of flight spectrometer of the IPPE at the incident energy range 1–2.5 MeV. The solid tritium target was used as a neutron source. The neptunium oxide (189 g) packed in the low mass stainless steel container was used as a scattering sample. The neutron background due to scattering on the target environment and tritium into the target backing was measured and was calculated with the appropriate model of the neutron source. The data were corrected for neutron background, the scattering on the oxygen and iron nuclei, and the effect of the finite sample size. The fission neutron spectra were measured, evaluated and subtracted from the emission neutron spectra to estimate inelastic neutron spectra and cross-sections. The experimental results were compared with ENDF/B-VI, BROND-2, JENDL-3 neutron data libraries.     

热化截面库SabDEP制作与热化截面插值方法

加工生成了基于ENDF/B Ⅶ及其评价方法的新热化ACE(ACompactENDF)截面库SabDEP（工程物理系热化截面库）,包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料,每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证,重水的截面相对于原来生成的截面有很大改进。在清楚ACE文件结构基础上,对热化截面开展了温度插值方法研究,取得了很好的插值结果。