针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型，该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响，并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据，产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵，以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明，对于栅元无限增殖因数，裂变产额和半衰期引入的不确定度很小；对于部分裂变产物的原子核密度，裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。     

NECP-Atlas中屏蔽数据库制作方法

为获得更高精度的屏蔽数据库,提高屏蔽计算中关键参数的计算精度,本文利用核数据处理程序NECP-At-las中屏蔽数据库制作功能模块shield_calc.基于响应贡献理论对屏蔽数据库能群结构进行优化,重点针对屏蔽计算中的热中子注量率以及光子注量率进行改善,并利用SINBAD屏蔽基准题对优化后的能群结构进行验证.数值结果表明:利用优化后的能群结构计算得到的热中子注量率和光子注量率较BUGLE屏蔽数据库原始能群结构计算结果有明显改善,热中子注量率相对偏差由100％下降至30％左右,光子注量率相对偏差由50％下降至10％左右,提高了辐射屏蔽计算中热中子以及光子计算结果的准确性.     

NECP-Atlas不可辨共振能区概率表模块的开发和验证

核数据处理是连接评价核数据库和中子输运程序的重要接口，其中对不可辨共振能区的处理是核数据处理的关键技术点之一。不可辨共振能区的共振峰极为密集，在物理计算中必须考虑其共振自屏效应，概率表方法是获得不可分辨能区自屏截面的常用方法。Ladder Sampling方法是目前使用最广泛的概率表产生方法，该方法通过构造随机共振序列等效真实共振结构来统计概率表。基于Ladder Sampling方法在NECP-Atlas程序中开发了概率表计算模块，对计算过程中的复误差函数计算、卡方随机数产生、概率表划分、共振公式选取、Ladder数目以及排序算法进行了敏感性分析，最终确定了最优的计算方法，实现了概率表的精确、高效效率。      

NECP-Atlas中多群常数处理模块的开发与验证

多群常数是确定论物理计算的基础，多群常数的准确性将直接影响到后续确定论物理计算结果的可靠性。国内外多群常数处理方法发展迅速，研究多群常数处理方法以及开发相关程序具有重要意义。多群常数包含多群截面和多群转移矩阵以及多群裂变常数等参数。基于评价核数据库和反应率守恒原理，利用可递推的超细群方法求解中子慢化方程并提出了核素混合方法，开发了Group_collapse模块，实现了多群常数的处理功能。数值结果表明，理论模型正确，所处理的多群常数可用于传统两步法以及一步法的确定论物理程序。      

裂变产额的Zp模型评价方法及燃耗不确定度分析

裂变产额在核科学技术和核工程中有着重要的应用,发展可靠、高效的产额评价方法和相应燃耗计算不确定度分析方法,对于建立高质量的产额数据库具有重要的意义。本文根据裂变产物核衰变模式和衰变分支比,建立独立产额与累积产额的转换矩阵,用于Zp模型的扩展,使之适用于独立产额和累积产额的统一描述,并以此建立了用于产额统一评价的拟合程序ZpFit。把ZpFit程序应用于中子诱发235U裂变产物产额评价,获得了自洽的独立产额、累积产额和相应的协方差数据,并建立ENDF格式的中子诱发235U裂变的产额数据库。在此基础上,计算了UAM燃耗基准题的TMI 1栅元的kinf、重要核素原子核密度的不确定度,比对了本工作评价的产额数据和ENDF/B Ⅷ0评价库中产额数据传递给响应量的相对不确定度,结果基本一致,差异不大。     

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D2O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。     

基于第一性原理的氢化锆热散射律计算分析

声子态密度是计算热散射律数据的基本参数。氢化锆（ZrHx）中含氢量的变化会导致晶体结构的变化，进而影响其声子态密度。国际上一般通过拟合实验数据获得ZrHx中氢的参数化的声子态密度，不能体现氢化锆真实的晶体结构。本文基于δ-ZrH1.5和ε-ZrH2，采用第一性原理计算了ZrHx中氢的声子态密度，研究分析不同方法获得的声子态密度对热散射截面的影响，以及对含氢化锆的TRIGA反应堆的反应性的影响。数值结果表明，与ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3评价核数据库中的声子态密度模型相比，用第一性原理计算得到的声子态密度模型能产生更精确的热散射截面，且显著提高TRIGA反应堆反应性计算的精度。     

全陶瓷微密封燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微密封（FCM）燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性，传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性，在共振能量段，通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子，通过超细群缺陷因子修正所有核素的超细群截面即可将颗粒和基质均匀化。由于TRISO颗粒在热能区也存在较强的自屏效应，在热能区，利用穿透概率及碰撞概率等价得到多群缺陷因子，通过多群缺陷因子修正所有核素的多群截面将燃料和基质均匀化。均匀化后的FCM燃料组件即可视为普通压水堆燃料组件进行共振计算。利用丹可夫修正因子等价得到FCM燃料组件各燃料棒的等效一维棒模型，对一维棒模型求解超细群慢化方程从而得到共振能量段的有效自屏截面。数值结果表明，该方法能有效处理FCM燃料的双重非均匀性，得到精确的有效自屏截面。