235U快中子核反应截面协方差评价

本文基于最小二乘不确定度传递方法,建立²³⁵U中子裂变核反应截面模型依赖型与非模型依赖型协方差评价体系。通过针对实验测量较丰富的中子反应总截面、辐射俘获、(n,2n)等核反应实验数据不确定度源项分析,为协方差评价提供实验基础,并给出对应核反应截面的非模型依赖型协方差评价数据。通过开展快中子能区²³⁵U核反应理论模型参数灵敏度计算与分析,导出实验测量缺乏的核反应截面模型依赖型协方差评价数据。经上述系统评价,所得协方差数据与核反应截面中心值研究过程自洽、物理合理,并按国际标准ENDF-6格式输出,便于核工程用户使用。     

中子与^181Ta反应的理论计算

本工作运用TALYS程序对中国评价核数据库中重要结构材料核Ta的全套中子数据进行了模型计算。根据中子与^181Ta反应的全截面、弹性散射截面和弹性散射角分布的实验数据，对Koning和Delaroche给出的中子普适光学势参数进行调节，得到一组适用于能量范围在0．1～30MeV之间、中子与^181Ta反应的光学模型势参数。     

氘核中子反应截面的法捷耶夫方程理论计算

中子引起的轻核反应是核数据研究的重要内容。当前我国核数据库中氘核中子反应截面的计算结果局限于采用s 波可分离势,且入射能量在20 MeV以下。需要发展三体核反应的法捷耶夫方程理论方法,采用超出s 波的核子 核子相互作用,从而对更高能量范围内氘核全套中子反应截面做出准确的描述。本文介绍了利用法捷耶夫方程计算n+d三核子反应体系的弹性散射微分截面、破裂反应、破裂反应出射中子和质子的双微分截面的理论框架及数值计算结果,同时计算了弹性散射总截面和破裂反应总截面的激发函数。计算结果与实验数据及CENDL 32、ENDF/B Ⅷ.0、JENDL 5、JEFF 33等数据库中的评价数据符合较好。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

200 MeV以下光子诱发50,51V核反应数据理论计算

光核反应数据在辐射损伤、反应堆剂量、加速器屏蔽等方面有重要应用。本工作基于MEND-G程序，对200 MeV能量范围内光子诱发^50,51V核反应数据进行理论计算，给出包含中子、质子、⁴He等主要出射粒子的核反应的数据；对光子诱发V同位素核反应的实验测量进行自洽性分析，结合光子强度函数和准氘模型，将光核反应吸收截面计算能力提升到200 MeV，为光核反应理论计算提供数据基础。经系统比对，理论计算值与实验测量值一致性很好，数据收录在即将发布的CENDL-3.2光核子数据库中。     

中国核数据中心核数据库系统

中国核数据中心作为国家数据中心,一直承担着核数据评价、建库工作,近年来更是承担着国家的重要课题。多年来,核数据中心不但重视核数据评价工作,在数据库建设方面,也投入了大量的人力、物力。由于信息技术的不断发展,新的信息技术不断出现,在开发核据库系统过程中,核数据中心充分利用了新的信息技术,研制的核数据库系统,不但可以提供数据检索服务,还可以提供应用级的计算、绘图服务,形成了完整的核数据库应用平台。     

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。     

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。     

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。