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。     

238U/235U裂变截面比与俘获裂变截面比测量分析

在中国实验快堆（CEFR）中直接测量²³⁸U的截面数据较困难且误差较大,但可通过测量其与²³⁵U的截面比值来获取²³⁸U的相关数据。本工作采用活化法测量²³⁸U与²³⁵U的裂变截面比及俘获裂变截面比(即σ⁸_f/σ⁵_f与σ⁸_c/σ⁵_f),获取²³⁸U的截面数据并与MCNP计算结果进行比较。结果表明,CEFR的轴向转换区或反射层位置为最佳增殖区域。     

用产额比测量~(235)U/~(238)U同位素丰度比

用裂变产额比法测量了样品中235 U/238 U同位素丰度比。样品受14.8MeV中子短时间辐照后,用HPGe谱仪系统跟踪测量其γ能谱,从各自的特征峰分析得到不同裂变产物的加权平均产额,得到了若干对产物核素的产额比与丰度比的相关曲线。     

缓发中子计数法定量235U、239Pu初步研究

利用缓发中子计数法对²³⁵U-²³⁹Pu混合物中²³⁵U和²³⁹Pu含量的快速测定进行了初步研究。在中国原子能科学研究院30 kW微型反应堆(简称微堆)垂直孔道辐照²³⁵U、²³⁹Pu以及²³⁵U-²³⁹Pu混合物样品30 s,冷却2 s,用缓发中子探测器测量100 s,得出²³⁵U和²³⁹Pu的探测限分别为0.14和0.18 μg;探测器效率为0.015 0±0.001 0;当²³⁵U和²³⁹Pu质量比m(²³⁵U)/m(²³⁹Pu)=1.2时,²³⁵U、²³⁹Pu含量计算值与标称值的相对偏差分别为0.8%和6.9%。     

EMPIRE计算30MeV以下~(238)U中子核反应数据

为进一步完善核数据评价手段,本文将EMPIRE应用到中子引起锕系核素的核反应模型分析中,根据中子核反应机制的特点,选取恰当的核反应模型及模型参数,以实验数据为基础对模型参数进行调整,由EMPIRE计算获得30 MeV以下能区n+238 U的核反应数据。从计算结果与实验数据以及各评价库数据对比来看,EMPIRE可得到较合理的结果。     

0.57、1.0和1.5 MeV中子诱发235U裂变的99Mo产额绝对测量

用HPGe γ能谱法绝对测量了0.57、1.0和1.5 MeV中子诱发²³⁵U裂变产物⁹⁹Mo的产额,使用双裂变室测量了样品辐照过程中的裂变率,应用MCNP ⅣB模拟了铀样品中的中子能谱,并讨论了非主中子的各种来源对产额数据的影响。得到⁹⁹Mo在0.57、1.0和1.5 MeV的产额分别为6.61%、6.62%和6.28%。本工作与美国阿贡实验室的结果有15%以上的相对偏差,主要是由引用的衰变数据不同引起。对阿贡实验室数据进行校正后,本工作与阿贡实验室数据的相对偏差处于实验不确定度范围内。     

基于核数据调整基准例题的235U协方差数据测试

核数据协方差是评估核装置设计不确定度和核数据调整的重要输入,直接影响设计不确定度量化评估和核数据调整的结果。为测试基于不确定度源项分析和线性最小二乘法评价的²³⁵U平滑区协方差数据的合理性,采用OECD/NEA WPEC/SG33提出的核数据调整基准例题和自主研发的核数据调整程序NDAC,开展了以JENDL-4.0库为基础的核数据调整测试,得到了应用了²³⁵U cov版²³⁵U数据的调整结果。测试结果显示,²³⁵U cov版²³⁵U数据的非弹性散射截面协方差不合理,阈能附近的不确定度过大;裂变和俘获截面的不确定度偏小。     

贫铀/聚乙烯交替球壳中裂变反应率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,采用活化法在贫铀/聚乙烯球壳交替装置上开展14 MeV中子学积分实验。用HPGe探测器测量²³⁸U(n,f)及²³⁵U(n,f)反应的裂变碎片¹⁴³Ce衰变产生的293.3 keV特征γ射线,得到装置中与入射D粒子束成90°方向上的²³⁸U(n,f)及²³⁵U(n,f)反应率分布,相对不确定度为5.1%~6.9%。采用MCNP5程序在ENDF/B-Ⅵ库下进行模拟计算,计算结果较实验结果高约5%。     

237Np/235U裂变截面比和俘获裂变截面比的测量与分析

在中国实验快堆（CEFR）中直接测量²³⁷Np的裂变截面和俘获截面较困难且误差很大,根据CEFR采用UO₂燃料的特点,可通过测量²³⁷Np/²³⁵U裂变截面比和俘获裂变截面比以获取²³⁷Np的相关数据。本文通过分析截面比的测量结果得到²³⁷Np的较重要数据,为后期在CEFR上进行²³⁷Np嬗变研究和²³⁸Pu生产提供了数据支持。     

235U在橡胶材料中的迁移深度研究

应用中子活化分析和γ谱测量方法,对铀场所中的橡胶、橡皮和电缆中235U的迁移深度进行了研究,结果表明,235U在橡胶介质中的迁移深度为几十到几百微米;对于不同场所,不同用途的材料中U的迁移深度不同.     

Uncertainty Analyses of Neutron Cross Sections for 235U in the Resonance Region

The helium embrittlement behavior of 316FR austenitic stainless steel was investigated by a tensile test at 750°C using miniature tensile specimens, which were helium-implanted below 100°C up to 5, 30, and 100 appm using a cyclotron accelerator, and were post-implantation-annealed at 750°C for 10 and 100 h. The helium-implanted specimens showed a fully intergranular fracture regardless of the helium concentration and annealing time. No microstructural changes in the as-implanted specimen up to 30 appm and formation of a small number of helium bubbles due to the post-implantation annealing were observed. The gradual release of the helium during the tensile test started after the yielding, and a sharp peak of the helium release was detected in the final fracture phase. The total number of helium atoms released was strongly dependent on the implanted helium concentration, rather than on the annealing time.     

裂变核全套中子数据评价

裂变核全套中子评价数据对反应堆设计和安全运行、乏燃料少锕系核素嬗变率、嬗变系统及高燃耗反应堆设计提供重要的基础数据。文章对核数据分类、现行主要全套评价数据库及全套核数据评价方法进行阐述,并对234U(n,f)和237Np(n,2n)反应截面的实验数据进行评价。完成的裂变核全套中子数据整体满足用户需求,比原评价结果有较明显改进。     

~(236)Np全套中子数据更新评价

裂变核全套中子评价数据为反应堆设计和安全运行、核燃料循环、估算高燃耗反应堆中次锕系核素的产生量及嬗变研究等提供重要的基础数据。本文基于全新的238Np中子光学模型势参数,对n+236Np核反应进行理论分析,并根据Np各同位素反应截面系统变化规律,对模型参数进行了调整,最后完成了全套中子数据的更新评价,与CENDL-3.1评价结果相比有较明显的改进。     

不同235U快裂变缓发中子群参数比较和验证

分析了ENDF/B7、JEFF3.1、JENDL3.3、CENDL2.2及Keepin数据中的²³⁵U快裂变缓发中子群参数的差异,通过CFBR-Ⅱ堆超瞬发临界实验检验了这几套缓发中子数据的准确性。检验结果表明,用于计算反应堆反应性,Keepin缓发中子群参数仍比数据库数据准确;数据库数据中,JEFF3.1的8群结构数据好于其他数据库6群结构数据。     

快堆伪裂变产物数据的计算

从微观评价核数据库出发 ,计算给出了快堆谱的伪裂变产物数据 ,包括一群的截面数据和多群的全套中子数据 ,裂变核有2 3 5U和2 3 9Pu。截面数据有全截面、弹性散射、非弹散射、(n ,γ)、(n ,2n)截面 ,多群全套中子数据还包括次级中子角分布和能谱。数据以ENDF B -6格式给出 ,同时还分析讨论了数据误差和可靠性 ,数据可用于实际的快堆计算     

New Evaluation of Neutron Nuclear Data for Zinc Isotopes

New evaluation of neutron-induced nuclear data for five stable isotopes of zinc (mass numbers A = 64, 66, 67, 68, and 70) was consistently carried out in the incident neutron energy range from 10^?5 eV up to 20MeV. In the low energy region up to about 100keV, the resonance parameters were evaluated by taking account of the available measured data. In the fast neutron region, the comprehensive calculations with nuclear reaction models, in which compound, preequilibrium, and direct processes are taken into account, were performed to estimate cross sections for various reactions and double differential cross sections of emitted neutrons and γ-rays. The comparisons of the evaluated cross sections with the experimental data and existing evaluated nuclear data libraries are made and show a good agreement with the measurements.     

Neutron Nuclear Data Evaluation of Cesium Isotopes for JENDL-4.0

For the development of JENDL-4.0, neutron nuclear data for fission product nuclides, ^{133,134,135,136,137}Cs, were revised in the incident neutron energy range from 1 eV to 20MeV by using a coupled-channels optical model (OM), and nuclear reaction models. The OM potential parameters were determined for stable ¹³³Cs to reproduce the experimental data of total and elastic scattering cross sections and angular distributions of elastically scattered neutrons. The present results reasonably reproduce measured data for (n; 2n), (n; p), (n; α), and capture reactions on ¹³³Cs. Important differences between the present results and JENDL-3.3 are found for the capture cross sections of ^134,137Cs. The cross section obtained for ¹³⁷Cs was smaller than that in JENDL-3.3. This result makes the transmutation of medium-lived ¹³⁷Cs increasingly difficult. The production probabilities of metastable states for ^134,138Cs via capture reactions on ^133,137Cs are compared with experimental values. The present result for ^134m Cs production is marginally consistent with measured data. However, a large discrepancy is recognized for ^138m Cs production. The γ-ray emission data were evaluated with available measurements, and newly compiled in JENDL-4.0. Maxwellian-averaged capture cross sections were calculated in the energy range from 1 to 103 keV, and are compared with other derived data.     

35MeV以下56Fe(n,p)56Mn反应截面及协方差评价

56Fe(n,p)56Mn通常作为标准反应来监测中子场通量,该反应截面数据的准确性直接影响到活化法测量结果的精确度,进而影响到实验待测物理量的精度。本文开展了56Fe(n,p)56Mn反应截面实验测量数据评价工作与协方差计算工作,首先系统分析EXFOR中现有的56Fe(n,p)56Mn反应截面实验测量数据,对实验数据进行了归纳总结分析,并从中子源、测量方法、探测器类型等方面对56Fe(n,p)56Mn直接测量实验数据进行评价。然后,拟合给出适用入射中子能量区间为295～35 MeV的激发曲线。随后,针对评价中重点推荐的实验数据开展了关联协方差矩阵的计算工作。最后,使用核反应计算程序TALYS对56Fe(n,p)56Mn激发曲线进行了调参计算并和评价数据进行了比较分析。该工作拓展了现有的中子活化反应截面实验数据的评价方法,结果提高了35 MeV以下中子诱发56Fe(n,p)56Mn反应的评价数据精度。