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。     

强中子场裂变产物中子核反应网络方程研究

本文建立了考虑中子参加反应的裂变产物中子反应及衰变的网络方程,选用求解一阶线性刚性微分方程组的Gear方法,开发了可计算任意裂变产物核数量在不同中子场强度和中子谱下随时间变化的核反应网络方程计算系统FIRENEQ,并配套了裂变产物产额和衰变数据库FPYDDL及裂变产物核中子反应截面数据库FPNCDL。检验结果表明,计算结果正确,程序可靠。利用该程序系统,研究了裂变产物核数量在不同中子场、不同诱发中子能量下随时间的变化。     

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。     

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。     

压水堆燃耗库的开发与验证

基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一致。衰变数据选取MF=8文档中的MT=457反应数据进行加工;裂变产额数据共考虑了30种可裂变锕系核素,由特定入射能量下MT=454和MT=459反应数据加工得到;截面数据采用三群结构,首先基于典型压水堆燃料棒栅元在指定燃耗深度下的输运计算获得燃料区域内逐点中子能谱,以此逐点中子谱为权重谱通过NJOY程序将ENDF/B-Ⅷ.0等评价库中的连续截面制作成精细群截面,对精细群截面进行并群计算生成三群截面。利用OECD/NEA公布的压水堆基准题进行了验证,验证了此方法加工ORIGEN-S燃耗库的正确性。分析结果表明,对于某些燃耗计算重要核素,如238 Pu等,基于最新评价库开发的数据库比自带库的计算结果更接近于实验值,提升了ORIGEN-S的计算精度。     

裂变产物衰变数据库

一、引言裂变产物核数据包括裂变产物产额、裂变产物衰变数据和裂变产物的中子截面数据。裂变产物核数据在反应堆方面主要用于计算衰变热。停堆后由放射性核素衰变而释放出的能量谓衰变热。衰变热的正确计算对控制动力堆的安全性有重要意义。如果冷却不     

~(235,238)U和~(239)Pu中子诱发裂变独立产额的系统学研究和数据评价

裂变产额在核工程中有重要的应用,例如反应堆工程中衰变热、裂变毒物的计算。独立产额是裂变产额数据的重要组成部分。本工作评价给出235,238U、239Pu的热能点、裂变谱中子和14MeV中子裂变的所有质量链(A=66～172)的独立产额。100多个质量链1000多种产物核的独立产额是不可能完     

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。     

53 ^235，238U和^239Pu中子诱发裂变独立产额的系统学研究和数据评价

裂变产额在核工程中有重要的应用，例如反应堆工程中衰变热、裂变毒物的计算。独立产额是裂变产额数据的重要组成部分。本工作评价给出^235，238U和^239Pu的热能点、裂变谱中子和14MeV中子裂变的所有质量链（A=66～172）的独立产额。     

热中子诱发239Pu裂变初级裂变产物质量分布测量

原子核裂变是最复杂的物理过程之一,至今仍缺乏可以统一描述裂变前和裂变后过程的理论。中子诱发239Pu裂变产额数据是重要的核数据,完整的初级裂变产物质量分布数据有助于完善裂变理论模型并提高产额评价数据的质量。本文研制了初级裂变产物鉴别谱仪（FFIS）,通过屏栅电离室和微通道板时间探测器分别测量裂变碎片的动能和飞行时间,基于动能 速度关联的方法直接获得碎片放中子后的质量分布,在BNCT医院中子照射器（IHNI 1）上开展了热中子诱发239Pu裂变初级裂变产物的质量分布测量。测量结果表明,对轻峰碎片质量分辨约为1 amu,对重峰碎片质量分辨约为15 amu。239Pu(nth,f)初级裂变产物质量分布的精确测量可为裂变产额理论计算和评价提供重要的实验数据。     

基于贝叶斯机器学习对中子诱发235U裂变的产额-能量关系的研究

核裂变碎片产额是核能发展和核技术应用领域的重要基础数据,但在实验和理论上获得精确且完整的能量依赖的裂变产额到目前为止都非常困难。本文提出采用贝叶斯机器学习方法对所有收集到的中子诱发235U裂变产额实验数据进行了数据融合学习和评价。基于该评价方法对关键裂变碎片的产额 能量关系进行推断,并得到了二维的碎片累积产额分布随入射中子能量的变化关系。所得的二维产额分布能合理地反映裂变模式随能量增加的演化,但目前结果的不确定度较大,有待进一步改进。     

基于WIMS-D库燃耗数据的更新与基准验证

随着AP1000等新一代压水堆的发展,燃耗深度在不断提高,平均卸料燃耗深度提高到60 GW d·t-1。然而,传统使用的WIMS69群和XMAS172群WIMS-D格式多群常数库,其能群结构存在共振峰重叠,核素种类较少,裂变产物产额的偏差较大,并且伪裂变产物中包含的核素种类较多而导致152Gd、160Gd、159Tb、160Tb等重要核素无法得到精确处理等问题。因此,本文主要针对AP1000等新一代反应堆的设计以及运行特点,基于ENDF/B-VII.1库,并且在现有基础上针对WIMS-D库中的伪裂变产物、裂变产物燃耗链以及裂变产物产额等燃耗数据进行更新,再通过NJOY程序开发了SHEM281群WIMS-D格式多群常数库。通过DRAGON程序挂载该WIMSD281库,对其进行临界和燃耗两方面基准验证。计算结果表明,该数据库的计算结果与基准值符合较好,精度较高,结果可靠,可初步用于压水堆的相关计算。     

中国评价核数据库第二版(CENDL-2)

中国评价核数据库第二版（ＣＥＮＤＬ－２），包含从Ｈ到中的５４个重要核的全套评价中子核数据，中子能区为１０－５２０ＭｅＶ。它是在ＣＥＮＤＬ－１基础上，进行更新评价、扩展能区、扩充核素和数据种类；按国际标准格式建立计算机化核数据库；改进和发展理论计算、评价处理的有关方法和技术，研制配套相应的计算程序和基准检验程序系统；评价分析和理论计算细致，部分核的评价有自己的特色，较国际上先进的评价核数据库有所改进，有些评价数据还被这些先进库所采用。国际原子能机构已把ＣＥＮＤＬ－２作为国际上最先进的５个主要评价核数据库之一向世界各国发行，提供使用。     

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。     

裂变产额数据对铅基快堆RBEC-M燃耗计算影响研究

第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如MCNP+ORIGEN、RMC或者Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题RBEC-M,确定论方法和蒙卡方法计算结果有较大偏差。本文深入研究了蒙卡程序使用的裂变产额对计算结果的影响。首先对反应堆蒙特卡罗程序RMC自带和燃耗库中的部分核素的裂变产额数据进行了更新,采用国际上著名RBEC-M基准题和OECD/NEA发布的快堆Pu循环燃耗基准题进行了验证分析,计算得到了裂变份额数据对快堆燃耗计算的影响。计算结果表明:更新后的裂变产额数据对系统的有效增殖因子和主要重核的质量变化影响较小,但对部分裂变产物的质量变化影响较大,部分核素偏差超过86%。对于快堆Pu循环燃耗基准题,长寿命高放废物~(133)Cs和~(129)I的计算结果偏差分别可达22.4%和47.8%,这将对长寿命高放废物的嬗变效率和核燃料循环有重要影响。     

240Pu自发裂变气体产物产额的唯像模型研究

基于裂变多模式无规颈断裂物理思想,建立了中子诱发²³⁹Pu裂变、²⁴⁰Pu自发裂变系统裂变产额计算的唯像模型。以实验数据为基础,利用最小二乘法确定了唯像模型参数。基于唯像模型计算的产额,结合实验数据系统规律进行分析和再评价,给出²⁴⁰Pu自发裂变气体产物^87,88Kr和^133,135Xe的累积产额推荐值。     

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。     

~(240)Pu自发裂变气体产物产额评价

正基于裂变多通道无规颈断裂模型,建立了适合研究中子诱发~(239)Pu裂变-~(240)Pu自发裂变产额计算的唯像模型。在忽略角动量等效应下~(240) Pu自发裂变与中子诱发~(239) Pu裂变具有相同的裂变系统~(240)Pu,但是自发裂变激发能为0。因此本项目首先建立中子诱发~(239)Pu裂变系统的唯像模型,利用大量实验数据获得模型参数的初值,然后通过裂变系统激发能外推到零,结合~(240) Pu自发裂变仅有的几个实验数据,再次调整参数,得到适合研究~(240)Pu自发裂变产额的唯像模型参数,并计算了     

基于Potential-driving模型的中子诱发~(239)Pu裂变产物计算与模拟研究

当前新型核能利用系统及核数据评价的发展对快中子诱发~(239)Pu裂变核数据提出了更高的精度需求。本工作基于已提出并构建的Potential-driving模型,通过中子诱发~(239)Pu(n,f)裂变驱动势研究,计算了几个典型能量中子诱发~(239)Pu(n,f)反应发射中子前裂变碎片质量分布,并与实验数据进行了对比。结果显示:Potential-driving模型计算数据能够很好地与实验数据符合。将Potential-driving模型植入GEANT4程序,开展了快中子诱发~(239)Pu(n,f)反应相关的模拟研究,给出了14 Me V中子诱发~(239)Pu(n,f)反应的裂变碎片独立产额质量分布和电荷分布、累积产额质量分布和电荷分布、动能分布、裂变中子能谱以及~(239)Pu(n,f)反应裂变碎片平均总动能随入射中子能量的变化等数据,并与GEANT4程序原有的参数化裂变模型(G4Para Fission Model)模拟结果、ENDF/B-VII.1库评价数据以及实验数据进行了比较。结果显示:所发展的Potential-driving模型能很好地预测快中子诱发~(239)Pu(n,f)反应裂变产物数据,为快中子诱发~(239)Pu(n,f)反应裂变产物核数据的研究提供了一种更可靠的计算方法。     

基于cosRMC的新一代PWR栅元和组件燃耗计算

新一代压水堆与现有压水堆的重要区别之一是燃料富集度不同,考虑到燃料制造、燃料燃耗等问题,目前压水堆的UO₂燃料富集度通常小于5%,MOX燃料中易裂变Pu含量通常小于6%。新一代压水堆的燃料富集度有可能超过现有标准,平均燃耗有望达到70 GW•d/tU,这对反应堆计算软件提出了新的要求。本文基于反应堆蒙特卡罗程序cosRMC对新一代压水堆栅元和组件基准进行了中子学分析,包括裂变反应率分布、中子通量密度分布及核子密度随燃耗的变化等,并对含Gd棒的组件燃耗计算进行了细致分析。计算结果表明,cosRMC的计算结果与国际上其他程序的计算结果符合较好。通过程序之间结果对比发现,随着燃耗的增加,不同程序计算的Pu含量差别变大。