基于CENDL-3.2的多群截面库含Be快临界基准分析

中国评价核数据库最新版CENDL-3.2(Chinese Evaluated Nuclear Data Library)已于2020年6月发布,对包括核工程计算中常用的235U、238U、239Pu、56Fe等134个核素的中子反应数据重新进行了评价和计算,与CENDL-3.1相比,CENDL-3.2数据种类和数据质量均有大幅提高。Be由于其散射截面大、吸收截面小,常被用作熔盐堆燃料载体盐成分之一,其反应截面数据的准确性在熔盐堆设计中不容忽视。基于CENDL-3.2评价核数据库,采用NJOY制作了199群中子、42群光子的MATXS格式多群截面库,挑选了35个含Be快临界基准对其进行检验分析,并与基于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0的多群截面库计算结果进行对比。分析表明：基于CENDL-3.2多群截面库计算的26个基准题（74.29%）的结果与实验值偏差在0.5%以内,整体上优于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0。表明CENDL-3.2中的Be数据和基于CENDL-3.2的多群截面库及其制作方法是可靠的,能够用于熔盐堆相关设计计算。     

233U评价数据的临界基准检验

为检验和改进²³³U核反应全套中子评价数据的质量，从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置，对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的²³³U评价数据进行了基准检验。采用蒙特卡罗程序MCNP5计算了所选基准装置的有效增殖因数k_eff，并与基准值进行比较。运用基于能谱指标的趋势分析、灵敏度分析等方法进行了分析。在基准检验中，现有的²³³U评价数据的主要问题是从热临界基准中能谱较硬的装置到超热谱基准装置再到部分快谱临界基准装置，较为普遍地存在k_eff的严重低估。从热堆设计角度考虑，ENDF/B-Ⅶ.0库²³³U评价数据表现较好，但仍高估了共振俘获的贡献。     

二维输运燃耗耦合程序开发与验证

为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。     

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。     

一维扩散程序NDP及其对快基准装置的分析

可靠而精确的计算方法是进行核数据基准检验必不可少的手段。一维扩散程序1DX曾准确而有效地用于ENDF/B核数据库的快堆基准检验。为此,我们在1DX基础上建立了NDP程序。可靠而精确的积分实验是核数据基准检验的积分依据。美国截面评价工作组将快堆基准做为检验ENDF/B库的主要积分依据。这不仅是因为当今核动力堆中快堆是其发展方向,而且不同能谱的基准快堆几乎复盖了核截面的整个能区,最有利于对核截面在全能区进行检验。我们用NDP程序和苏联26群邦达连柯群常数计算了美国检验ENDE/B-4     

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

基于离散角方法，开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC，该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面，产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库，并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构（IAEA）压水堆（PWR）基准题和铅基快堆（RBEC-M）基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证，计算结果表明，采用P5阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数（keff）结果相差24 pcm（1pcm=10-5），而采用P0阶近似多群截面与连续点截面计算的keff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的，同时，中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大，故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。      

WIMS-AECL与MCNP和MCBurn程序比较研究

用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF／B-Ⅴ和ENDF／B-Ⅵ库分别计算。结果表明：对于基准例题,WIMS-AECL采用B-Ⅴ和B-Ⅵ库都能得到比较理想的结果,B-Ⅴ更好些。对于先进CANDU堆全铀组件和钍基先进核能系统组件,WIMS-AECL采用B-Ⅴ核数据库结果较好：     

中国核数据中心宏观参数工作现状

就核数据在核工程的应用而言,它涉及快堆、热堆、聚变堆、屏蔽、ADS等方面。不同方面的应用,需要不同格式的多群常数库。 近几年来,微观评价核数据工作取得了显著进展。例如,改进了共振参数和高能区的反应截面,增加了双微分截面等。ENDF/B-6.8、JEF-2.2、JENDL-3.3和CENDL-3.0     

Bamboo-Lattice程序多群截面数据库的改进

本文基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价数据库,利用核数据加工处理程序NJOY及LATTICE_PRE为Bamboo-Lattice程序研制了一套改进后的多群截面数据库NECL2.0。基于基准题和数值分析的结果表明：采用NECL2.0数据库计算得到的燃料组件的k_inf、裂变率分布、少群均匀化截面与参考解均吻合很好;考虑银铟镉共振对k_inf的计算精度可提高近1000 pcm,与参考解相比最大裂变率相对偏差从-0.97%降低到-0.53%;考虑包壳锆的共振对k_inf的计算精度可提高约60 pcm。     

MCNP程序用热中子散射数据制作和检验

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分析说明。通过48个基准装置k_eff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的k_eff整体上偏差不大,k_eff平均偏差约65pcm。     

ENDF/B-Ⅶ.0多群截面库MUSE1.0在压力容器基准实验分析中的初步应用

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价核数据库开发了172n×42g多群截面数据库MUSE1.0,利用二维离散纵标法程序DORT,针对美国H．B．Robinson-2号机组压力容器基准实验,对辐照监督管处中子能谱、核反应率及比活度等参数进行了详细的计算分析,并与基于ENDF/B-Ⅵ的BUGLE-96多群参数库计算结果及实验测量值进行了比较分析。结果表明：MUSE1.0比活度计算值与实验测量值之比（C/M）平均为0.98±0.04,较BUGLE-96计算结果（平均C/M为0.90±0.04）精度有较大提高,满足压水堆压力容器快中子注量计算精度要求。     

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TMSR-PNS装置0.008〜0.1 eV能区Th的全截面测量

Th是Th-U燃料循环的起始核素,其核数据精度关系到Th-U转换性能。基于TMSR-PNS中子源采用透射法对高纯ThO2样品进行测量,得到ThO2的全截面实验数据。利用ENDF/B-Ⅶ.1库中氧的评价数据,扣除氧的全截面,得到Th的全截面。测量结果显示,Th的全截面在0.02~0.1 eV能量范围测量数据的不确定度为3.25%~4.51%,与ENDF/B-Ⅶ.1库评价数据差异在实验误差范围内。中子能量小于0.02 eV时Th的全截面实验数据出现了布拉格散射结构,其与ENDF/B-Ⅶ.1库UO2的U热中子散射截面类似。     

CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的56Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

CENDL-3.2评价库对56Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对56Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在56Fe非弹性散射能量范围对以56Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在56Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。      

Performance of the CENDL-3.2 and other major neutron data libraries for criticality calculations

Nuclear data are the cornerstones of reactor physics and shielding calculations.Recently,China released CENDL-3.2 in 2020,and the US released ENDF/B-Ⅷ.0 in 2018.Therefore,it is necessary to comprehensively evaluate the criticality computing performance of these newly released evaluated nuclear libraries.In this study,we used the NJOY2016 code to generate ACE format libraries based on the latest neutron data libraries（including CENDL-3.2,JEFF3.3,ENDF/B-Ⅷ.0,and JENDL4.0）.The MCNP code was used to ...     

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。