TPLIB—9469群截面库的研制

介绍了ＴＰＬＩＢ－９４６９群截面库的研制。此截面库可供ＴＰＦＡＰ和ＣＡＲＭＰ等热中子反应堆物理计算程序使用。     

TPLIB－94库的临界实验检验

介绍了群常数库ＴＰＬＩＢ－９４的临界实验分析．ＴＰＬＩＢ－９４库是为轻水堆燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ制作的，它基于ＪＥＮＤＬ－３．１评价核数据库。本文给出了５个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果．同实验结果的比较表明，利用该库，堆芯Ｋｅｆｆ的计算值与实验值的偏差小于０．４％，明显地小于利用旧库的相应偏差．     

TPLIB—94库的临界实验检验

介绍了群常数库ＴＰＬＩＢ－９４的临界实验分析，ＴＰＬＩＢ－９４库是为轻水堆燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ制作的，它基于ＪＥＮＤＬ－３．１评价核数据库。本文给出了５个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果。     

多群常数库NuDa-SN主库的研制

为给中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标（S_N）输运软件JSNT-S制作配套的多群常数库NuDa-SN,制定了主库与工作库配合的基本路线。其中,主库采用NJOY2016与CMiler程序基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库制作。主库包含455个核素,中子能群数为199,光子能群数为42。为验证主库的可靠性,分别对主库进行了单核素测试、临界基准检验以及屏蔽基准检验,所有测试表明主库在临界计算和屏蔽计算方面具有相当的可靠性。     

WIMS库的更新及其基准检验

运用研制开发的ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统，以微观库ＣＥＮＤＬ－２为基础，对ＷＩＭＳ库进行更新，并对新制作的库进行了热堆基准检验，从而验证了ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统的正确性，以及新库的可靠性与精度。     

超钚核素的热中子截面评价

超钚核素包括原子序数比钚(Z=94)大的那些元素的各种同位素,即镅及其以上各元素的各种同位素。但目前有中子截面数据的只到~(257)Fm。本评价对~(241)Am直到~(257)Fm的25个核素的热中子截面数据进行了收集、分析和必要的处理,给出了推荐值。数据是按CINDA-A(1935—1976)和CINDA-81(1977—1981.4.1)所列资料目录收集的,凡是     

69群库的热堆基准检验

用ＮＳＬＩＮＫ程序系统将当今４个最新的评价核数据库中的有关核素加工制作成了ＷＩＭＳ６９群结构的ＡＭＰＸ主库，用校正后的ＰＡＳＣ－１程序系统计算了美国截面评价工作组推荐的１０个热堆基准装置的积分量，并与国外同类计算做了比较，结果符合较好。用ＮＪＯＹ程序系统又制作了上述４个评价库的ＴＰＦＡＰ程序接口的６９群库，用ＣＭＢ程序计算了６个栅元装置的ｋ∞，并对结果进行了分析比较。     

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。     

更新的中国评价核参数库（CENPL—2）

中子和带电粒子核反应数据的评价中的一个重要的发展趋势是核反应理论计算程序的应用,以获取许多应用需要的人量的各种截面、角分布、能谱等方面的数据。 理论计算作为一种评价方法具有很多优点: 1）它可给出任意入射能量、出射能量及出射角的反应数据,不受实验条件的限制; 2）理论计算结果是自洽的,而不同实验室测量的分截面和总截面或反应截面之间经常 不自洽: 3）理论计算是唯一能够预言数据的方法。     

更新的中国评价核参数库(CENPL-2)

发展了为核反应模型计算用的中国评价核参数库（CENPL）。国际原子能机构通过国际合作组装了一个为核反应数据模型计算用的推荐输入参数库（RIPL），CENPL的全部数据文档选作RIPL的起始文档，而由本工作组估算和推荐的主要模型参数选为RIPL的推荐模型参数。目前，正在研制更新的CENPL（CENPL－2），一方面，数据被检验、更新和扩充，特别注重研究适用于更高能区和非稳定核区的核模型理论计算的模型参数；另一方面，发展CENP的检索软件和网络软件，以实现网络在线服务。     

14MeV快中子反应截面测量的进展

１４ＭｅＶ快中子反应截面测量的进展孔祥忠，王永昌，袁俊谦，胡尚斌，杨景康（兰州大学现代物理系，兰州，７３０００１）随着核聚变技术的不断发展、核聚变能利用接近工程阶段，聚变堆所需核数据越来越重要。聚变堆主要是ｄ－Ｔ反应，产生大量１４ＭｅＶ中子，这些中子...     

固体化合物阻止截面的Bragg法则研究

一、引言带电粒子穿过介质时的能量损失(即阻止本领),几乎是在所有用射线或束流的核物理实验中必然涉及到的一个问题。自Bohr第一次提出带电粒子在介质中的慢化理论以来,经过数十年的实验和理论探索,现在已经获得大量实验数据,拟合出可供实际应用的     

核燃料溶解器临界计算对截面的要求

用群截面对燃料溶解过程中出现的栅格、燃料双重不均匀和溶液３种系统作临界计算时，需要考虑中子的共振自屏效应。标准自屏公式或经过丹可夫因子修正的自屏公式不适用于燃料双重不均匀系统。ＯＥＣＤ／ＮＥＡ临界工作小组的结果表明，必须用碰撞概率（ＰＩＣ）方法，子群方法或精细慢化方法修正才能得到共振自屏效应的准确结果。用点截面作临界计算时，不会观察到自屏效应，可以准确进行包括燃料双重不均匀系统在内的临界计算。     

^180Hf与^235U平均俘获裂变截面比测量

利用“背靠背”双裂变电离室和活化箔片技术，在两座脉冲反应堆稳态运行的中子场条件下，测量了１８０Ｈｆ与＾２３５Ｕ的平均俘获裂变截面比。     

裂变元素中子共振反应的裂变和俘获截面的相关分析

我们曾用多能级展开的Adler-Adler公式对裂变元素的中子共振反应(裂变或俘获)截面作过分析,求出裂变或俘获截面的共振参数。本工作是进一步对同一核素的裂变和俘获截面两组实验数据作相关分析,以求取同一核素两种截面相应的共振参数。     

结构材料核的原子位移截面计算

中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。     

DeCE: the ENDF-6 data interface and nuclear data evaluation assist code

We present the computer program DeCE developed at Los Alamos National Laboratory, which is open-source software to assist in producing evaluated nuclear data files. DeCE manipulates a provided evaluated nuclear data file interactively, then creates a new file in an ENDF-6 legitimate format. DeCE also extracts numerical data given in an evaluated file and converts into a more readable format. The code includes two C++ libraries, ENDFLIB and ENDFIO, which fulfill a demand for easy interface between a modern computer programming technique and the inflexible ENDF-6 format. We overview the DeCE code and the libraries employed there, and demonstrate their capabilities.     

^179Hf（n,2n）^178Hf^m2和^209Bi（n,2n）^208Bi反应截面的测量

用活化法测量相对于~(93)Nb(n,2n)~(92)Nb~m反应的~(179)Hf(n,2n)~(178)Hf~(m2)的反应截面和相对于~(27)Al(n,2n)~(24)Na反应的~(209)Bi(n,2n)~(208)Bi的反应截面。在中子能量为14.4 MeV处~(179)Hf(n,2n)~(178)Hf~(m2)反应的测量截面为(6.04±0.32)×10~(-31)m~2。在中子能量为14.6 MeV处~(209)Bi(n,2n)~(208)Bi反应的测量截面为(2279±173)×10~(31)m~2。在这些测量中,中子能量是用~(90)Zr(n,2n)~(89)Zr~(m+8)反应和~(93)Nb(n,2n)~(92)Nb~m反应的截面比法测定的。     

Importance of zirconium cross sections in calculating reactivity effects for inert matrix fuels

Zirconium is employed as the “inert” component in several different inert matrix fuel concepts currently under development (cermet, oxide solution, etc.). Relative to the situation in standard light water reactors, this implies a very significant increase in the zirconium inventory, with a correspondingly enhanced importance of the nuclear data for zirconium in calculating safety related parameters. The present paper discusses new numerical results for various reactivity effects. On the basis of the current findings, it is recommended that a high priority be assigned to both the reduction of uncertainties in the epithermal data for zirconium and to the improvement of methods for resonance self-shielding of these data.     

~(181)Ta中子俘获截面测量

用“瞬发γ射线法”,测量了10—100 keV能区~(181)Ta的中子俘获截面。选择~(197)Au的俘获截面作为标准。用~7Li(p,n)~7Be反应产生中子。俘获γ事件用二个Moxon-Rae探测器探测。测量结果与近期其他作者的数据作了比较。