混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。     

315中子/42光子耦合细群核数据库HENDL3.0/FG研发

为了提高次临界堆(含热裂变包层)核分析的精度,设计开发了315群中子-42群光子耦合的细群核数据库HENDL3.0/FG (Fine-Group).评价核数据来源主要选用美国核数据中心公布的ENDF/B-Ⅶ.0库.利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成中子学计算分析系统VisualBUS程序进...     

混合评价核数据库系统HENDL3.0研发及其在先进核能系统设计中应用

FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求,设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等,并针对先进核能系统的物理特点,从能量自屏效应、热散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正。HENDL已通过国际基准模型与实验的验证与确认,并在ADSCLEAR、FDS-SFB为代表的重大核工程与核能研究中得到了广泛应用。     

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。     

聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层氚增殖中子学分析研究

针对聚变发电反应堆(FDS Ⅱ)双冷液态锂铅(DLL)包层进行了中子学设计与分析,设计主要的原则是满足聚变堆的氚自持,并在此基础上,分析计算DLL包层核热分布。中子学一维优化分析使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisualBUS1.0以及相应的数据库HENDL1.0/MG。基于二维模型进行校核计算所使用的程序为MCNP4C,相应的数据库为FENDL 2/MC。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析

对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。     

HENDL2.1/CG数据库的临界基准测试与分析

为了检验HENDL2.1/CG数据库的制作方法,并测试主要易裂变核截面的可靠性,使用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS和<国际临界安全基准评价实验手册>中的基准临界例题,对HENDL2.1/CG数据库中的233U、235U、239Pu、237Np和244Cm五个易裂变核素进行了校核.计算结果与实验结果进行了对比,相对误差在0.5%左右,验证了HENDL2.1/CG数据库能群结构和权重谱合理,主要易裂变核素截面数据可靠.     

混合能源堆多群中子参数库研制

根据聚变-裂变混合能源装置计算的需求,利用微观评价核数据库ENDF/B-VI.8,研制了包括100多个核素的187群中子参数,用于中子输运方程的计算。通过选取合适的能群结构和权重谱,并考虑温度、热散射以及共振自屏效应等的影响,建立并拓展了适合混合堆研究需要的多群参数库。为了检验参数库中数据的适用性,采用一维中子和光子输运程序ANISN对一组基准装置进行了临界计算。结果表明参数库可用于混合能源堆设计计算。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层中子学设计与分析

对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层进行了中子学设计和分析,设计目标是:①氚和钚燃料自持;②较少的初装料得到较高的废料嬗变率。使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisuaIBUs1.0,相应的数据库是175群中子/42群光子的多群数据库HENDL1.0/MG。     

TP2008核数据库研制

根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。