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。     

压水堆离散纵标屏蔽设计多群参数库的开发与初步验证

利用最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-Ⅳ和SCALE6.1程序实现,首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库,再由PUFF-Ⅳ程序中的SMILER模块转换成AMPX格式供SCALE6.1程序中BONAMI模块进行共振自屏修正计算,最后通过并群计算以及格式转换模块生成适合离散纵标(SN)程序使用的ANISN格式的47群中子-20群光子的多群截面库。通过与OECD/NEA发布基准题的验证比较,证明了此参数库加工方法以及所制作参数库是正确的,满足屏蔽计算工程需求。     

天然汞的全套中子数据理论计算和评价(英文)

在10~(-5)eV～20MeV的中子能量范围内给出了天然汞的全套中子核数据。评价的内容包括总的、弹性、去弹、总非弹、30条分立能级、连续非弹、(n,2n)、(n,3n)、(n,n~1p)、(n,n~1α)、(n,p)、(n,d)、(n,t)、(n,α)和(n,γ)截面;次级中子角分布;双微分中子发射截面(DDX);γ射线产生数据和共振参数等。评价是根据仔细分析和选择的有效实验数据和理论计算而进行的。理论计算程序(UNF-92)对中重核的核反应计算起了重要的作用。评价数据以ENDF/B-6格式编入中国评价核数据库存[MAT=1800],并提供核工程有关部门使用。     

天然汞的全套中子数据理论计算和评价

在10~(-5)eV～20MeV的中子能量范围内给出了天然汞的全套中子核数据。评价的内容包括总的、弹性、去弹、总非弹、30条分立能级、连续非弹、(n,2n)、(n,3n)、(n,n′p)、(n,n′a)、(n,p)、(n,d)、(n,t)、(n,a)和(n,r)截面;次级中子角分布;双微分中子发射截面(DDX);γ射线产生数据和共振参数等。评价是根据仔细分析和选择的有效实验数据和理论计算而进行的。理论计算程序(UNF-92)对中重核的核反应计算起了重要的作用。评价数据以ENDF/B-6格式编入中国评价核数据库存[MAT=1800],并提供核工程有关部门使用。     

高能评价核数据处理方法

为满足加速器驱动次临界系统ADS等高能核装置的蒙特卡罗输运计算需求,通过对相关核数据处理模块的改进,建立了一套基于我国自主的群常数制作软件Ruler与国际公认的核数据处理系统NJOY耦合的中高能评价核数据处理方法及程序系统。通过该方法基于日本高能评价核数据库JENDL-HE-2007制作了ACE格式连续点截面库,并通过一系列绘图及简单问题的蒙特卡罗输运计算,验证了该库是完整的、合理的,可用于蒙特卡罗输运计算,证明了Ruler与NJOY功能模块耦合的方法可用于高能评价核数据的处理。     

高能评价核数据处理方法

为满足加速器驱动次临界系统ADS等高能核装置的蒙特卡罗输运计算需求,通过对相关核数据处理模块的改进,建立了一套基于我国自主的群常数制作软件Ruler与国际公认的核数据处理系统NJOY耦合的中高能评价核数据处理方法及程序系统。通过该方法基于日本高能评价核数据库JENDL-HE-2007制作了ACE格式连续点截面库,并通过一系列绘图及简单问题的蒙特卡罗输运计算,验证了该库是完整的、合理的,可用于蒙特卡罗输运计算,证明了Ruler与NJOY功能模块耦合的方法可用于高能评价核数据的处理。     

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。     

基于快堆嬗变的伪裂变产物截面制作

从ENDF/B-VII库提取数据,通过NJOY程序对快堆中生成的裂变产物核素进行模块加工,利用Matlab进行编程对NJOY程序计算得到的数据进行再次加工处理,得到235U核素快堆嬗变的多群伪裂变产物截面数据,然后用MCNP程序对设计的快堆进行计算得到中子能谱图,并用中子能谱对MCNP程序生成的多群截面进行并群。把生成的数据与NJOY程序生成的数据进行对比验证表明,经过处理的截面数据可以用于快堆的燃耗计算。     

基于不同ENDF格式数据库的MCNP温度相关中子截面库研究

使用截面加工程序NJOY生成以针对最新释放的ENDF/B-VII和CENDL-3.1评价核数据截面库为基础库的2个ACE格式的温度相关中子截面库。使用压水堆多普勒数值基准题对生成的2个ACE格式截面库进行基准验算。验算结果表明,所生成的2个温度截面库在有效增殖系数、多普勒反应性亏损、多普勒反应性系数方面均与原基准题吻合良好,说明评价核数据截面库ENDF/B-VII和CENDL-3.1能很好地应用于ACE格式的截面库的制作。     

群常数制作软件Ruler研发

采用国际公认的群常数制作理论方法,包括共振重造方法、多普勒展宽方法、热散射率处理方法、群截面和散射矩阵计算方法、共振自屏处理方法等,研发了包括主驱动程序、评价数据输入输出模块、公共数学模块、系统公共子程序模块、进制转换模块、截面线性化和共振重造模块、截面温度展宽模块、不可分辨共振自屏模块、热散射截面计算模块、中子多群常数计算模块、WIMS-D格式接口模块等11个模块的群常数制作软件Ruler。采用与国际通用核数据处理程序NJOY99比较的方式对Ruler进行了验证,包括群常数比较和基准检验结果比较。验证结果表明,Ruler的计算精度与NJOY99相当,其计算速度、可维护性、可扩展性优于NJOY99。     

Sensitivity and uncertainty analysis for reactor stable period induced by positive reactivity using one-point adjoint kinetics equation

In order to better predict the kinetic behavior of a nuclear fission reactor, improvement of delayed neutron parameters is essential. Since it is required to establish a path from the microscopic nuclear data to the macroscopic delayed neutron parameters for the improvement, the present paper identifies important nuclear data for reactor kinetics. Sensitivities of the reactor stable period, which describes reactor kinetic behavior, to microscopic nuclear data such as independent fission yields, decay constants and decay branching ratios are calculated efficiently by using the adjoint kinetics equation. Furthermore, nuclide-wise and nuclear data-wise uncertainties of the reactor stable period are quantified using the variance data given in the nuclear data file, and the nuclear data that require further improvement are identified.

The results obtained through the present study are quite helpful, and can be a driving force for further nuclear physics studies.     

Thermal—hydraulic stability of a natural circulation system with nuclear feedback

ＴｈｅｒｍａｌｈｙｄｒａｕｌｉｃｓｔａｂｉｌｉｔｙｏｆａｎａｔｕｒａｌｃｉｒｃｕｌａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｗｉｔｈｎｕｃｌｅａｒｆｅｅｄｂａｃｋＸｕＺｈａｎＪｉｅ，ＣｈｅｎＬｉＱｉａｎｇ，ＭａＣｈａｎｇＷｅｎａｎｄＷｕＳｈａｏＲｏｎｇ（Ｉｎ...     

核数据敏感性与不确定性分析及其在目标精度评估中的应用

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容。另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义。基于敏感性与不确定性分析的目标精度评估,是给出核数据精度要求,从而降低计算结果不确定性的重要途径。本文提出了两步法的敏感性计算策略,针对快堆基准题BN-600,进行了有效增殖因数的敏感性分析,并量化了其不确定性的主要来源。通过建立目标精度评估问题对应的优化问题数学模型,采用差分进化算法,给出了有效增殖因数的目标精度为0.3%时核数据应达到的不确定性要求。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

Re-evaluation of Assay Data of Spent Nuclear Fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems

The isotopic composition of spent nuclear fuels is vital data for studies on the nuclear fuel cycle and reactor physics. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been active in obtaining such data for pressurized water reactor (PWR) and boiling water reactor (BWR) fuels, and some data has already been published. These data have been registered with the international Spent Fuel Isotopic Composition Database (SFCOMPO) and widely used as international benchmarks for burnup calculation codes and libraries.     

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。     

核反应堆设计软件验证数据库系统的研制

针对反应堆物理、热工-水力分析、燃料设计等专业的数据在软件验证工作中的实际需求，研制了核反应堆设计软件验证数据库系统，提出了系统的逻辑结构与技术实现架构，并采用统一的数据建模方式，从数据管理、系统管理、安全管理3个方面对软件验证数据库系统进行了设计与实现。研制完成的验证数据库系统，有效地解决了验证数据的组织不规范、数据重复、数据利用率低等缺陷和不足，为后续的软件验证工作提供有力的支撑。      

The minimization of uncertainties in reactor theory

This paper deals with the question of the requirements associated with the uncertainties in nuclear data. This question arises when given target accuracies are required for selected performance parameters of a nuclear reactor. This problem is also known as the ‘inverse problem’. There are two ways to deal with the inverse problem as presented in this paper. The first way is to consider the nuclear data only in what we call the ‘differential approach’. The second way is to consider the nuclear data as well as integral experiments in what we call the ‘integro-differential approach’. When there are no specific target accuracies, minimization of the uncertainties in the nuclear data can be considered by minimization of the reactor input parameters' entropy.     

核供热堆不凝结气体排放份额试验研究

叙述了核供热堆上空腔不凝结气体在发生排放事故工况下排放特性的试验研究。试验模拟了核供热堆排放工况的主要参数，着重研究了在排放过程中的氮气排放份额，及氮气对排放背压的影响。本试验是在５ＭＷ核供热堆热工水力学试验回路（ＨＲＴＬ－５）和排放回路上进行的，系统压力为１．５ＭＰａ，初始氮气分压为０．３４ＭＰａ。采用静态校验法，成功地获得了氮气的排放份额。这些试验数据为核供热堆的安全分析提供了重要的试验数据。     

Impact of Nuclear Data Uncertainties on Innovative Fast Reactors and Required Target Accuracies

It is widely accepted that the current status of neutronics calculations for fast reactor design is such that the present uncertainties on nuclear data should still be significantly reduced, in order to get the full benefit from advances in modeling and simulation. Only a parallel effort in advanced simulation, high-accuracy validation experiments, and nuclear data improvement will provide designers with more general and wellvalidated calculation tools to meet tight design target accuracies to further improve safety and economics. The present paper presents very recent results related to nuclear data uncertainty impact assessment and target accuracy requirements for advanced reactor systems.