基于数值积分的核截面在线生成方法研究

为准确模拟反应堆内不同温度下中子与各种材料间的相互作用,当反应堆堆芯温度变化时,需要在线生成不同温度下的反应截面。现有在线截面生成方法中,以MCNP6的曲线拟合法使用较为普遍,但该方法的截面生成效率偏低。为此,本文开展了基于数值积分的核截面在线生成方法研究,结合双指数变换与GaussHermite积分替代原有解析积分,提高展宽截面生成效率。典型核素与多普勒反应性系数基准例题结果显示,数值积分方法的曲线拟合计算效率比原始方法平均高10倍以上,且精度与原始方法相对偏差在1.54%以内,验证了本文方法的有效性,可用于反应堆多物理耦合计算。     

中子核截面在线多普勒展宽方法研究

由中子截面多普勒展宽带来的反应性温度效应对反应堆中子学计算结果具有重要影响。基于自由气体模型和对靶核速度随机抽样的在线多普勒展宽方法,可使用0 K温度下的中子截面对给定温度的问题进行蒙特卡罗计算,摆脱对专用多普勒展宽程序的依赖。本文通过对在线多普勒展宽方法的程序实现,针对典型算例进行了验证和分析,证明了该方法能处理反应性温度效应,并对其适用性和未来发展前景进行了评价。     

基于改进Gauss-Hermite方法的在线多普勒展宽方法研究

温度对核截面的效应对反应堆中子学计算有重要影响,同时也是热工反馈的基础。准确、高效且内存占用较少的蒙特卡罗截面在线温度处理方法是其中的关键。基于多普勒展宽理论及Gauss-Hermite求积组,可使用基准温度下的截面对任意温度进行展宽计算,实现蒙特卡罗粒子输运过程中的在线多普勒展宽。本文针对传统Gauss-Hermite方法存在的问题,对该方法进行了改进,并利用典型压水堆算例进行了验证分析。结果证明,改进算法显著地提高了效率,为在线多普勒展宽方法在多物理耦合中的应用提供了基础。     

基于改进Gauss-Hermite方法的在线多普勒展宽方法研究

温度对核截面的效应对反应堆中子学计算有重要影响，同时也是热工反馈的基础。准确、高效且内存占用较少的蒙特卡罗截面在线温度处理方法是其中的关键。基于多普勒展宽理论及Gauss-Hermite求积组，可使用基准温度下的截面对任意温度进行展宽计算，实现蒙特卡罗粒子输运过程中的在线多普勒展宽。本文针对传统Gauss-Hermite方法存在的问题，对该方法进行了改进，并利用典型压水堆算例进行了验证分析。结果证明，改进算法显著地提高了效率，为在线多普勒展宽方法在多物理耦合中的应用提供了基础。     

MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证

本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE (a compact ENDF) 格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证.研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点.在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题:带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基准题.验证计算结果表明,该温度相关中子截面库可运用于反应堆物理的计算分析中.     

反应堆用核截面处理程序RXSP的研发与验证

反应堆用核截面处理系统(RXSP)除了具有共振重造、线性化以及能量/角度分布处理等功能外,还实现了快速多普勒展宽、热化库插值、OpenMP并行加速等关键方法和算法.程序验证表明,RXSP能够准确、高效地将ENDF/B库的中子评价核数据制作成堆用蒙特卡罗程序(RMC)计算所需的连续能量点截面库.与评价核数据库的数据处理系统(N JOY)处理生成截面库的微观比较和基准题的宏观验证表明,RXSP与N JOY具有相同的计算精度,而RXSP的处理时间则大大缩短,满足了反应堆物理-热工水力耦合计算中所需的多次大量材料的温度相关截面库更新的要求.此外,RXSP还能处理ENDF/B-Ⅶ.1中子截面库中R-matrixLimited格式的共振参数.     

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。     

反应堆堆芯先进中子学模拟软件SCAP-N研发

堆芯中子学计算是反应堆设计分析的基础,为提高堆芯中子学计算的模拟分辨率与计算精度,开发了反应堆堆芯先进中子学模拟软件（SCAP-N）。该程序首先根据轴向特征对堆芯进行分层,并逐层进行二维堆芯非均匀输运计算,再采用超级均匀化方法（SPH）获得栅元等效均匀化截面,最后进行三维堆芯逐棒（pin-by-pin）输运计算,获得堆芯有效增殖因子与精细棒功率分布。为提高程序计算效率,采用分布式/共享式（MPI/OPENMP）混合并行方式对程序进行了并行化开发。利用虚拟反应堆（VERA）系列基准例题及美国先进非能动压水堆（AP1000）启动物理试验实测数据对程序进行了测试验证。结果表明,相比于商用核设计程序系统,SCAP-N程序采用的逐棒输运技术能够提高堆芯中子学的计算精度。与同类型高精度中子学程序相比,SCAP-N具有更高的计算效率,可进一步提高核电厂的经济性及运行灵活性。      

基于随机抽样的在线多普勒展宽研究

介绍了一种基于随机抽样的考虑靶核热运动的在线多普勒展宽方法,在每一个碰撞点精确展宽截面。该方法只读入零开式温度下的截面数据,不需要考虑模型材料中的温度分布,从而摆脱对专用截面加工程序的依赖。本文首先实现了基于随机抽样的多普勒展宽模块,在微观上对该算法进行验证,随后结合自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),实现了RMC的在线多普勒展宽功能,在宏观上对该算法进行验证,证明该方法能处理核截面的温度效应。     

基于内维尔插值的不可分辨共振能区多温度截面生成方法研究

对于具有快中子能谱的核能系统,其共振截面在不可分辨共振能区因受温度效应的影响,无法准确获得该能区内每个能量对应共振峰的截面,在计算不同温度截面时,需考虑采用与可分辨共振能区不同的计算方法。本文在充分调研国内外蒙特卡罗中子输运中的不可分辨共振能区在线核截面生成方法现状基础上,结合了各核素不同温度下概率表的特征,提出使用基于内维尔(Neville)插值的不可分辨共振能区多温度截面生成方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。国际快堆堆芯模型Bigten1及Bigten2等测试结果表明:该方法与基准值的偏差小于10 pcm,证明了方法的准确性与有效性,可用于反应堆多物理耦合计算。     

Electrical modeling of temperature fields in a nuclear reactor

A method of calculating temperatures in a nuclear reactor by means of electrical modeling is considered. In solving the problem, the variation in heat evolution over the height of the reactor and over the cross section is considered. Two methods are proposed for considering the variation in heat evolution over the height of the reactor: a direct one, in which the density of the current feeding the electrical model is varied with time, and a computing method based on a Duhamel integral. In the latter case the temperature field in the model. is determined with the heat evolution kept constant over the height, and the results are then recalculated by means of the Duhamel integral for any desired laws of variation of heat evolution over the height of the reactor.Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 22, No. 4, pp. 276–279, April, 1967.     

A Proposal of Benchmark Calculation on Reactor Physics for Metallic Fueled and MOX Fueled LMFBR Based upon Mock-up Experiment at FCA

In order to assess the validity of the cross section library for fast reactor physics, a set of benchmark calculation is proposed. The benchmark calculation is based upon mock-up experiments at three FCA cores with various compositions of central test regions, two of which were mock-ups of metallic fueled LMFBR's, and the other was a mock-up of a mixed oxide fueled LMFBR. One of the metallic cores included enriched uranium in the test region, while the others did not.

Physics parameters to be calculated are criticality, reaction rate ratios, plutonium and B₄C sample worth, sodium void reactivity worth, and Doppler reactivity worth of ²³⁸U. Homogenized atomic number densities and various correction factors are given so that anyone can easily perform diffusion calculation in two-dimensional RZ-model and compare the results with the experiments. The validity of the correction factors are proved by changing the calculation method and used nuclear data file.     

Decrease of Deuterium Permeation Rate through Austenitic Stainless Steel Facing Molten Li17-Pb83 Alloy with Formation of Surface Oxide Film

An analytical approximation of the Doppler broadening function ψ(ξ,x) is proposed. This approximation is based on the solution of the differential equation for ψ(ξ,x) using the methods of Frobenius and parameters variation. The analytical form derived for ψ(ξ,x) in terms of elementary functions is very simple and precise. It can be useful for applications related to the treatment of nuclear resonances, mainly for calculations of multigroup parameters and resonances self-protection factors, the latter being used to correct microscopic cross section measurements by the activation technique.     

非均匀变分节块法

传统的节块方法均属于均匀节块法,要求节块内的材料必须是均匀分布的。对于传统的固体燃料核反应堆,该近似处理带来的误差是可接受的;但对于液体燃料的熔盐堆,流动的燃料由于空间上连续变化的温度和核密度分布而具有连续变化的宏观截面,使传统的节块方法无法在保证计算精度的同时取得较高的效率。为尝试解决该问题,本文在一维扩散近似的情况下,基于变分节块法推导了能处理空间连续变化截面的非均匀变分节块法,并开发了相应的计算程序Violet-Het1D。数值结果表明,在相同的节块划分和展开阶数条件下,非均匀变分节块法和均匀变分节块法计算时间相当,但前者的计算精度高于后者。     

核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP（WIMSD library update project）基准题、国际临界安全基准题ICSBEP（international criticality safety benchmark evaluation project）等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。     

基于白光中子源的169Tm辐射俘获截面测量和共振参数分析

中子辐射俘获截面及共振参数在核工程设计、核天体物理等研究领域中有重要的应用价值。在中国散裂中子源（CSNS）反角白光中子束线（Back n）上,使用C6D6测量系统开展了169Tm辐射俘获反应测量。通过脉冲高度权重技术、共振吸收法和饱和归一法得到169Tm辐射俘获反应的产额。利用SAMMY程序拟合169Tm的产额数据,得到169Tm在1~100 eV能量区间的共振能量、中子宽度、辐射俘获宽度等共振参数。使用实验测得的共振参数和Reich Moore近似计算了169Tm在1~100 eV能量区间的辐射俘获截面。实验测量结果与ENDF/B Ⅷ.0数据库的推荐值总体符合较好,部分共振参数和截面存在一定的差异。产生这些差异的原因与Back n的源中子能谱结构、能量分辨率、实验本底的精度有关。     

Measurements of Neutron Capture Cross Section of 237Np for Fast Neutrons

The neutron capture cross section of ²³⁷Np has been measured for fast neutrons supplied at the center of the core in the Yayoi reactor. The activation method was used for the measurement, in which the amount of the product ²³⁸Np was determined by γ-ray spectroscopy using a Ge detector. The neutron flux at the center of the core calculated by the Monte Carlo simulation code MCNP was renormalized by using the activity of a gold activation foil irradiated simultaneously. The new convention is proposed in this paper to make possible a definite comparison of the integral measurement by the activation method using fast reactor neutrons with differential measurements using accelerator-based neutrons. “Representative neutron energy” is defined in the convention at which the cross section deduced by the activation measurement has a high sensitivity. The capture cross section of ²³⁷Np corresponding to the representative neutron energy was deduced as 0:80 ± 0:04b at 214 ± 9 keV from the measured reaction rate and the energy dependence of the cross section in the nuclear data library ENDF/B-VII.0. The deduced cross section of ²³⁷Np at the representative neutron energy agrees with the evaluated data of ENDF/B-VII.0, but is 15% higher than that of JENDL-3.3 and 13% higher than that of JENDL/AC-2008.