NJOY—WIMS程序系统的研制

ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统是在开发ＮＪＯＹ（包括ＷＩＭＳＲ）、ＷＩＭＳ等程序，增加有关管理模块ＳＣＮ和ＣＣＭＩＴ的基础上建立起来的。这个系统可以用来进行ＷＩＭＳ库的制作及临界安全计算。作者由微观ＪＥＦ－１出发，应用该系统给出了ＴＲＸ－１、２，ＢＡＰＬ－ＵＯ２－１、２、３的计算结果。经比较表明，该系统是可靠的。     

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。     

NJOY－WIMS程序系统的研制

ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统是在开发ＮＪＯＹ（包括ＷＩＭＳＲ）、ＷＩＭＳ等程序，增加有关管理模块ＳＣＮ和ＣＣＭＩＴ的基础上建立起来的。这个系统习以用来进行ＷＩＭＳ库的制作及临界安全计算。作者由微观ＪＥＦ－１出发，应用该系统给出了ＴＲＸ－１、２，ＢＡＰＬ－ＵＯ＿２－１、２、３的计算结果。经比较表明，该系统是可靠的。     

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．     

关于核数据的宏观参数工作

关于核数据的宏观参数工作刘桂生（中国原子能科学研究院，中国核数据中心，北京，１０２４１３）为了对ＣＥＮＤＬ－２进行基准检验，更好地使核数据服务于核工程研究设计工作，多年来核数据的宏观参数工作集中于群常数制作和基准检验的方法研究，编制并引进开发了群常数...     

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。     

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     

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。     

临界计算程序CHMCK-Ⅲ的临界安全基准检验计算

利用4个快中子基准实验数据和MCNP-4B程序的计算结果，对临界计算程序CHMCK-Ⅲ进行了检验计算。从两个程序的计算结果与基准实验测量结果的比较可看出：计算结果在误差允许的范围内符合较好，因此，认为CHMCK-Ⅲ可用于核系统临界计算问题。     

CENDL-NP热谱临界基准检验

为了解决CENACE-1.0库热谱临界实验中高估有效增殖因子(keff)的问题,选取多种类型的热谱临界基准实验,对制作CENACE-1.0库的基础评价数据库CENDL-NP-1.0进行基准检验。通过检验结果的趋势分析和相关性分析,发现热能区的235U裂变截面、辐射俘获截面和裂变平均中子数可能是导致高富集度铀金属热装置keff计算结果偏高的直接原因。     

FLOWER程序的改进及在大亚湾海域环境评价中的应用

ＦＬＯＷＥＲ是美国核管会推荐的用于海洋环境评价的计算程序，海水的沿岩漂流对污染物及热量在海洋的扩散在一定影响，ＦＬＯＷＥＲ程序不太适用于这种条件下的扩散计算。本文对ＦＬＯＷＥＲ程序进行了改进，同时增加了海水中污染物浓度和水温的农潮平均值及最大浓度和最大温度等中间结果的输出。     

高温气冷堆球床有效导热系数的计算模型及其在SANA基准试验分析中的应用

用THERMIX程序计算了石墨球床的温度分布。研究了高温气冷堆球床内部热量传递机制,给出了三种有效导热系数的分析方法和计算模型。以国际原子能机构(IAEA)关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划(Coordinated Research Program简称CRP)的SANA基准试验为基础,计算了球床内的温度分布和自然对流对传热的影响。计算结果与实验测量结果作了比较,证实了THERMIX程序和有效导热系数的准确性。     

CYCLONE－30质子回旋加速器的靶系统及生产用靶的制备

介绍了中国原子能科学研究院与比利时ＩＢＡ公司合作制造的Ｃｙｃｌｏｎｅ－３０质子回旋加速器的靶系统和其生产放射性同位素用靶的制备技术。     

利用蒙特卡罗程序EGSnrc实现电子束辐照剂量分布的计算和电子束辐射加工工艺的优化

利用蒙特卡罗程序EGS4的最新版本EGSnrc，在Linux操作系统平台上计算了在1．5－3．0MeV能量范围内电子在聚乙烯材料和水中的剂量深度分布；比较了在两种不同厚度的聚乙烯板的底部加上不同材料（铝、铜、铅）衬底情况下剂量深度分布的变化；计算了电子束在入射到聚乙烯材料之前经过的空气层的厚度对剂量损失的影响及不同电子束射野大小对剂量分布的影响。计算的结果以绝对剂量的形式给出，误差在2％以内。该方法是优化电子束辐射加工工艺的一种实用、高效的理论估算方法。     

原子核分立能级及其γ衰变分支比子库的管理—检索程序系统

原子核分立能级及其γ衰变分支比子库（ＤＬＳ）的数据取自评价核结构数据库（ＥＮＳＤＦ），并经转换、修订和补充。ＤＬＳ中尽可能地保留了ＥＮＳＤＦ的有关信息，同时发展了ＤＬＳ的管理－检索程序系统，包括单核及中子反应２种检索方式，并可按照用户的需要从整个能级纲图中选取所要求的能级及γ射线。     

秦山核电厂安全壳密封性能试验的仪表测量系统

简要介绍秦山核电厂反应堆安全壳密封性能试验所采用的仪表测量系统及其性能。     

单次性脉冲磁场幅度跳动测量及其计算机测量系统

单次性脉冲磁场在各种高能加速器中有着重要的应用。其磁场波形、场型分布、磁场幅度绝对值的测量已经有过报导,本文继续介绍单次性脉冲磁场幅度跳动的测量及其计算机测量系统。在系统的工作原理部分,以软件硬件相结合的方式介绍了系统的工作原理,给出了测量结果。文章最后分析了测量误差,提出了减小误差,提高测量精度的方法,给出了系统精度。