燃耗数据库基准检验方法研究

燃耗数据库基准检验方法对于研制高准确度的燃耗数据库至关重要。本文以TAKAHAMA 3压水堆辐照后检验实验中SF95样品的建模为例,研究了建模要素对燃耗计算的影响,确定了燃耗实验建模的方法,开展了燃耗信用制研究感兴趣的锕系和裂变产物核素积存量计算值与实验值的比对。比对结果显示,主锕系核素计算偏差小于2%,大部分次锕系核素偏差小于10%,大部分重要裂变产物核素偏差小于5%。本文还对125Sb积存量随燃耗深度变化规律进行了理论分析,确认了破坏性放化实验测量结果存在缺陷,并进一步获得了125Sb积存量的修正值,使计算偏差从接近170%下降到20%以内。本次研究表明,燃耗数据库基准检验研究不仅需发展适当的燃耗实验建模方法,还需对实验数据进行适当的评价。     

CENDL-3．1 ^16O的基准检验

利用泄漏中子角通量谱实验FNS，对CENDL-3．1b0版的^16O全套中子评价数据进行宏观检验。检验工作比较了基于评价核数据库CENDL-2．1，3．0、3．1b0、ENDF／B—VII．0和JENDL-3．3 5个不同版本的^16O的中子角通量谱的计算值和实验测量值（图1、2）。     

CENDL-3．1 ^14N的检验和改进

本文介绍了利用泄漏中子角通量谱实验FNS，对CENDL-3．1b0版的^14N全套中子评价数据进行宏观检验和改进的结果。检验工作比较了基于评价核数据库CENDL-2．1，3．0、3．1b0、ENDF／B—VII．0和JENDL-3．3 5个不同版本的^14N的中子角通量谱的计算值和实验测量值。     

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。     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k_eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。     

中国评价库CENDL-3的宏观检验现状(英文)

CENDL-3是中国评价库CENDL的最新版本,通过采用群常数制作程序系统NJOY及反应堆栅元计算程序WIMSD5A和蒙特卡罗程序MCNP对CENDL-3库进行了包括热堆和快堆的基准装置的检验计算,并将检验结果与实验结果和其它库的计算结果进行了比较和分析。表明CENDL-3库中铀同位素的检验结果是相当不错的;由于裂变谱的改进,钚同位素的检验结果也有了相当好的改进;尽管9Be的检验结果有了明显改进,但计算的keff与其它库相比仍有点偏低。     

西安脉冲堆计算值和实测结果分析

介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率（2MW）下连续运行了72小时，证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较，证明计算程序可靠，具有较高精度。西安脉冲堆理论计算值与实验测量值符合较好，完全满足工程设计要求，实验测量结果达到了设计指标的要求。     

基于组件计算的燃耗实验基准题建模分析

组件计算在堆芯核设计中占有重要地位。组件程序的燃耗计算精度对核反应堆堆芯的功率分布、换料寿期及反应性控制设计方面具有重要意义。为了评估用于堆芯燃耗计算的多群常数库的准确性,本文运用DRAGON计算程序建立了燃耗实验计算模型,采用SFCOMPO-2.0燃耗实验基准题提供的乏燃料样品燃耗历史参数及最终核素组分信息,对Takahama-3反应堆、H.B. Robinson-2反应堆及Beznau-1反应堆系列样品进行了建模计算,并将计算结果与SFCOMPO-2.0数据库中的基准实验结果进行了对比和分析。结果表明:多数核素的模拟结果与基准值符合良好,误差在10%以内。同时本文对理论计算值与基准实验值存在差异较大的几种核素进行了相应讨论,并对样品计算结果进行了对比分析。     

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     

14MeV中子穿透船238U板状样品评价中子核数据的基准检验

U作为一种重要的核材料,其评价中子核数据的基准检验极其重要。在中国原予能科学研究院的600kV高压倍加器上,通过T（d,n）反应提供的14MeV单能脉冲中子源,利用飞行时间法,测量了板状238U样品的40°和50°泄漏中子能谱,得到的实验结果与模拟结果进行了初步比较。     

束流参数对热中子照相质量影响的模拟分析

中子束的准直比、镉比、散射中子及注量率空间分布等是影响中子射线照相性能的主要因素,本文通过蒙特卡罗模拟仿真计算来分析各因素对中子照相图像质量的影响,并提出相应的应对措施。     

中国实验快堆安全棒和补偿棒价值理论分析和试验研究

利用蒙特卡罗程序对净堆临界和运行转载冷态下的安全棒和补偿棒的单棒价值以及棒组价值进行理论计算,同时通过落棒法和周期法对安全棒和补偿棒价值进行试验测量。经比较可看出,试验值与理论值吻合很好,两者的误差在5%以内。计算结果表明,蒙特卡罗程序具有较高的计算精度,可为在后续大型快堆中的应用提供参考。     

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL 32以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL 32在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。     

带电粒子核数据评价和计算

总结了中国带电粒子核数据的评价方法研究、评价及建库、理论计算；介绍了今后的工作设想，它包括实验测量、系统学研究和评价数据库的更新。     

西安脉冲堆稳态堆芯脉冲运行安全性分析及新堆芯布置方案设计

通过对堆芯安全参数的理论计算,分析了西安脉冲堆稳态堆芯布置脉冲运行的可行性.在原设计稳态堆芯的基础上,给出两种新的堆芯布置方案,计算了两种设计方案的堆芯物理参数、安全参数和孔道参数.该项工作对今后简化例料程序、提高特定孔道参数、降低燃料元件破损事故发生概率具有一定的意义.     

蒙特卡罗方法在中子活化在线分析系统设计中的应用

选取重水、石墨、聚乙烯等6种慢化材料，利用MCNP程序对不同的慢化材料进行模拟计算分析。计算结果表明，中子活化在线分析系统的最优化慢化材料为聚乙烯。实验测定了以聚乙烯为慢化材料的中子活化分析系统的热中子注量率随源到引出孔之间的距离以及探测器处于不同位置时的分布关系，为下一步进行中子活化在线分析研究提供了依据。     

中子评价数据库的系统化宏观检验

核数据的宏观检验是将评价核数据库应用于核工程的重要环节。利用国际核临界安全手册ICSBEP中的临界实验、FENDL库屏蔽基准实验、LLNL脉冲球实验、NIST水球实验等不同类型的基准实验构建一套系统化的检验系统，从整体上为评价数据库（ENDL）的可靠性进行评估和分析。     

MCMG程序用于多群截面检验的可行性研究

以三维多群蒙特卡罗输运程序MCMG模拟计算了5个一维快临界基准实验装置和1个三维快临界基准装置的有效增殖因数和注量谱或泄漏谱,并与确定论多群离散纵坐标程序ANISN和连续截面蒙特卡罗程序MCNP的计算结果进行对比分析。结果表明,MCMG计算结果与ANISN结果有较好的符合,并接近MCNP计算结果,初步验证了MCMG应用于多群截面检验的可行性。