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。      

NECP-Atlas不可辨共振能区概率表模块的开发和验证

核数据处理是连接评价核数据库和中子输运程序的重要接口,其中对不可辨共振能区的处理是核数据处理的关键技术点之一。不可辨共振能区的共振峰极为密集,在物理计算中必须考虑其共振自屏效应,概率表方法是获得不可分辨能区自屏截面的常用方法。Ladder Sampling方法是目前使用最广泛的概率表产生方法,该方法通过构造随机共振序列等效真实共振结构来统计概率表。基于Ladder Sampling方法在NECP-Atlas程序中开发了概率表计算模块,对计算过程中的复误差函数计算、卡方随机数产生、概率表划分、共振公式选取、Ladder数目以及排序算法进行了敏感性分析,最终确定了最优的计算方法,实现了概率表的精确、高效效率。      

Bamboo-Lattice程序多群截面数据库的改进

本文基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价数据库,利用核数据加工处理程序NJOY及LATTICE_PRE为Bamboo-Lattice程序研制了一套改进后的多群截面数据库NECL2.0。基于基准题和数值分析的结果表明：采用NECL2.0数据库计算得到的燃料组件的k_inf、裂变率分布、少群均匀化截面与参考解均吻合很好;考虑银铟镉共振对k_inf的计算精度可提高近1000 pcm,与参考解相比最大裂变率相对偏差从-0.97%降低到-0.53%;考虑包壳锆的共振对k_inf的计算精度可提高约60 pcm。     

DRAGON程序在压水堆燃料栅元计算中的研究

在压水堆核设计中，不同的输运计算方法、共振自屏计算方法和多群截面库会对最终的反应性精度造成较大的影响，所以需要针对不同的组合方式进行研究，从而得到精度最高的组合。因此，本文以压水堆常见的燃料栅元为研究对象，利用DRAGON程序中自带的不同输运计算方法（界面流/碰撞概率方法）、共振自屏计算方法（等价理论/子群方法）和多群截面库（DRAG-281/WIMS-D281）进行计算，并将结果与蒙卡程序进行对比。通过一系列压水堆算例进行测试，结果发现碰撞概率方法、子群方法和DRAG-281库在压水堆燃料栅元计算中精度较高，而界面流方法、等价理论与WIMS-D 281库匹配性较好，整体精度较高。     

NECP-Atlas中共振弹性散射核处理模块的开发与验证

在多群截面和散射矩阵产生中考虑了靶核热运动以及共振弹性散射。首先,采用了任意勒让德阶数的各向异性共振弹性散射核公式,以计算准确的多普勒展宽能量转移核。使用了半解析积分方法来进行共振弹性散射核的计算。结合共振弹性散射核计算,提出了一种线性化方法来产生共振弹性散射核插值表。利用该插值表可精确插值共振弹性散射核以减少计算成本。其次,基于共振弹性散射核开发了慢化方程求解器从而代替传统的渐进散射核。该求解器可以正确地考虑中子上散射效应对于中子能谱的影响。在多群截面归并时使用更加精确的中子能谱,以此可以得到更加精确的多群截面。上述所有方法都已集成至核数据处理程序NECP-Atlas。数值结果表明,所提出的方法可以为下游计算提供准确的多群截面;相比于传统方法所产生的多群截面及散射矩阵,当上散射效应被考虑时,使用确定论程序所计算的燃料温度系数以及特征值有较大的变化。     

NECP-Atlas中屏蔽数据库制作模块的开发与验证

在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了屏蔽数据库制作模块Shield_calc,该模块先利用NECP-Atlas产生问题无关的MATXS格式细群中子、光子截面数据库;然后采用超细群方法、Bondarenko迭代方法进行共振自屏计算,获得有效自屏截面;最后,基于1维反应堆模型采用NECP-Hydra进行输运计算获得应用堆型的典型权重谱,将细群屏蔽数据库归并为宽群屏蔽数据库NECL-SHILED。利用Shield_calc模块,基于与BUGLE-B7相同的评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0,制作了47群中子、20群光子的NECL-SHILED,并与BUGLE-B7进行了对比,数值结果显示NECL-SHILD与BUGLE-B7计算结果吻合较好,验证了Shield_calc模块具有较高的精度。      

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。     

核数据处理软件NECP-Atlas中的光子相关数据计算方法研究

NECP-Atlas是西安交通大学自主研制的核数据处理软件,具有丰富的功能,可将评价核数据制作为后续核设计所需的应用核数据库,本文在NECP Atlas中建立了光子相关数据的计算方法,可计算产生中子核反应释放的瞬发光子产生截面、光子与原子的反应截面,裂变产物衰变释放的缓发光子多群产生矩阵,以及光子辐照损伤截面等数据。数值结果显示,如果不考虑缓发光子,钠冷快堆中控制组件、反射层组件的光子功率与参考解的最大偏差可达3258%、2041%,采用NECP Atlas计算的多群缓发光子产生矩阵后两类组件偏差降为093%以下。采用文献结果对Fe的光子辐照损伤截面进行了验证,计算结果与参考解吻合良好。     

多群截面处理模块ARES-MACXS屏蔽计算适用性分析

在聚变和裂变装置的屏蔽计算中确定论方法应用广泛,多群截面数据的精度对计算结果具有至关重要的影响.为得到适用于各类屏蔽问题的多群截面,自主开发了基于邦达连科共振处理方法的截面处理模块ARES-MACXS.模块具备共振处理、温度插值、输运修正、上散射处理、中子-光子截面耦合处理、并群等功能.使用指数插值方法,以得到更加精确...     

NECP软件包中NECL子群数据与任意几何共振模块研制

本文基于子群方法对NECP软件包开发了多群数据库模块和子群共振计算模块。采用本实验室开发的二维任意几何输运程序矩阵MOC作为子群共振模块的求解器。使用MCNP与子群程序计算一系列的共振基准题,并比较了两者所计算的无限增殖因数k_inf和²³⁵U与²³⁸U的微观截面。结果表明,子群程序对任意几何有良好的适应性和精度,可适用于二维任意几何的共振计算。     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

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。     

不同核评价数据库中Pb和Bi的截面对铅基快堆k_(eff)的影响

铅基快堆是GIF官方发布的第四代核能系统堆型之一,不同的核评价数据库中铅截面的较大差别会影响铅基快堆物理设计计算的准确性。本文利用国际上最新发布的核评价数据库JENDL-4.0、JEFF-3.2、ENDF/B-Ⅶ.0和BROND-3.1,制作了关键核素Pb、Bi的连续点截面,利用国际基准题评价手册中的PMF035和国际原子能机构发布的铅基快堆RBEC-M基准题以及cosRMC程序,对Pb和Bi的截面对系统有效增殖因数的影响进行了详细研究。对于PMF035带Pb反射层的临界基准题,上述所有核数据库的新版本较旧版本的计算偏差均有所减小,其中BROND的改善最为明显。对于RBEC-M基准题,使用ENDF/B-Ⅶ.0核数据库的计算结果与基准报告中结果符合较好;使用上述其他新版本数据库中截面数据替换计算结果表明,采用不同库中的Pb、Bi截面数据会使计算结果出现不同的偏差,其中,JENDL-4.0中Pb截面对计算结果的影响较Bi截面的影响大。     

Evaluation of neutron nuclear data on mercury isotopes

Neutron nuclear data on 10 isotopes of mercury have been evaluated for the next version of Japanese evaluated nuclear data library (JENDL) general-purpose file in the energy region from 10^?5 eV to 20 MeV. Resolved resonance parameters (RRPs) for ^{200, 202}Hg were supplemented with the data which had not been considered in the previous library. Unresolved resonance parameters (URPs) were obtained by fitting to the total and capture cross sections calculated from nuclear models. A statistical model code was applied to evaluate cross sections above the resolved resonance region. Coupled-channel optical model parameters were employed for the interaction between neutrons and nuclei except ²⁰³Hg. Compound, pre-equilibrium, and direct-reaction processes were considered for cross-section calculation in the high energy region. The present results reproduce experimental data very well. The evaluated data are compiled into evaluated nuclear data file (ENDF) formatted data files.     

MCMG蒙特卡罗多群-连续截面耦合中子输运计算

本文针对多群蒙特卡罗计算省时但共振自屏处理存在缺陷,以及连续截面蒙特卡罗输运计算精度高但计算费时的问题,发展了一种多群-连续截面耦合计算方法。该方法在自主研发的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序MCMG中得到应用,通过多个模型的计算验证了方法的有效性。MCMG耦合计算取得了与连续点截面MCNP程序一致的结果,其计算速度较MCNP的提高了1倍左右。     

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

      提出了一套新的方法流程，用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库，再根据具体问题中的材料信息，经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面，经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并，最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件，其中一般核素以微观截面的形式表示，裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算，采用REBUS-3进行燃耗计算，对比了结果中的有效增殖系数k_eff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱，最终结果与参考报告较为符合，初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。      

考虑有效共振积分不确定度的抽样方法研究

在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。     

Anomalous Isotope Fractionation in Uranium Enrichment Process

A benchmark calculation for a deep penetration problem of 14 MeV neutrons through a 3m thick iron slab was carried out by using a vectorized continuous energy Monte Carlo code MVP with the JENDL-3 and ENDF/B-IV cross sections. Reference solutions for neutron spectra and averaged cross sections were obtained at various locations through the iron slab with good statistics owing to a high computation speed of the code. The accuracy of multigroup calculations with the JSSTDL/J3 library was investigated by comparison with the obtained reference solutions.

Both calculations with JENDL-3 and ENDF/B-IV showed a similar attenuation of total fluxes from thermal to 14 MeV through the slab, while differences of one order at the maximum were observed in the calculated fluxes in the resonance energy region. The multigroup calculations with the JSSTDL/J3 295- and 125-group libraries underestimate the streaming effect through the cross section minima above the well-known 24 keV window, which resulted in the underestimation of fluxes above this window by more than two decades at 3 m penetration compared with the continuous energy method. Taking into account the spatial dependence of averaged cross sections, the underestimation was reduced to about one decade. It was found, however, that an accurate prediction of streaming effect is fairly difficult by the multigroup method.