MCNP程序用热中子散射数据制作和检验

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分析说明。通过48个基准装置k_eff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的k_eff整体上偏差不大,k_eff平均偏差约65pcm。     

TP2008核数据库研制

根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。     

多用途核数据库HENDL2.0/MG/MC的重核临界基准校验

为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0.评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-2.1.利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS程序进行模拟计算,对已有的一些数据较为完备的基准实验例题进行基准测试和比较分析以检验混合库HENDL2.0的有效性和可信性.     

239Pu的积分检验

介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验.检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3.积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序MCNP5.基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库的239Pu相比,CENDL-3的239Pu给出了较好的keff值,两库的中心裂变率的计算结果是接近的.然而,对5个钚溶液热临界基准装置而言,基于CENDL-3的keff值的计算结果平均高于实验值O.37%,ENDF/B-Ⅶ的计算结果与实验值符合得稍好于CENDL-3的结果,表明CENDL-3的239Pu的俘获截面有待于进一步的改进.     

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。     

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。      

基于TMSR-PNS装置0.008〜0.1 eV能区Th的全截面测量

Th是Th-U燃料循环的起始核素,其核数据精度关系到Th-U转换性能。基于TMSR-PNS中子源采用透射法对高纯ThO2样品进行测量,得到ThO2的全截面实验数据。利用ENDF/B-Ⅶ.1库中氧的评价数据,扣除氧的全截面,得到Th的全截面。测量结果显示,Th的全截面在0.02~0.1 eV能量范围测量数据的不确定度为3.25%~4.51%,与ENDF/B-Ⅶ.1库评价数据差异在实验误差范围内。中子能量小于0.02 eV时Th的全截面实验数据出现了布拉格散射结构,其与ENDF/B-Ⅶ.1库UO2的U热中子散射截面类似。     

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。     

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。     

ENDF/B-Ⅶ.0多群截面库MUSE1.0在压力容器基准实验分析中的初步应用

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价核数据库开发了172n×42g多群截面数据库MUSE1.0,利用二维离散纵标法程序DORT,针对美国H．B．Robinson-2号机组压力容器基准实验,对辐照监督管处中子能谱、核反应率及比活度等参数进行了详细的计算分析,并与基于ENDF/B-Ⅵ的BUGLE-96多群参数库计算结果及实验测量值进行了比较分析。结果表明：MUSE1.0比活度计算值与实验测量值之比（C/M）平均为0.98±0.04,较BUGLE-96计算结果（平均C/M为0.90±0.04）精度有较大提高,满足压水堆压力容器快中子注量计算精度要求。     

CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的56Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

CENDL-3.2评价库对56Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对56Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在56Fe非弹性散射能量范围对以56Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在56Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。      

315中子/42光子耦合细群核数据库HENDL3.0/FG研发

为了提高次临界堆(含热裂变包层)核分析的精度,设计开发了315群中子-42群光子耦合的细群核数据库HENDL3.0/FG (Fine-Group).评价核数据来源主要选用美国核数据中心公布的ENDF/B-Ⅶ.0库.利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成中子学计算分析系统VisualBUS程序进...     

MUSE-F1.0输运库的开发与基准验证

运用NJOY99程序,以微观评价库ENDF/B-Ⅶ.0为基础,开发了适用于快堆研究设计的175群中子、42群光子的多群截面数据库MUSE-F1.0。采用权重谱thermal--1/e--fast reactor-fission+fusion及勒让德P6近似。采用ANISN程序,从临界计算及屏蔽计算两方面对该库进行了较全面的检验;屏蔽检验涉及裂变堆、聚变堆、加速器等装置屏蔽材料所常用的相关核素截面数据的检验。检验结果表明：MUSE-F1.0在临界计算及屏蔽计算方面具有较高的精确度和较强的适用性,可满足快堆设计研究方面的应用要求。     

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.     

三维多群P5中子输运蒙特卡罗程序MCMG及检验

本工作介绍了自主开发研制的三维多群P₅中子输运蒙特卡罗程序MCMG及从ENDF/B-Ⅶ库制作的47群P₅中子截面库G47B7P5N。MCMG程序发展了针对物质的碰撞机制,适合ANISN格式和非标准ANISN格式的多群中子截面。程序计算了6个临界基准模型和2个外源问题,模拟取得了与实验和连续截面MCNP程序一致的结果,计算速度较MCNP程序提高3倍以上。     

二维输运燃耗耦合程序开发与验证

为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。     

压水堆燃耗数据库的制作与验证

基于评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0和EAF-2010研制了一套适用于CINDER90程序的压水堆用燃耗数据库,该数据库包含中子反应截面、衰变数据和裂变产额数据3部分。中子反应截面的加工分为两步,首先采用Inverted Stack算法和CRECTJ6程序将EAF 2010库的截面分支比融入ENDF/B Ⅷ0库全套中子评价数据,然后用NJOY2016程序处理成63群截面。衰变数据和裂变产额数据分别由MF8/MT457和MF8/MT454数据加工得到,裂变产额数据共包含36个裂变核的60组产额数据。以SFCOMPO 20中Takahama 3压水堆燃料组件为基准题,对研制的燃耗数据库进行了验证。结果表明,本文制作的燃耗数据库的方法是正确的,对于某些核素,如242Amm,制作的数据库比自带库的计算结果更接近实验值。     

三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ基准检验

三维多群P₃中子输运蒙特卡罗程序MCMG通过版本更新和功能扩充,能够配备各种多群微观、宏观截面库,截面输入文件进一步简化,版本从Ⅰ发展到Ⅱ,参数更新到ENDF/B-Ⅶ库。程序发展了针对物质的碰撞机制,具有并行计算功能。对于12个临界基准问题和1个外源问题,MCMG-Ⅱ计算取得了与实验和连续截面MCNP 5程序一致的结果,计算速度较MCNP-5提高了3~6倍。     

~(209)Bi中子反应双微分截面的理论计算和分析

根据209Bi与中子反应的总截面、弹性散射截面、去弹性散射截面和弹性散射角分布的实验数据,应用自动调整光学模型势参数程序,得到了一组中子的光学模型势参数;使用这组参数和中子能量在20 MeV以下的核反应理论计算程序并考虑了中子直接非弹性散射的贡献,计算了209Bi与中子反应的所有截面、角分布和能谱,特别是发射中子、质子、氘、氚和α 粒子的双微分截面,γ产生截面和γ产生谱。理论计算结果与实验数据和评价库的结果进行了比较和分析,结果表明:无论是反应截面,还是能谱,现在的结果比ENDF/B-6和JENDL-3评价库中的结果与实验数据符合的更好、更合理。理论计算结果以ENDF/B-6格式推荐并提供使用。     

基于ENDF/B-Ⅶ.1库的AHD1.0加工与基准验证

核数据库是中子输运计算的基础。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价库,采用NJOY制作了用于MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)程序的AHD1.0(Advanced hybrid database1.0)库,并从国际临界核安全手册(International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments,ICSBEP)中分别选取了高浓铀、中浓铀、低浓铀的快谱、中间谱及热谱的部分基准装置,用MCNP程序调用该数据库进行了临界基准验证,验证结果显示:调用该库的计算值与实验值符合较好,误差在0.5%以内,具有较高的精确度,满足核设计对数据库精度的要求。但对于部分含有W、Fe、Gd等结构材料、吸收材料的基准检验中,存在较大的偏差,造成这些偏差的主要原因是计算过程中核素的处理及评价数据库的来源,需要进一步的研究验证。