氢化锂热化效应机理研究

氢化锂（LiH）以其低密度、高熔点、较高的H原子份额等良好的热物性,被用作空间核热推进反应堆的慢化剂和屏蔽材料。考虑到低能区LiH热中子数据的缺失使得数值模拟结果与实际相差很大,本文对LiH热化效应机理进行初步研究,基于第一性原理方法计算了LiH的声子谱,采用GASKET和NJOY程序建立LiH热散射律和散射矩阵的计算模型,制作成MCNP的ACE格式的LiH热中子截面数据库。对比文献结果和ZrH2热散射截面,分析差异的原因,采用Debye模型的抛物线效应修正了次级能量分布情况。该截面值可为下一步高温粒子球床堆物理建模提供必要的数据。     

西安脉冲堆~(99)Tc、~(129)I热中子嬗变计算方法与实验验证

为了研究利用西安脉冲堆(XAPR)热中子开展99Tc、129I嬗变的可行性,对乏燃料中长寿命裂变产物(LLFP)99Tc和129I核素的热中子嬗变计算方法进行理论与实验研究。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作99Tc和129I在XAPR堆芯辐照温度下的蒙特卡罗程序(MCNP)截面库,并分析不同参数对截面数据的影响。采用ACE(A Compact ENDF)格式截面库和燃耗程序CINDER’90自带的63群活化截面,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中99Tc和129I的辐射俘获截面进行修正,用ORIGEN2程序分析一定规格的99Tc和129I靶件在XAPR内辐照后的嬗变情况。与实验结果值进行比较,截面数据的差异主要来自中子注量率测量值与实际值的误差,结果证明利用XAPR开展99Tc和129I嬗变是可行的。     

固体热中子散射数据研制程序SIRIUS

基于热中子散射的相干弹性散射、不相干弹性散射、相干非弹性散射、不相干非弹性散射4种机制,开发了可用于固体材料热中子散射数据库(TSL)研制的SIRIUS程序,并采用第一性原理晶格动力学方法计算固体材料的声子谱和声子能态密度。在此基础上计算了简单面心立方晶格(FCC)结构的金属~(27)Al的热中子散射数据,与ENDF/B-Ⅶ.1库中数据基本符合,验证了程序和方法的正确性。     

SiO2热中子散射截面在空间堆事故分析中的应用

SiO₂热化效应可能对核废料地质储存库分析和空间反应堆坠落湿沙情况下的临界安全造成一定影响。本文结合最新的ENDF/B Ⅶ-1的TSL库,制作了ACE格式的SiO₂热中子截面数据库。分析了不同温度对SiO₂热中子散射截面的影响,比较了采用声子谱模型的SiO₂热中子散射截面数据与采用自由气体模型的SiO₂热中子散射截面数据的差异,并采用本文制作的截面库,对空间堆坠落湿沙情况下的临界安全特性进行了分析,给出了反应堆最易重返临界的湿沙成分比例。     

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。     

基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证

采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。     

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。     

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。     

氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响

氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐，具有一定的慢化性能，其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能，进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_eff、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明：考虑FLiBe熔盐热散射效应，堆芯中子能谱变硬，导致²³⁵U裂变反应率和k_eff变小，燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10^-5 K^-1，而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时，FLiBe熔盐热散射效应导致²³⁵U裂变率减少的变化量降低，k_eff的下降幅度从9.2×10^-4变为2×10^-4。因此，熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。     

钍基熔盐堆238群中子-48群光子耦合库的研制

为满足新一代核能系统钍基熔盐堆核设计用AMPX格式多群中子-光子耦合常数库的需求,基于为钍基熔盐堆推荐的微观评价核数据库CENDL-TMSR和ENDF/B-Ⅶ.1热散射数据子库及光子-原子相互作用数据子库,采用中子-光子耦合群常数制作系统NPLC-2研制了一套AMPX格式的238群中子-48群光子耦合多群常数库。该库包含400个核素、12种热散射材料,温度从300~2 500K共5个温度点。该库采用窄共振近似进行共振自屏处理,重点锕系核素支持Nordheim方法处理共振自屏。经初步的临界基准验证和屏蔽基准验证,证明了该库的可靠性。     

Investigation of thermal neutron scattering data for BeF2 and LiF crystals

The influences of thermal neutron scattering data for BeF₂ and LiF crystals on molten salt reactor physics are investigated in this work. Based on the structure parameters of BeF₂ and LiF, the coherent scattering for both crystals is added to NJOY source code. The ENDF6 format thermal neutron scattering sub-libraries for both crystals are evaluated with their phonon spectra using LEAPR; the ACE format data are produced by NJOY subsequently. Finally, the effect of thermal neutron scattering of BeF₂ and LiF crystals on k _eff and spectrum are investigated. The result shows that thermal neutron scattering for bound state of BeF₂ and LiF influence k _eff and spectrum obviously. The elastic scattering cross section for bound state of crystals is smaller than free atom; it makes k _eff decrease (1%–2%) and spectra be hardened. The higher temperature the bound state has, the smaller coherent elastic scattering cross section it gets; therefore, k _eff decreases with temperature. It is suggested that the thermal neutron data of LiF and BeF₂ should be taken into account for molten salt reactor.     

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

基于离散角方法，开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC，该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面，产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库，并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构（IAEA）压水堆（PWR）基准题和铅基快堆（RBEC-M）基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证，计算结果表明，采用P5阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数（keff）结果相差24 pcm（1pcm=10-5），而采用P0阶近似多群截面与连续点截面计算的keff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的，同时，中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大，故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。      

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

Based on the discrete angle method, a Monte Carlo multi-group cross section generation program MGXSMC was developed. This program can read the cross section data from an input file or read the cross section from a library in a specified format to generate the multi-group cross section for MCNP or RMC. The corresponding index file list can be automatically generated. The two-dimensional two-group IAEA pressurized water reactor (PWR) benchmark and lead-based fast reactor (RBEC-M) benchmark were used to verify the cross section library generated by the MGXSMC program. The calculation results show that the difference between the calculated result of the P5 order approximate multigroup section and the continuous point cross section is 24 pcm (1pcm = 10-5), and the difference of the keff result calculated by the P0 order approximate multigroup section and the continuous point section is large. This shows that the method and the program developed for the Monte Carlo Group Section Library are correct. At the same time, the neutron anisotropic scattering has a large impact on the calculation results of the lead-based fast reactor. Therefore, when the Monte Carlo Group Section library is produced, the neutron scattering angle data should be added.     

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。     

235U快中子核反应截面协方差评价

本文基于最小二乘不确定度传递方法,建立²³⁵U中子裂变核反应截面模型依赖型与非模型依赖型协方差评价体系。通过针对实验测量较丰富的中子反应总截面、辐射俘获、(n,2n)等核反应实验数据不确定度源项分析,为协方差评价提供实验基础,并给出对应核反应截面的非模型依赖型协方差评价数据。通过开展快中子能区²³⁵U核反应理论模型参数灵敏度计算与分析,导出实验测量缺乏的核反应截面模型依赖型协方差评价数据。经上述系统评价,所得协方差数据与核反应截面中心值研究过程自洽、物理合理,并按国际标准ENDF-6格式输出,便于核工程用户使用。     

Thermal neutron cross sections and diffusion parameters of Plexiglass

The neutron total cross section of Plexiglass has been measured for energies between 10⁻³ and 10³ eV by the transmission method with pulsed-neutron time-of-flight techniques. A calculation based on a synthetic scattering function shows a very good agreement with the measured values over the entire energy range. This model has been used to evaluate other quantities of interest in moderator design problems, including energy-transfer kernels and thermal neutron diffusion parameters. These experimental and theoretical results are compared with available data for Plexiglass.