蒙卡程序计算临界基准题测试检验ENDF/B-VIII.0核数据库

采用MCNP程序和ENDF/B-VII.1，ENDF/B-VIII.0核数据库，对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含233U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统，中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-VIII.0核数据库的计算有效增殖因子k_eff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为?68.98×10?5和407.88×10?5，检验计算k_eff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ（σ为标准不确定度）以内、1σ～3σ区间和大于3σ的数量分别为107，9和3个；将此结果与相同条件下ENDF/B-VII.1核数据库的计算结果进行了比较，表明ENDF/B-VIII.0核数据库对临界计算更准确，与实验模型结果符合更好。     

一维贫铀/聚乙烯交替系统中D-T中子诱发的~(232)Th(n,γ)反应率的测定与分析

开展了钍样品装置内钍核参数的积分中子学基础研究.参考混合堆概念设计搭建了内部放置了钍样品的一维贫铀/聚乙烯交替系统装置,采用加速器D-T中子源模拟聚变堆芯,利用前期开发的离线伽马测量方法测定了不同位置、不同中子谱情况下的232Th(n,γ)反应率,不确定度约为5%.结果显示,聚乙烯对14.1 MeV中子的慢化作用可有效提升钍俘获率,且贫铀对钍俘获率也有显著提升作用.实验结果与主流核数据库计算结果的对比显示,ENDF/B-VI.6和JENDL-3.3数据库的计算值比实验值平均约大6%,而较新的ENDF/B-VII.0数据库的计算值比实验值平均约大4%.因此,相比于之前数据库的钍核数据,ENDF/B-VII.0的计算值与实验结果匹配得较好,可作为相关概念设计的推荐核数据库.     

WIMS多群截面库更新时NJOY输入参数研究

以最新的微观评价库CENDL-2.1为基础,用先进的群常数制作程序系统——NJOY来制作新的WIMS69群截面库,研究不同的 NJOY输入参数对 WIMS程序所计算的积分量的影响,并给出了详细的参数研究结果,同时还分析和讨论了计算结果与基准实验结果的比对.WIMS multi group constant library is the associated working library of WIMS/D4 lattice code, and it was created by using rather old and obsolete data based on ENDF/B3 (1972). Recently, the new evaluated data files such as ENDF/B 6.5, JEF 2.2, CENDL 2.1 and JENDL 3.2 were released. It s necessary to update the old library by the new evaluated data. The parameter study is performed to investigate the sensitivity of the integral parameters calculated with WIMS/D4 on the selection...     

基于不同ENDF/B的ACE格式库参数制作与初步检验（英）

评价核数据库是反应堆物理分析的基础。本研究调研了各个时期重要版本的评价核数据库ENDF/B-Ⅳ,Ⅴ.2,Ⅵ.8,Ⅶ.0,Ⅶ.1,用国际著名的核数据处理程序NJOY进行加工得到五组连续能量点截面库,对部分核素的微观截面进行比较,利用堆用蒙卡程序RMC进行临界基准检验。结果表明:基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的连续能量中子截面库具有更高的精确度和良好的可靠性。     

基于不同ENDF/B的ACE格式库参数制作与初步检验（英文）

评价核数据库是反应堆物理分析的基础。调研了各个时期重要版本的评价核数据库ENDF/B-Ⅳ,Ⅴ.2,Ⅵ.8,Ⅶ.0,Ⅶ.1,用国际著名的核数据处理程序NJOY进行加工得到五组连续能量点截面库,对部分核素的微观截面进行比较,利用堆用蒙卡程序RMC进行临界基准检验。结果表明:基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的连续能量中子截面库具有更高的精确度和良好的可靠性。     

离线测量钍快中子裂变反应率方法

钍快中子裂变反应率是钍铀燃料循环中的重要数据.为了测量基于聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的钍样品在宏观中子学装置中的钍快中子裂变数据,发展了钍快中子裂变率的离线活化γ测量方法.通过测量232Th裂变碎片85mKr的β衰变产物85Rb发射的151.16 keV特征γ射线,并结合钍裂变产额数据,获得了钍样品装置中232Th裂变反应率的分布.详细介绍了此方法的原理和影响因素,并利用14 MeV的D-T中子源在贫铀球壳中开展了校验实验,实验不确定度为5.3%—5.5%.采用MCNP5程序和ENDF/B-VI及ENDF/B-VII数据库模拟计算的结果与实验结果在实验不确定度内基本符合,这证明该方法能够有效地模拟装置中232Th裂变反应率.     

蒙卡程序计算临界基准题测试检验ENDF/B-Ⅷ.0核数据库

采用MCNP程序和ENDF/B-Ⅶ.1,ENDF/B-Ⅷ.0核数据库,对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含²³³U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统,中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-Ⅷ.0核数据库的计算有效增殖因子keff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为-68.98×10^-5和407.88×10^-5,检验计算keff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ（σ为标准不确定度）以内、1σ～3σ区间和大于3σ的数量分别为107,9和3个;将此结果与相同条件下ENDF/B-Ⅶ.1核数据库的计算结果进行了比较,表明ENDF/B-Ⅷ.0核数据库对临界计算更准确,与实验模型结果符合更好。     

高温度ACE格式连续能量点截面数据产生程序SIGACE的验证

以最新发布的ENDF/BVII.1评价库为基础, 使用SIGACE程序将低温ACE格式中子截面文件加工成较高温度的ACE格式文件, 生成了一个与温度相关的中子截面文档。 为校核截面数据, 选取ICT、 标准CANDU组件燃料温度反应性系数、 LWR栅格多普勒系数以及SEFOR基准题对SIGACE加工的核数据进行了验证。 基准题计算结果均与参考值符合较好, 表明SIGACE生成的高温度ACE格式截面数据可用于反应堆相关中子学参数的计算。 Based on the recently released ENDF/B-VII.1 library, high temperature neutron cross section files are generated through SIGACE code using low temperature ACE format files. To verify the processed ACE file of SIGACE, benchmark calculations are performed in this paper. The calculated results of selected ICT, standard CANDU assembly, LWR Doppler coefficient and SEFOR benchmarks are well conformed with reference value, which indicates that high temperature ACE files processed by SIGACE can be used in related neutronics calculations.     

组件计算程序PANDA研发及初步验证

PANDA是上海核工程研究设计院研发的压水堆组件计算程序。该程序采用基于特征线方法（MOC）的一步化计算流程,即在不引入能群压缩和栅元均匀化的情况下直接进行组件层面的两维非均匀输运计算。多群数据库采用基于ENDF/B-VI制作的70群结构中子数据库,基于ENDF/B-VII的新版数据库也正在开发中。共振自屏计算采用了空间相关丹可夫方法（SDDM）,既具备燃料芯块分区计算的能力,又保留了传统Stammler方法的计算效率。多群非均匀输运计算采用二维模块化MOC方法,并辅以双重粗网有限差分(CMFD)加速技术,具有良好的计算精度和效率。对传统线性子链解析（TTA）方法以及多种矩阵指数方法进行了研究,选取了适合PANDA程序燃耗链的燃耗方程求解技术。基于以上基本模型开发了PANDA程序,并从程序模块、总体集成和核设计程序系统确认等三个层面,初步验证了PANDA程序的计算性能,表明了PANDA程序的工程设计计算能力。     

混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制

根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认. A Hybrid Evaluated Nuclear Data Library(HENDL) named as HENDL1.0 has been developed by Fusion Design Study (FDS) team of Institute of Plasma Physics, Academia Sinica (ASIPP) to take into account the requirements in design and research relevant to fusion, fission and fusion-fission sub-critical hybrid reactor. HENDL1.0 contains one basic evaluated sub-library naming HENDL1.0/E and two processed working sub-libraries naming HENDL1.0/MG and HENDL1.0/MC, respectively. Through carefully comparing...     

临界-燃耗耦合计算方法

基于蒙特卡罗模拟方法,采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算。具体过程是:首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面;其次,将新产生的多群截面提供给MCNP,完成临界-燃耗计算;最后,利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明,此耦合程序是可靠和正确的。     

MEND——-—个计算250 MeV以下中重核数据的程序(英文)

基于球型光学模型、 预平衡发射和Hauser Feshbach统计等理论, 编制了MEND程序（Medium Energy Nuclear Data）, 该程序适用于中重原子核在入射粒子能量低于250 MeV的中低能区的全套核数据计算。对于中子和质子在250 MeV以下诱发的核反应, 其全截面、 反应截面、 弹性散射微分截面、 双微分截面和能谱等理论计算值与相应的实验值基本一致。MEND是计算中低能核反应的基础程序, 在我国已被广泛用于核数据计算及建立中能核数据库Based on the spherical optical model, pre equilibrium statistical theory, and Hauser Feshbach theory, etc., the code MEND (Medium Energy Nuclear Data) is written for calculating the complete set of nuclear data of medium heavy nuclei in medium low energy region (≤250 MeV). For the reactions induced by neutron and proton below 250 MeV, the total cross sections, reaction cross sections, elastic scattering differential cross sections, double differential cross sections and energy spectra, etc. calculated by the code MEND, generally agree with those corresponding experimental data. MEND is a foundational program for nuclear reaction in medium low energy region and is wildely used for nuclear data calculation and establishing ENDF/B6 format files of medium low energy region in China.     

补偿中子测井中与温度相关轻水热中子散射数据库的研制与应用

补偿中子测井受到环境温度的影响,利用数值模拟计算来进行修正,但目前的理论计算程序MCNP缺乏水的精细温度相关的热中子散射数据库。为了解决蒙特卡罗模拟热中子散射S(α,β)模型只能求解特定温度条件下中子输运问题的局限性,基于热中子散射的S(α,β)原理,采用内插法得到不同温度下水的频谱分布、振动;在最新的ENDFB-VII.1数据库上,利用NJOY99程序制作了ACE格式的轻水热中子散射截面数据库。利用系列次临界基准题对数据的准确性进行了验证,不同数据库之间的计算结果及基准题的结果符合得很好。自制的数据应用于测井仪器中的温度效应修正,取得了较好的效果。     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。     

238U(n,f)短寿命产物核累积产额的评价(英文)

为满足堆内或核爆中链式反应过程的燃耗值的计算需要，对裂变谱中子和14MeV中子诱发238U裂变的短寿命产物核的累积产额进行了评价。评价利用了所有可利用的实验数据， 经物理分析后， 使用AVERAGE程序加权平均， 用ZOTT程序进行同时评价， 给出了所要求能点的唯一最佳推荐数据， 并将评价结果与ENDF/B-VII， JEF-2.2， JENDL-3.2和CENDL-2的推荐数据进行了比较。 评价结果将用于CENDL-2的更新与升级。For reliable and consistent nuclear calculation, the cumulative yields for short lived fission products are evaluated based on the available experimental data for 238U fission induced by fission spectrum neutrons and ~14 MeV neutrons. The data are processed using codes AVERAGE for weighed average and ZOOT for simultaneous evaluation. The evaluated data are compared with those in the major international nuclear data libraries, including ENDF/B-VII, JEF-2.2, JENDL-3.2 and CENDL-2. The present evaluation will be used to improve and update the CENDL-2 library.