中高能核数据评价和建库国际概况

简要介绍了中高能核数据评价和建库的国际概况,较细致地讨论了中高能核反应实验测量、理论计算、积分检验、评价和建库等,并对我国今后中高能核数据工作提出了建议.     

预平衡反应多步复合理论和复合核反应理论的统一表示

将Feshbach-Kerman-Koonin(FKK)量子多步复合(MSC)理论推广至核子自旋为1/2,靶核自旋任意,在j-j表象严格处理角动量耦合,得到自旋为1/2的FKK-MSC公式.进一步用光学模型吸收代替门态强度函数,以及用复合核衰变宽度代替平衡态的逃逸宽度,给出了FKK-MSC理论与复合核反应Hauser-Feshbach模型(HFM)的一个统一表达式.这一公式将MSC和HFM与光学模型相联系,对核反应给出自洽和一致的描述.利用上述工作对一些典型的核反应实验进行了初步地分析,计算结果合理,与实验数据符合尚好.     

高能重离子碰撞间歇行为的系统研究

本文用阶乘矩方法分析了几种入射能量(14.6,60,200A GeV)下氧、硅和硫离子诱导乳胶核反应和硫离子与金靶相互作用过程的间歇行为.利用EMU01组的实验数据发现,在赝快度间隔1—0.1范围内,这几种核反应过程都有间歇性.间歇指数随入射能量和末态相对论带电粒子平均多重数的增加而减少,随靶核质量的增加而增加.在实验误差范围内,观察到间歇指数随射弹核质量的增加有上升趋势.     

利用BUU模型研究11Li的核反应总截面和双中子剥去截面

发展了BUU模型,能够同时研究双中子晕结构核¹¹Li引起反应的核反应总截面和双中子剥去截面,计算中使用软的核物质状态方程和0.8倍的核子–核子碰撞截面,同时还用相对论平均场模型计算的中子和质子密度代替通常使用的方密度分布,计算结果可以很好地拟合不同反应系统的实验数据,假定对于晕核及其核芯核,彼此的核反应总截面与相互作用截面之间的差别相同,那么¹¹Li的双中子剥去截面可以表示成”Li及其核芯核⁹Li引起反应的核反应总截面之差,研究结果表明这一假定可以适用于高能,对于中能核反应需要更多的实验数据来检验.     

铍反射层临界基准实验分析

作为重要的核材料,铍的中子核反应数据的可靠性对核工程有重要的意义.临界积分实验是检验核数据可靠性乃至指明核数据改进方向的基本手段.两个系列的铍金属反射层临界积分实验HMF058和HMF066,在铍的中子核数据检验中给出了明显矛盾的结论,使得这些积分实验无法评价核数据的品质,更不能指出明确的数据改进方向.本文提出利用相似性理论分析临界积分实验自洽性的方法,主要采用基于灵敏度系数的相似性指标,对两系列实验进行相似度分析.分析结果显示,对于两系列中高度相似的实验,积分量模拟结果与实验值的偏差存在显著的差异.数值模拟与理论分析都表明,无法通过改进核数据来同时改进HMF058和HMF066的模拟计算与实验的符合.据此,推论HMF058和(或)HMF066基准临界积分实验的测量或评价可能存在系统性的疏失,有必要对实验进行细致的再评价,或开展可靠的新积分实验以排除不可靠的实验,避免误导核数据的检验.     

核数据研究及应用的进展与展望

核数据包括核反应数据与核结构及放射性衰变数据。核反应数据是描述入射粒子与原子核发生相互作用的数据,核结构数据是反映核素自身基本性质方面的数据。核数据是核能利用、核工程建设、核技术应用以及核物理基础研究等方面不可缺少的基础数据,在核医学、材料分析、资源勘探、环境监测、宇航技术以及核天体物理研究领域也有着广泛的应用。本文简要介绍了核数据的种类、产生及应用,评述了国际核数据研究与应用现状以及发展动态、我国核数据研究现状及存在的问题,并对我国核数据工作未来发展方向提出了几点建议。     

利用TALYS和EMPIRE研究质子诱发钼靶核反应

利用加速器直接生产99Mo和99mTc在核医学领域具有良好的发展前景,精确可靠的核反应数据对于同位素生产具有重要意义。本文通过对EXFOR数据库中natMo(p, x)96m+gTc、100Mo(p, x)99Mo、100Mo(p, 2n)99mTc核反应截面实验数据进行分析,采用多项式拟合实验数据给出参考值。并利用TALYS-1.95和EMPIRE-3.2.3程序结合不同能级密度、预平衡发射等模型 计算了40 MeV能量以下natMo(p, x)96m+gTc、100Mo(p, x)99mTc、100Mo(p, 2n)99mTc核反应的激发函数。对于natMo(p, x)96m+gTc核反应,TALYS-1.95程序采用能级密度输入参数ldmodel 6时,preeqmode 1, 2模型计算结果与实验数据符合最好。对于100Mo(p, x)99Mo核反应,TALYS-1.95程序采用能级密度输入参数ldmodel 6时,preeqmode 4模型计算结果与实验数据符合最好。对于100Mo(p, x)99Mo核反应,EMPIRE-3.2.3程序LEVDEN 2模型计算结果与实验数据符合最好。     

35MeV/u 40 Ar+197 Au反应中热核的碎裂密度

许多提取核反应过程中熵产生的方法只适用于高能核反应过程 ,而约化d的产额方法可以用于较低能量的重离子核反应中 .对于 3 5MeV/u40 Ar+ 197Au的核反应过程 ,利用这种方法所得的熵和约化带电粒子多重性提取的熵结果一致 .对于后角热核发射体系 ,实验提取的核温度为 ( 4.7± 1 .2 )MeV ,熵为S/A =2 .5± 0 .5,根据实验提取的熵和核温度可以确定其碎裂密度小于 0 .1 ρ0     

35MeV/u~(40)Ar ~(197)Au中的熵产生

根据量子统计模型 (QSM )的计算分析 ,找到了一个提取核反应过程中熵产生的新的可观测量 .核反应过程中约化d的产额d/ (d t 3 He 4 He)和熵有单调的函数关系 ,并且和体系的碎裂密度 (ρ/ ρ0 )及体系的N/Z都无关 ,可以作为提取核反应过程中熵产生的一个观测量 .和目前已经有的其他方法相比 ,约化d产额这一提取熵方法可以用于较低能量的重离子核反应中 ,并且数据处理分析简单 .对于 35MeV/u4 0 Ar 197Au的核反应过程所提取的熵和利用约化带电粒子多重性提取的熵结果一致 .结合后角类靶热核发射体系实验提取的同位素核温度为 4 7±1 2MeV及S/A =2 5± 0 5 ,根据熵和核温度的关联关系 ,可以确定其Breakup密度接近但小于 0 1(ρ/ ρ0 )     

重离子加速器的现状

1911年卢瑟福发现原子核以后的约50年中,核反应的入射粒子主要局限于质子、氘、氚、氦核和中子。在轻粒子核反应的实验基础上,发展了两种解释反应机制的理论——复合核模型和直接作用模型(壳结构)。这两种模型都基本上没有考虑核物质的集体运动。重离子加速器为重离子核反应的发展提供了条件。     

The center of nuclear physics data at the All-Russia Research Institute of Experimental Physics

The Center of Nuclear Physics Data (All-Russia Research Institute of Experimental Physics) is a member of the International Nuclear Reaction Data Center Network, operating under the aegis of the International Atomic Energy Agency and founded to coordinate the collection, compilation, and dissemination of data among the world community. The Center of Nuclear Physics Data (CNPD) focuses on the compilation of experimental data on the interaction of charged particles with nuclei for the EXFOR international library. The center’s personnel are currently developing a software package that will make it possible to enter, edit, and record the data in the EXFOR format. The package includes all of the procedures for processing experimental data and ensuring compliance with the specified format.     

核物理数据智能化管理和网络共享的研究

通过对主要的国际核物理基本数据资源收集、遴选和研究分析，建立了各类数据集合的完整数据字典，以关系模型理论和面向对象编程技术为指导，研究设计了不同种类的关系型核物理数据库的管理和检索工具，实现了由核物理基础数据、关系型数据库管理系统、数据应用服务软件和网络与数据库安全保障等部分组成的核物理数据智能化管理与共享信息系统.基于Linux+Apache+SSL+PHP+MySQL的系统配置，将在线计算技术和数据可视化研究相结合，实现了三大类型的9个关系型的国际核物理数据库的网上发布，向用户提供包括在线检索、模糊查 关键词： 核物理基础数据 关系型数据模型 数据可视化 在线数据服务     

核数据共享研究

科学数据共享的重要性已经引起了我国政府的重视,介绍了中国核数据中心在核数据共享项目进行的研究工作.该研究工作主要包括建立核数据数据库和共享平台的建设两方面的内容.The importance of scientific data sharing has been attracted attention of our government. The research of nuclear data sharing in China Nuclear Data Center are introduced. The work includes research of nucler database and development of online service system.     

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.     

MENDF—一个计算200 MeV以下裂变核数据的程序(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MENDF（Medium Energy Nuclear Data for Fission）程序, 该程序适用于裂变核在入射粒子能量低于200 MeV的中低能区的全套核数据计算。 对于中子和质子在200 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、 裂变截面和裂变中子谱、 5种发射粒子的单举截面和相应的能谱等理论计算值与相应的实验值基本符合。 MENDF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 and Hauser Feshbach statistical theory, the code MENDF (Medium Energy Nuclear Data for Fission) is written to calculate a complete set of nuclear data for fission nuclei in the medium low energy region (≤200 MeV). For neutron and proton induced reactions below 200 MeV, the total cross sections, reaction cross sections, elastic scattering differential cross sections, fission cross section, energy spectra of fission neutron and five kinds of emitting particles, etc. are calculated by MENDF. The calculated data generally agree with their corresponding experimental data. MENDF is widely used for nuclear data calculation and to establish ENDF 6 formatted files for the medium low energy region in China.     

Compilation of low-energy gamma rays

A compilation of selected nuclear gamma rays has been prepared in order to identify the most attractive candidate nuclei for a gamma-ray laser. The compilation consists of two parts: (1) a listing of selected gamma rays emanating from an isomeric state and (2) a listing of selected gamma rays following the decay of an energy level close to the isomeric state. The compilation is based on the latest “Nuclear Data Sheets” (Ref. 1) for each A-chain available on 1 January 1987.     

Modeling complex networks of nuclear reaction data for probing their discovery processes

Hundreds of thousands of experimental data sets of nuclear reactions have been systematically collected, and their number is still growing rapidly. The data and their correlations compose a complex system, which underpins nuclear science and technology. We model the nuclear reaction data as weighted evolving networks for the purpose of data verification and validation. The networks are employed to study the growing cross-section data of a neutron induced threshold reaction (n,2n) and photoneutron reaction. In the networks, the nodes are the historical data, and the weights of the links are the relative deviation between the data points. It is found that the networks exhibit small-world behavior, and their discovery processes are well described by the Heaps law. What makes the networks novel is the mapping relation between the network properties and the salient features of the database: the Heaps exponent corresponds to the exploration efficiency of the specific data set, the distribution of the edge-weights corresponds to the global uncertainty of the data set, and the mean node weight corresponds to the uncertainty of the individual data point. This new perspective to understand the database will be helpful for nuclear data analysis and compilation.     

14.77 MeV neutron-induced nuclear reaction cross sections for zinc,yttrium, and molybdenum targets

The cross sections for neutron-induced nuclear reactions on natural zinc, yttrium, and molybdenum targets were measured at a neutron energy of 14.77 ± 0.17 MeV using the activation technique, offline gamma-ray spectrometry, and a detailed covariance analysis. The uncertainty in the statistical model calculations of cross sections for the (n, 2n), (n, p), (n, α), and (n, γ) reactions with natural zinc, yttrium, and molybdenum at neutron energies from 13 to 17 MeV was calculated using the TALYS-1.96 nuclear code. The measured cross sections of the present study were compared with the experimental cross sections reported in the EXFOR database, the cross sections were calculated with the TALYS-1.96 and EMPIRE-3.2.3 nuclear codes and the evaluated nuclear data from the TENDL-2019, JENDL-5, and ENDF/B-VIII.0 libraries.