基于VENUS-III国际基准模型的JMCT程序验证

基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT（J Monte Carlo Transport Code）,采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统k_eff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.     

基于VENUS-Ⅲ国际基准模型的JMCT程序验证

基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT(J Monte Carlo Transport Code),采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统keff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.     

γ射线探测器响应函数的JMCT模拟计算

采用自主研发的JMCT软件,模拟计算了射线在NaI闪烁探测器中的响应函数。JMCT模拟计算了探测过程中所有的、完整的光子-电子耦合输运过程。其模拟计算的射线能量沉积谱、探测器响应函数,与MCNP的计算结果符合得非常好,与Berger解析法计算的结果也基本符合,表明JMCT软件可以在探测器响应函数方面得到满意的结果,JMCT将在实验核物理、核分析技术应用等方面发挥越来越重要的作用。     

JMCT程序临界安全基准校验计算与分析

JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233U系实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素（如U,Pu等）从低富集度到高富集度的快、热能区,同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料。将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比,并且与MCNP,MONK程序的计算结果进行了比较。结果表明,在检验的范围内,JMCT程序具有与国际通用蒙特卡罗方法粒子输运程序一样良好的计算精度。     

蒙特卡罗粒子输运程序JMCT研制

介绍了具有自主知识产权的蒙特卡罗(MC)粒子输运程序JMCT的初步研制成果。JMCT基于三维组合几何支撑软件框架JCOGIN,采用模块化,分成多层管理结构,可处理多群碰撞和连续能量碰撞,可进行粒子并行和区域分解并行两种并行方法,并具有良好的可扩展性和高速通信技术,同时配有可视化建模前处理软件。介绍了JMCT采用的多群物质碰撞机制,展示了程序模拟计算测试模型的结果,与MCNP程序计算结果一致。JMCT串行计算速度相比MCNP提高了约3 倍;在20 480个处理器核上模拟2109样本,并行效率可达70%。     

基于非线性最小二乘法的多光谱拟合程序：应用于12CH4谱线参数分析

精确的甲烷分子实验光谱参数在大气科学和天文探测等领域有着广泛的应用,特别是谱线的展宽系数及其温度依赖系数对于甲烷分子浓度廓线的研究尤为重要。精密的实验测量是获得准确谱线参数的重要手段。采用实验测量获取谱线参数时,需要在已知实验条件（浓度,温度,总压力,吸收光程以及气体分子种类的混合比等）的情况下,多次扫描同一波段范围得到多组实验室吸收光谱,然后利用基于非线性最小二乘法的拟合程序处理这些光谱,反演获得所需要的光谱参数。然而,一般常用的单光谱拟合程序处理实验光谱既费时又容易引起拟合过程中的误差传递。针对此问题,采用最小二乘拟合技术和Levenberg-Marquardt迭代算法编写了一款适用于处理由可调谐半导体激光吸收光谱技术（TDLAS）所获得的吸收光谱的多光谱拟合程序。该程序可同时处理多张实验光谱,并基于全局拟合方法获得一套光谱参数。详细介绍了该程序的原理、使用方法及数据处理过程。利用多光谱拟合程序中的Voigt线型处理了2 958～2 959 cm-1波数内甲烷（12CH₄）分子6条跃迁谱线的实验光谱,获得了296.0,251.0,223.0,198.0和173.0 K共5组温度下12CH₄分子6条谱线的空气展宽系数。与之前文献报道的该波段内采用单光谱拟合程序得到的相应数据对比结果表明：获得的各温度下的空气展宽系数与参考文献中相应数据差值的百分比处在-4.97%~1.58%之间,两者数据整体符合较好,并且在30组对比数据中,有4组由单光谱拟合程序得到的空气展宽系数的误差值小于由多光谱拟合程序得到的相应数值,有2组数据显示由两种方法获得的误差值相等,其余24组由多光谱拟合程序获得的数据拟合误差小于由单光谱拟合程序获得的相应数值,表明多光谱拟合程序具有良好的可靠性,适用于气体分子吸收光谱的处理。     

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。     

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。     

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。     

热化数据处理功能研究与Thermc模块研发

热能区入射中子能量变化范围是110-5~5 eV,在这一范围内的中子能量与反应堆内材料靶核热运动的能量相当,中子与靶核的反应过程与其他能区截然不同。在该能区,需要考虑中子与堆内材料发生散射时,化学键、晶格结构以及分子热运动对反应过程的显著影响,对不同类型的材料,需要使用不同的理论方法和处理手段得到供输运程序使用的热化数据。基于热化数据处理的相关理论,研究了热中子散射数据的处理方法,同时在自主研发核数据处理软件RXSP中,开发了相应的核数据处理模块Thermc。在此基础上,使用Thermc模块基于ENDF/BVII.1核数据库加工得到热中子散射数据,经过与经典核数据处理软件NJOY的相应结果的微观比较以及若干宏观基准题检验,热化数据精度与准确性得到充分验证。     

氮化铀热中子截面的第一性原理计算

氮化铀（UN）因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以此为积分得到UN的定容比热容,并基于新制作的声子态密度,采用核截面处理程序NJOY/LEAPR,利用热中子散射理论,得到UN的S（α,β）数据,进而研究UN的热中子散射截面,并与传统压水堆的二氧化铀（UO₂）进行对比.结果表明：优化的晶格参数与数据库符合较好,UN声子态密度的声子项和光子项较UO₂的分隔更加明显,定容比热容计算结果与实验值一致,基于该声子态密度计算得到的UN中²³⁸U的非弹性散射和弹性散射截面比相同温度下UO₂中²³⁸U小,UN中N仅考虑了非相干散射部分,随着温度升高,UN弹性散射截面变小,非弹性散射变大,并在高能段趋于自由核散射截面.本文的研究结果填补了UN热中子截面数据的缺失,为下一步系统研究UN燃料在轻水堆中的中子学性能奠定了基础.     

铀氧化物中238U含量的定量研究

准确定量铀氧化物样品中238U的含量对于裂变产额测量等工作具有重要意义,其定量方法的研究对于涉及238U的绝对测量的诸多实验都具有参考价值。利用四川大学2.5 MeV质子静电加速器产生的准单能中子对八氧化三铀样品进行中子活化,用高纯锗探测器测量活化产物的β衰变子体239Np的277.6 keV特征γ射线,利用已知的活化截面,算出样品中238U的质量占比为79.1%,不确定度为6.2%。利用电感耦合等离子体质谱法对样品中238U的含量进行了测量,其质量占比为59.2%。此外,基于EA3000元素分析仪、卡尔费休电位滴定仪和TGA-DSC2同步热分析质谱联用仪,测知样品中不含N元素,含水量在2.2%以下。并利用PIXE方法排除了样品中含有Al元素以上杂质,利用EPBS方法测知样品中U/O原子数比为1:3.6,误差约2%,推知样品中238U质量占比为80%,验证了活化法测得的238U含量。最终测得样品中238U的质量占比为79.1%,不确定度6.2%。对照按U3O8分子式折算的84.5%,考虑到水分含量等,此结果合理。The accurate quantification of 238U in uranium oxides is of great importance for measurements of fission yield. The study for the method of 238U quantification has significance to lots of experiments involving absolute measurement of 238U. The reaction (n, γ) in the triuranium octoxide samples was induced by T(p,n)3He quasi-monoenergetic neutrons provided by the 2.5 MeV proton electrostatic accelerator in Sichuan University. The 277.6 keV characteristic γ ray of 239Np that comes from β-decay of the activation product 239U was detected by a HPGe detector. With the known (n, γ) cross section, the mass percentage of 238U in samples was determined to be 79.1%, with the uncertainty of 6.2%. ICP-MS was also used in the quantification of 238U in samples, its result was 59.2%. Meanwhile, the samples were analyzed by other several methods and the results showed that less than 2.2% H₂O, no nitrogen, and no other impurity elements above Al were contained in the samples. EPBS was used to measure the atomic ratio of U and O and it was found that the mass percentage of 238U in samples was about 80%, verifying the result 79.1% of INAA.     

A comparison of the He(p, 2p)d and He(p, pd)p reactions

The ³He(p, 2p)d and ³He(p, pd)p reactions have been compared at three bombarding energies from 65 to 100 MeV. A comparison of plane wave impulse approximation calculations to the experimental data indicates that multiple scattering effects are large and energy dependent but that they primarily produce a uniform reduction in cross section. Although multiple scattering effects are large the ratio of the cross sections for the two reactions is in agreement with that predicted by the impulse approximation.     

Excitation function of (p, pn) reactions at high energy

A closed theoretical formula for the (p, pn) reaction cross section at high energies in light, medium and heavy nuclei has been derived, and a comparison of the calculated cross sections with the experimental datais made for ¹²C, ¹⁹F, ⁵⁴Fe, ⁵⁸Ni, ⁵⁹Co, ⁶⁴Zn, ⁶⁵Cu, ¹⁰⁰Mo, ¹²⁷I, ¹⁴²Ce, ¹⁸²Ta and ²³⁸U at incident energies above 50 MeV. Good agreement between experimental and calculated cross sections is obtained in the entire energy range considered. In deducing the formula a direct reaction with a pure knock-out mechanism has been assumed.     

相关变量随机数序列产生方法

当采用蒙特卡罗方法对很多问题进行研究时,有时需要对多维相关随机变量进行抽样.之前的研究表明:在协方差矩阵满足正定条件时,可以采用Cholesky分解方法产生多维相关随机变量.本文首先对产生多维相关随机变量的理论公式进行了推导,发现采用Cholesky分解并不是产生多维相关随机变量的唯一方法,其他的矩阵分解方法只要能满足协方差矩阵的分解条件,同样可以用来产生多维相关随机变量.同时给出了采用协方差矩阵、相对协方差矩阵和相关系数矩阵产生多维随机变量的公式,以方便以后使用.在此基础上,利用一个简单测试题和Jacobi矩阵分解方法对上述理论进行了验证.通过对大亚湾中微子能谱进行抽样分析,Jacobi矩阵分解和Cholesky矩阵分解结果一致.针对核工程中的不确定性分析常用的~(238)U辐射俘获截面协方差矩阵进行分解时,由于协方差矩阵的矩阵本征值有负值,导致很多矩阵分解方法无法使用,在引入置零修正以后发现,与Cholesky对角线置零修正相比,Jacobi负本征值置零修正的误差更小.     

95Zr(n,γ)96Zr的间接测量

95Zr（n,γ）96Zr是稳定燃烧的恒星中合成96Zr的唯一途径,对研究恒星演化和重元素合成具有重要的意义。由于95Zr半衰期为64 d,直接测量95Zr（n,γ）96Zr截面极为困难,因此,本工作采用替代比率法间接测量95Zr（n,γ）96Zr截面。本工作测量了94Zr（18O,16Oγ）96Zr和90Zr（18O,16Oγ）92Zr反应,得到了复合核96Zr*和90Zr*衰变到γ道的几率比,并利用截面已知的91Zr（n,γ）92Zr截面乘以实验所测比率,得到了E_n=0~8 MeV能区的95Zr（n,γ）96Zr中子俘获截面。95Zr(n, γ)96Zr cross section is important for the study of stellar evolution and heavy elements nucleosynthesis because the reaction is the only way to produce the 96Zr in Asymptotic giant branch stars. The direct measurement of 95Zr(n, γ)96Zr is very difficult due to the short half-life of 95Zr, 64 days. The surrogate ratio method was carried out to measure 95Zr(n, γ)96Zr cross sections. We measured the 94Zr(18O, 16Oγ)96Zr and 90Zr(18O, 16Oγ)92Zr reactions and obtained the γ-decay probability ratio of compound nuclei 96Zr* and 92Zr*. The 95Zr(n, γ)96Zr cross section is determined by the obtained ratio multiplying the known 91Zr(n, γ)92Zr cross section at E_n=0~8 MeV.     

56,54Fe(n, α)53,51Cr, 56,54Fe(n,p)56,54Mn反应截面计算及普适性模型参数优化研究

基于中子与Fe发生反应产生“氢泡”,及“氦泡”对新型核能利用系统壁材料的影响,开展了中子诱发56,54Fe(n, α)53,51Cr, 56,54Fe(n, p)56,54Mn反应截面计算研究工作。本工作根据现有的56,54Fe(n, α)53,51Cr, 56,54Fe(n, p)56,54Mn反应实验数据、评价数据,对TALYS程序调用的物理模型(包括能级密度、对修正、核温度、光学势参数等)进行参数调校,得到了一组普适性强的模型参数。基于调校的参数,本工作采用核反应程序TALYS理论计算56,54Fe(n, α)53,51Cr, 56,54Fe(n, p)56,54Mn反应的截面、能量微分截面以及双微分截面,全部数据都能与实验数据、评价数据符合较好,且适用于较宽的中子能量区间0~175 MeV。本工作提出了56,54Fe(n, α)53,51Cr, 56,54Fe(n, p)56,54Mn反应的普适性模型参数,促进了核反应理论的发展,为核数据的评价奠定了基础。     

基于点截面的快堆组件均匀化参数计算方法

快中子反应堆的中子学计算中,少群参数的计算精度直接影响最终的计算精度。通过直接利用点截面的方法产生具体问题的精细群截面,随后进行组件输运计算并以获得的中子通量密度分布归并能群从而得到组件的均匀化少群参数,可以较精确地考虑中等质量核素在中高能量段具有的非常强烈的弹性散射共振效应以及全能量段存在的多核素共振干涉效应等问题。计算结果表明,由点截面产生的细群截面误差均在1%以内,进行能谱计算并利用该能谱归并能群得到少群参数的误差也在1%以内。随着截面精度的改善,最终堆芯计算的精度得到明显提升。