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。     

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。     

钍铀循环关键核素的多群数据库加工与初步验证

钍基先进核能系统的发展对核数据提出了新的需求。钍铀循环关键核素的多群数据库是堆芯物理设计与分析计算的基础。因此,基于权威核数据处理程序NJOY对ENDF/B-VII.1评价核数据库进行处理得到WIMS格式多群截面数据,利用专用更新处理程序WILLIE得到WIMS格式数据库,并利用多群堆芯计算程序WIMSD-5B对数据库进行了一系列临界基准检验,结果表明:基于ENDF/B-VII.1加工的WIMS库与WIMS库更新计划（WLUP）的网站上发布的最新版本WIMS库的计算结果基本一致,并且,在16个钍铀循环基准题检验中,新加工的WIMS库计算平均误差要比WIMSD5B程序的自带WIMS库的计算结果小0.225 3%,精度更高,可靠性更好。     

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...     

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。     

ENDF/B-VIII.β与ENDF/B-VII.1中水的热中子散射截面数据对比分析

以常见的慢化剂材料轻水为例,分析了ENDF/B评价库中两个版本ENDF/B-VⅢ.β与之前ENDF/BVⅡ.1中热中子散射截面数据的差异。由于ENDF/B-VⅢ.β与ENDF/B-VⅡ.1等两个版本中热中子散射截面的温度不尽相同,为定量分析同一温度下二者的差异,通过插值方法得到了任意温度下的热中子散射截面数据。对比发现,二者在同一温度下的热中子散射数据存在差异。相对于ENDF/B-VⅡ.1评价库版本而言,基于ENDF/B-VⅢ.β评价库版本加工得到的束缚在水中的氢的热中子散射截面与ENDF/B-VⅡ.1存在较为明显的差异,两个版本给出的低温情况下的中子与靶核碰撞后的平均散射角余弦在热区的低能段出现极小的负值。此外,当温度高于室温时,在热区的低能段ENDF/B-VⅢ.β给出的平均次级中子能量要稍大于ENDF/B-VⅡ.1给出平均次级中子能量。This work takes the traditional moderator material H₂O for example, the differences between ENDF/B-VⅢ.β and ENDF/B-VⅡ.1 versions from the ENDF/B nuclear evaluated library are analyzed. In order to compare the thermal neutron scattering data between ENDF/B-VⅢ.β and ENDF/B-VⅡ.1 versions under the same temperature, the interpolation method is used to obtain the thermal neutron scattering data under arbitrary temperatures. There are some differences between ENDF/B-VⅢ.β and ENDF/B-VⅡ.1 versions, the thermal neutron scattering cross sections of H bound in H₂O within ENDF/B-VⅢ.β is different with that of ENDF/B-VⅡ.1, the scattering angle cosines of the neutron and target nuclei from the two libraries are slightly smaller than zero in lower energy range within thermal range. Moreover, the second scattering energy spectrum from ENDF/B-VⅢ.β is slightly harder than that from the ENDF/B-VⅡ.1 in higher energy range within thermal range when the temperature is higher than room temperature.     

中子与56Fe反应的理论计算

应用光学模型、核内级联模型、激子模型（含改进的Iwamoto-Harada模型）、统一的Hauser-Feshbach理论以及扭曲波玻恩近似理论,对入射能量在20 MeV以下中子与56Fe非弹性散射反应的γ产生截面、分立能级截面和总的非弹性散射截面进行计算,并与最新实验数据以及来自ENDF/B-VII、JEFF-3.1和JENDL-4库的评价数据进行比较和分析。结果显示,理论计算结果与实验数据符合较好,并且对于有些激发态的非弹性散射截面我们的计算结果优于ENDF/B-VII,JEFF-3.1和JENDL-4库的评价结果。The gamma production, level production and total inelastic scattering cross sections are calculated at incident neutron energy below 20 MeV. The optical model, the intra-nuclear cascade model, the exciton model (including improved Iwamoto-Harada model), the uni ed Hauser-Feshbach theory and the distorted wave Born approximation theory are used. Theoretical calculated results are compared with the recent experimental data and other evaluated data from ENDF/B-VII, JEFF-3.1, and JENDL-4. It is found that our calculated results agree with the experimental data and the calculated results for some level cross sections are more consistent with the related experimental data than the results from ENDF/B-VII, JEFF-3.1, and JENDL-4 data base.     

50,52,53,54Cr光核反应数据评价

通过分析光子诱发52,50Cr核反应的各类实验数据，澄清52Cr光子吸收截面评价数据与中子、质子出射截面测量值间的分歧，给出了52Cr中子出射截面实验数据的修正；选取EGLO模型光子强度函数，结合准氘模型，给出光子吸收截面。在此基础上，采用最新研制的光子与中重核反应计算程序MEND-G，通过优化理论模型参数，包括剩余核的能级密度和对能修正参数，给出光子能量在200 MeV范围内的n、p、${{\rm{\alpha }}}$等粒子出射核反应的截面，52,50Cr的计算结果在30 MeV以下能区很好地符合了现有实验数据，并按国际标准ENDF/B-6库格式给出了50,52,53,54Cr的全套数据文档，便于核工程用户使用。     

西安脉冲堆127I嬗变计算方法与实验验证

为了开展129I的热中子嬗变的研究,在西安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索实验条件,对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算,并与实验测量值进行了比对。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作了127I在西安脉冲堆堆芯辐照温度下的MCNP格式截面库,与MCNP自带库(ENDF/B VI.2)同温度下截面库进行了比较,在不可分辨共振区做了改进,使用新制的截面库,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中的127I辐射俘获截面进行了修正,结合ORIGEN2程序分析了127I靶件在西安脉冲堆实际辐照后的嬗变率和核素的变化,研究了中子能谱和辐照时间对靶件嬗变计算的影响。使用MCNPX自带的燃耗模块CINDER90对127I靶件的嬗变情况进行模拟,结果与ORIGEN2基本一致,与实验数值有2%~3%的偏差,主要原因是MCNP计算中子通量密度存在误差。     

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.     

利用GEANT4和TALYS研究中子与铁作用的次级中子双微分截面

铁的次级中子双微分截面对核装置的设计、运行与维护具有重要作用。相关实验数据缺乏,且评价数据不完善,需要使用可靠的核理论模型进行计算。本工作利用GEANT4程序结合不同的中子评价数据计算了8.17, 11.5, 14.1和18 MeV等入射能量下中子轰击薄铁靶不同出射角度的次级中子双微分截面;同时利用TALYS程序和GEANT4程序结合BIC、BERT和INCLXX模型计算了25.7, 65, 100和150 MeV等入射能量下中子轰击薄铁靶不同出射角度的次级中子双微分截面,并与实验数据进行对比。研究表明,在20 MeV以下能区,ENDF/B-VIII.0库的计算结果与实验数据符合较好,BROND-3.1、CENDL-3.1、JENDL-4.0u和JEFF-3.3库的计算结果与实验数据存在差异。在20~150 MeV能区,GEANT4程序的BERT模型和TALYS程序的计算结果与实验数据符合较好,INCLXX模型和BIC模型的计算结果与实验数据存在分歧。整体来看,需要对铁的中子评价数据和核反应理论模型做进一步研究。     

ADS系统中少系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响,选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析,选择不同的微观评价库CENDL 3.0,JENDL 3.2及ENDF/B VI.6,并只考虑20MeV以下的中子产额,来计算次临界系统的积分参数.以ENDF/B VI.2库的计算结果作为参考结果,依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的系核素替换ENDF/B VI.6库中的系核素,计算了次临界系统的Keff值及反应率,并就变换主要系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、比对.在堆芯处,当改变系核素时Keff值总的变化为30%,CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI库的结果高出10%,ENDF/B VI库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%.     

基于核数据的中子诱发原子离位损伤截面评估方法

中子辐照损伤是核能系统面临的重要挑战之一。中子辐照损伤是由中子核反应诱发的，通常通过离位损伤(用平均每原子离位数DPA计)量化。离位损伤的过程为中子核反应产生的反冲核，在辐照损伤中称为初级碰撞原子(Primary Knock-on Atom,PKA)，引发材料中原子级联碰撞产生，因此其评估需要基于中子核反应理论或相关核数据。由于现有评价核数据库中未包含全部反冲能谱分布，中子辐照导致的离位损伤截面需要基于已有微分截面与守恒方程计算。本工作回顾了中子辐照诱发离位损伤的两种计算思路、系统地归纳了不同核反应类型(包括离散与连续的两体反应、中子俘获反应以及多体反应)导致的离位损伤截面计算理论方法、并指出了现有方法的不足。最后，以事故容错包壳材料FeCrAl为例，基于ENDF/B-Ⅷ.0数据库计算了多组不同Cr与Al含量的离位损伤截面。初步研究结果表明FeCrAl的中子辐照离位损伤评估对其中Cr与Al含量的敏感性较低且高出Fe单质的DPA截面约3%～4%，因此DPA评估中可暂不考虑不同Cr与Al含量的影响。但Cr与Al的含量可能会影响离位阈能与损伤能量。     

靶室散射对ICF中子产额用铅活化法测量准确性的影响

 通过用MCNP4B程序计算在铅样品中的来源于靶室散射中子的注量和来源于未经靶室散射的源中子注量，结合由ENDF/B-Vi评价数据库给出的中子铅活化核反应截面，得到了在铅样品周围存在不同屏蔽材料时，神光Ⅱ靶室散射对聚变中子产额用铅活化法测量准确性影响小于1‰的结果。     

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...     

国际评价中子核数据库

介绍了当今世界上五大评价中子数据库 ,即美国的 ENDF/B- 6、日本的 JENDL- 3.2、欧洲的 JEF- 2 .2、中国的 CENDL- 2 .1及俄罗斯的 BROND- 2 ,的现况 ,以及国际评价中子数据库的发展趋势和用户如何获得与使用这些数据.The present status of the five major evaluated neutron nuclear data libraries in the world, i.e. ENDF/B 6(America), JENDL 3.2(Japan), JEF 2.2(Europe), CENDL 2.1(China), BROND2(Russia) are introduced. The developing trend of the international neutron evaluated nuclear data library is discussed. How to get and use these data for the domestic users is alro presented.     

ADS系统中少錒系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少錒系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响, 选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析, 选择不同的微观评价库CENDL 3.0 , JENDL 3.2及ENDF/B VI.6, 并只考虑20 MeV以下的中子产额, 来计算次临界系统的积分参数. 以ENDF/B VI.2 库的计算结果作为参考结果, 依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的錒系核素替换ENDF/B VI.6 库中的錒系核素, 计算了次临界系统的Keff值及反应率, 并就变换主要錒系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、 比对. 在堆芯处, 当改变錒系核素时Keff值总的变化为30%, CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI 库的结果高出10%, ENDF/B VI 库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%. In order to investigate the effect of minior actinide data on integral parameter, the accelerator driven minior actinide benchmark system was selected in this work. The library based on ENDF/B VI.2 was used for the reference calculation. The sensitivities were examined by exchanging the minior actinides of CENDL 3.0 and JENDL 3.2 one after another. The Keff values and reaction rates were calculated. According to the comparisons, the difference in Keff from the refrence is more than 3‰, and the fission reaction rate of 242Am is about 15% lower than those of reference results. The elastic scattering reaction rate of 238Pu of CENDL 3.0 is about 10% larger than those of ENDF/B VI.     

基于RMC的微观截面参数化北大核心CSCD

为了进行堆芯计算,需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化,但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数,而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法,该方法可以消除燃耗历史的影响,且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算,首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面,再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性,构造了一个自定义的压水堆模型,计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。     

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.