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。     

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。     

中子飞行时间测量技术

用MCNP程序和ENDF／B—VI库数据计算了Livermore的^6 Li探测器的中子探测效率，并与国外发表的^6Li玻璃的探测效率数据进行比较，结果基本一致，表明本实验室的计算方法是正确的。     

三维中子-光子输运的蒙特卡罗程序MCMG

三维中子-光子输运蒙特卡罗程序MCMG发展了针对物质的碰撞机制,几何块、几何面动态可扩展, 随机数周期进一步扩大到261。可进行多群-连续截面耦合计算,多群散射展开到P5,并考虑了中子上散射,程序配备了通用和专用多群截面库。MCMG模拟取得了与MCNP程序和实验一致的结果,串行计算速度较MCNP快2~4倍,可进行上万处理器核的并行计算。     

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。     

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同）,而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。Due to the advantage of geometry simulation and nuclear data, the code MCNP is now widely used in the reactor analysis. Based on our calculation of the fuel temperature reactivity coefficient benchmark, it is quantificationally proved that MCNP with its own cross section library can＇ t be used to simulate the reactor accurately and to calculate the temperature reactivity coefficient. Furthermore, we use MCNP- 4C with a database that contains temperature dependent nuclear cross sections to calculate the benchmark. The results are well agreement with benchmark results. This means that, with the temperature dependent nuclear cross sections library, MCNP can calculate the temperature reactivity coefficient and reactor multiplication factor accurately. So the temperature dependent nuclear cross section library should be processed to meet the requirement of reactor calculation.     

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.     

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...     

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。     

MCMGP3三维多群P3近似蒙特卡罗中子输运程序基准检验

三维多群P3近似Monte Carlo中子输运程序MCMGP3是为反应堆临界安全计算设计的,它是从连续点截面中－－光孙耦合输运Monte Carlo程序MCNP发展而来,程序用多群截面代替了MCNP程序的连续点截面,但保留了MCNP程序的几何处理能力,计数能力和降低方差技巧及图形功能。能群数可扩展,使用宏观截面或微观截面均可,中子解分布采用P3近似和广义Gaussia求积。多个基准问题结果显示,MCMGP3程序结果与其它方法计算结果符合很好,计算还表明在同样计算精度下,MCMGP3程序的计处时间较MCNP程序少得多。此外,MCMGP3程序还实验了与WIMS程序的连算,可作反应堆全数值模拟。     

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。     

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。     

多群输运-燃耗耦合蒙特卡罗计算

介绍了三维多群中子输运-燃耗耦合P3近似蒙特卡罗程序MCMG-BURN，该程序是在连续截面蒙特卡罗程序MCNP和反应堆栅元均匀化程序WIMS基础上发展而来的，使用多群截面为模拟临界实验堆和高通量工程实验堆，取得与MCNP和实验一致的结果，MCMG-BURN具有与MCNP相同的精度，但计算时间较MCNP要少得多。     

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...     

Li-Al靶件产量计算方法

ORIGEN2程序经过改造后，已经适合了反应堆的运行工况，并在现有乏燃料的计算中取得了比较满意的结果。因此选用ORIGEN2程序作为Li-Al件产量的计算软件。ORIGEN2程序的结果数据文件，包含了大量原始和结果数据。由于数据繁杂，不利于分析，而且多数数据并非所需，因此需要编制结果数据提取程序，提取需要的数据。     

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%.     

高增益复合泵浦O^＋7X射线激光的理论研究

用一维流体力学程序MEDUSA耦合原子物理程序NIMP,对超短脉冲激光辐照Mylar纤维靶和平面靶产生复合泵浦O~(17)X射线激光的物理过程进行了理论研究,探讨了利用VULCAN激光装置的CPA皮秒脉冲光束进行饱和增益实验的可行性.结果表明,超短脉冲辐照激光靶可能是产生饱和增益的复合泵浦X射线激光的一条有效途径.     

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。     

强流电子束轫致辐射复合薄靶设计

针对目前脉冲硬X射线源能谱硬、辐照面积小、辐射场电子份额高无法开展系统电磁脉冲效应实验研究的技术难题,提出了采用复合薄靶软化脉冲硬X射线能谱、降低电子份额的方法。采用MCNP程序数值模拟了电子和光子在不同材料中的输运规律,分析了复合靶结构和材料厚度对X射线能谱、电子份额的影响。以闪光二号加速器为电子束源,设计了复合薄靶、X射线窗。实验得到的X射线参数:平均能量121 keV;均匀性2∶1情况下,700 cm2平均剂量40 rad（Si）,500 cm2平均剂量170 rad（Si）;光子数与电子数的比值大于103,可以开展系统电磁脉冲效应初步实验研究。     

中国散裂中子源靶站重要部件的辐照损伤计算与分析

本文采用高能粒子输运程序MCNPX 2.5.0,对中国散裂中子源(CSNS)靶站重要部件所使用的钨、SS316不锈钢与Al-6061等材料,由于中子与质子辐照所引起的损伤能量截面与原子离位截面进行了计算,对钨靶体、靶的不锈钢容器、慢化器与反射体的铝容器等部件的辐照损伤量——原子离位次数(displacement per atom,DPA)进行了计算与分析,并给出了质子束斑形状对靶体及靶容器DPA峰值的影响. 这些计算与分析对正在建设的中国散裂中子源靶站的设计及参数选择具有重要的实际意义. 关键词： 中国散裂中子源 损伤能量截面 原子离位截面 DPA