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.     

不同燃耗计算模型对商用压水堆乏燃料组件核素成分的影响分析

燃耗计算精度对提高乏燃料贮存效率有着重要影响,在应用燃耗信用制时,燃耗计算得到的核素成分偏差决定了乏燃料贮存的临界安全裕量。不同燃耗计算模型所得到的核素成分偏差各不相同,为提高燃耗计算精度,提出了一种装载不同燃料富集度的多组件燃耗计算模型,并使用不同燃耗计算模型分别对TMI-1反应堆NJ07OG组件中的6个样本进行了计算、对比和分析。结果表明,相比其他模型,考虑不同燃料富集度的多组件模型得到的²³⁵U、²³⁸U和²³⁹Pu等核素平均相对偏差更接近于零且6个样本的相对偏差分布更为平均。