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。     

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。     

基于中国散裂中子源反角白光中子束线的天然锂中子全截面测量

锂是熔盐堆燃料载体盐的主要材料之一,其中子核反应截面数据是熔盐堆芯中子物理设计及堆芯长期安全运行中的重要基础数据.本工作基于中国散裂中子源反角白光中子束线(CSNS Back-n)飞行时间谱仪,利用中子全截面测量谱仪(NTOX),采用透射法测量了天然锂中子全截面.实验中,中子飞行距离约为76.0 m,采用15.0 mm和8.00 mm两种厚度的天然锂金属样品,在0.4 e V—20 Me V中子能量范围内测得了统计计数较好的中子全截面.特别是在ke V及以下能区增补了实验数据,为锂的核数据评价工作提供了更加丰富和可靠的实验数据.在此基础上,采用1/v律和R矩阵理论对Me V以下能区的新测量数据进行了理论分析,获得了7Li和6Li在260 ke V能量附近的中子共振参数.     

D—D中子在聚乙烯球壳内的反应率测量

开展D-D聚变中子与聚乙烯球壳作用的中子学积分实验，用于检验计算方法和相关核数据。实验装置由D—D中子源与聚乙烯球壳组成，中子源在聚乙烯球壳外，距球壳外表面35mm。聚乙烯球壳由两个半球壳组成，外径φ386mm，厚度100mm。聚乙烯球壳中心与靶心的轴线水平。     

中子诱发232Th裂变初始碎片质量及动能分布Monte-Carlo研究

随着第四代反应堆以及先进核能利用系统的发展,对中子核数据提出了高精度、多核素、宽能区的新要求.目前,中国核数据评价库(CENDL库)中相关核裂变的数据较缺失,不足以满足当前核能发展的需求.因此,建立面向中子核数据需求的可靠计算方法和工具变得极为重要.本文基于Monte-Carlo方法建立了裂变碎片质量动能计算模型,研究了中低能中子诱发²³²Th(n,f)反应发射中子前裂变碎片的分布特性.对于裂变碎片质量分布,本模型计算结果与实验值最大偏差约1%,与GEF, TALYS程序计算结果 (与实验值最大偏差约2%)相比具有一定优势.对于发射中子前裂变碎片动能分布,本模型计算结果与实验数据一致.结果表明,所发展的计算模型能够较好地预测²³²Th(n,f)反应发射中子前裂变碎片数据,为中子诱发锕系核裂变反应计算提供一种新思路.     

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。     

中国散裂中子源反角白光中子束流参数的初步测量

中国散裂中子源(CSNS)已于2018年5月建设完工,随后进行了试运行.其中的反角白光中子束线(Back-n)可用于中子核数据测量、中子物理研究和核技术应用等多方面的实验.本文报道对该中子束的品质参数测量实验过程以及最终实验结果.实验主要采用中子飞行时间法,利用~(235)U,~(238)U裂变室和~6Li-Si探测器测量了中子能谱和中子注量率,又利用闪烁体-互补金属氧化物半导体探测系统测量了中子束斑的剖面,得到了该束线的初步实验测量结果.其中白光中子的全能谱测量范围eV—100 MeV,给出了不确定度分析;给出了中子注量率两个实验厅位置的满功率值;给出了白光中子在直径60 mm情况下的全能区束斑.通过与模拟结果的比较探讨了以上结果的合理性,并提出了改进计划.这些实验结果为以后该束线的核数据测量和探测器标定实验奠定了基础.     

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.     

中子反应总截面测量系统关联不确定度的模拟

在15 MeV电子加速器驱动的白光中子源装置上进行了铍材料的中子总反应截面测量,测量结果与已有实验数据和ENDF/VII.1数据库的评价数据基本符合。为了得到由于加速器束流波动、飞行路径测量、靶厚度测量以及获取系统死时间等引起的测量系统的关联不确定度,利用Geant4模拟软件对整个实验装置、实验过程进行了模拟,经过对模拟中使用的中子反应总截面与模拟计算得到截面的比较分析,得到了实验系统关联不确定度的估计值。在模拟中采用了局部区域增加权重的方法来降低模拟运算时间。对模拟得到的中子飞行时间谱与实验测量得到的飞行时间谱进行了比较,并且对探测器处的中子产额也进行了比较,以此来验证模拟程序的可靠性。     

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。     

原子核质量模型的检验

基于AME2016发布的基态原子核质量数据,分别从模型的精度及实验预言的中子新幻数两方面系统比较分析了八个普适核质量模型的可靠性及预言能力.分区系统的计算了八个核质量模型预言的核质量均方根偏差,分析发现对现有实验数据精确度较好的是Bhagwat和WS4两个模型.通过分析中子壳能隙随中子数的变化趋势发现KTUY, WS3和WS4三个模型可以较好地再现中子新幻数N=32引起的突变行为,预言了在Cl和Ar同位素链中N=32极有可能是新的幻数.通过分析超重区域a衰变能随中子数的变化趋势发现FRDM12, WS3和WS4三个模型均可以较好地再现N=152, 162的子壳现象,且预言了对于质子数Z=108—114同位素链在N=184处原子核的寿命相对较长.     

核参数敏感度的Monte Carlo研究

对核参数敏感度和不确定性分析的理论方法进行了探讨，在敏感度系数的基础上所定义的积分指标Esum能定量地表示出两个不同核裂变装置的相似性，即可用于定量地比较一个基准核裂变实验装置与一个欲评估核裂变装置的相似程度。不确定性的分析提供了一个计算核裂变系统中由于截面数据方差而导致系统中七疆方差的方法，并且也提供了一个计算不同核裂变系统中Keff协方差的方法。不确定性的分析方法是将截面数据的方差信息通过与能量有关的敏感度系数传播给Keff行。某一材料截面数据的方差可以传播给所有含有该材料的临界装置。有着相同材料的临界装置将产生关联。     

抽样法与灵敏度法k_(eff)不确定度量化

核反应堆的中子学模拟计算中,核数据的不确定度导致的积分量计算结果的不确定度,通常采用基于微扰理论的灵敏度与不确定度分析方法 (简称灵敏度法)量化.灵敏度分析法原则上只适用于线性模型,且一般输运计算程序难以直接进行灵敏度分析.而抽样法直接抽样核数据输入中子学计算程序进行计算,通过对计算结果的统计分析评估计算量的不确定度.抽样法易于实现、计算精确、且适用性强.在灵敏度分析与不确定度量化程序SURE中,增加了抽样法不确定度的量化功能.为将抽样法不确定度量化应用于复杂问题的模拟计算,需对其进行细致的考核.为此,选取简单的临界基准实验模型,分别采用灵敏度分析法和抽样法进行不确定度量化,得到了各核素各反应道核数据导致的k_(eff)计算不确定度.对比显示,两种方法的不确定度计算结果有很好的符合,验证了SURE程序抽样法功能的正确性.抽样法计算的k_(eff)符合正态分布,说明在一般核数据的不确定度范围内,k_(eff)与核数据近似成线性关系,利用灵敏度分析法评估k_(eff)计算值的不确定度是适用的.     

随机中子动力学及其数值模拟研究进展

随机中子动力学是核动力设计和核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力学研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及其求解,演化出零功率中子噪声与功率反应堆噪声的随机理论.随机中子动力学的重要应用包括反应性微观测量、功率反应堆噪声测量和分析、核临界漂移分析和核材料识别与检测等.在半个多世纪的研究中,以脉冲堆点火过程的脉冲爆发等待时间分布为代表的随机性,一直缺乏定量分析方法和工具.直到近几年,模拟随机中子动力学过程的广义半马尔科夫过程模拟方法取得了重要进展,很好地揭示了脉冲堆实验中子点火规律.最后讨论随机中子动力学研究中有待解决的研究课题.     

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。     

TMSR白光中子源关键核数据实验进展

钍铀燃料循环核数据的精度和可靠性直接关系着钍基熔盐堆的安全性和经济性。目前大多数核数据都是基于铀钚燃料循环进行开发,若直接用在钍基熔盐堆上将会出现核设计不确定度较高的问题。为了提高钍基熔盐堆物理设计所需核数据的适用性,中国科学院上海应用物理研究所自行设计并建造了紧凑型的15 MeV电子加速器驱动的白光中子源(Photoneutron Source,PNS),用于开展钍铀燃料循环核数据的实验测量。该装置已通过技术验收,并进行了一系列关键核素的核数据测量,检验了现用核数据的可靠性,为相关核素的核数据评价与改进提供了基础实验数据。     

推广的Glauber理论及其在晕核散射中的应用

介绍了推广到晕核散射的Glauber理论,并用其研究晕核¹⁴Be的散射问题.弹核的密度分布分别采用谐振子密度分布和相对论平均场理论计算得到具有两个晕中子结构的密度分布,对晕核模型的多重积分采用蒙特卡洛数值积分方法.计算了不同能量下¹⁴Be,¹²Be与靶核¹²C散射的反应截面,并与实验结果进行比较,¹⁴Be的两个中子采用具有晕中子密度分布的理论计算与实验符合较好,而采用不具有晕中子密度分布的结果与实验值相差较大.     

中国计算机化的核数据库建成

中国评价核数据库第二版（ＣＥＮＤＬ－２）包含５４个用于核工程的重要核的全套中子核数据，入射中子能量为１０＾－５ｅＶ～２０ＭｅＶ采用国际通用ＥＮＤＦ／Ｂ６格式，现在中国计算机化核数字库已建成并投入使用，即用户在计算机终端上可通过完善的计算机软件系统系统在线使国际上几个先进的（包括中国）评价核数据库或ＥＸＦＯＲ实验核数据库，直接进行核工程计算或数据评价，享用核数据库资源，为发展其核能和核技术应用服务。     

基于相似系统理论的红外光谱谱图比对方法

通过计算提问谱和数据库中标准谱图的相似度,以查出与提问谱相同或相近的谱图,有助于确定未知物的结构与性质.基于相似系统理论,以红外谱图的峰强、峰位、峰面积为相似元设计比对算法,通过实验得到相似元中不同特征值对计算谱图相似性存在一定的影响,然后采用层次分析法得到相似度计算中不同特征值的权重系数,最后提出一种改进的比对算法,并以峰数弹性作为相似性测度的评价指标.实验结果表明改进后的算法更加准确地反映提问谱与数据库中谱图的相对差异,验证了提出算法的合理性.     

^239Pu光学模型分析

^239Pu的中子数据是堆工设计及实验分析中十分重要的核参数，特别是(n，2n)，(n，3n)反应道截面数据的质量对快中子动力学行为的诊断有直接的影响。由于实验上的困难，现有的实验数据稀少而且精度令人怀疑，另外现有的各个评价核数据库(ENDF／B6，IENDL-3，CENDL-3)的(n，2n)，(n，3n)反应道截面数据差异很大。为给出高精度的截面数据，需要进行核模型及相关核参数的改进研究。