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。     

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.     

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.     

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.     

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.     

Dragon程序在金属燃料铅铋快堆堆芯计算中的应用与偏差分析

铅铋合金或铅冷却快堆（LFR）是具有良好应用前景的第四代先进核能系统之一。针对环形芯体金属燃料（UZr，UPuZr）LFR的燃料组件与堆芯，利用Dragon/Donjon程序开展中子学计算，获得了基于ENDF/B 8.0库的172群和295群多群中子数据库、输运方法（SP3）和扩散方法（MCFD）的结果及其与蒙卡程序RMC的偏差。采用SP3算法针对UZr燃料得到的k_eff偏差小于550×10?5；对于UPuZr燃料采用MCFD算法得到的k_eff偏差小于?700×10?5。控制棒组件价值的偏差小于7.6%；172群和295群库的结果基本无差异。应用SP3算法的燃料组件功率偏差小于±6.0%；SP3算法的偏差小于MCFD的。结果证明，Dragon/Donjon程序在金属燃料铅铋快堆物理分析中具有可行性。     

基于白光中子源的197Au中子辐射俘获截面测量及共振参数分析

中子辐射俘获反应在反应堆运行、核装置设计及核天体物理研究中起重要的作用. 4πBaF₂探测装置有着高时间分辨能力、低中子灵敏度、高探测效率等优点,适合开展中子辐射俘获反应截面数据的测量.中国原子能科学研究院核数据重点实验室建立了伽马全吸收装置(Gamma total absorption facility, GTAF),该装置用28块六棱BaF₂晶体和12块五棱BaF₂晶体构成了外径25 cm,内径10 cm的球壳,覆盖了95.2%的立体角.利用GTAF在中国散裂中子源Back-n束线上,测量了197Au(n, γ)的反应截面数据.测量数据通过能量筛选、PSD方法、晶体多重性筛选进行了初步本底扣除,随后结合对^natC及空样品的测量数据对本底进行了分析及扣除,获得了197Au俘获反应的产额,利用SAMMY程序拟合得到了¹⁹⁷Au在1—100 e V的共振能量、中子共振宽度和伽马共振宽度参数.实验测量结果与ENDF/B-VIII.0数据库符合良好,其共振参数存在一定差异,分析原因可...     

Neutron-deuteron scattering calculation for evaluated neutron data libraries

In the low-energy regime, differential cross sections for n + d elastic scattering are not well described in existing nuclear data libraries, such as ENDF/B-VII.0. Supporting experimental data in this energy region are old, sparse and often inconsistent. We have carried out calculations with the AGS three-body theory and the Bonn-B nucleon-nucleon potential at energies 50?keV to 10.0?MeV.     

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。     

238U(n,f)短寿命产物核累积产额的评价(英文)

为满足堆内或核爆中链式反应过程的燃耗值的计算需要，对裂变谱中子和14MeV中子诱发238U裂变的短寿命产物核的累积产额进行了评价。评价利用了所有可利用的实验数据， 经物理分析后， 使用AVERAGE程序加权平均， 用ZOTT程序进行同时评价， 给出了所要求能点的唯一最佳推荐数据， 并将评价结果与ENDF/B-VII， JEF-2.2， JENDL-3.2和CENDL-2的推荐数据进行了比较。 评价结果将用于CENDL-2的更新与升级。For reliable and consistent nuclear calculation, the cumulative yields for short lived fission products are evaluated based on the available experimental data for 238U fission induced by fission spectrum neutrons and ~14 MeV neutrons. The data are processed using codes AVERAGE for weighed average and ZOOT for simultaneous evaluation. The evaluated data are compared with those in the major international nuclear data libraries, including ENDF/B-VII, JEF-2.2, JENDL-3.2 and CENDL-2. The present evaluation will be used to improve and update the CENDL-2 library.     

New experimental measurement of natSe(n, γ) cross section between 1 eV to 1 keV at the CSNS Back-n facility

The ⁷⁴Se is one of 35 p-nuclei, and ⁸²Se is a r-process only nucleus, and their (n, γ) cross sections are vital input parameters for nuclear astrophysics reaction network calculations. The neutron capture cross section in the resonance range of isotopes and even natural selenium samples has not been measured. Prompt γ-rays originating from neutron-induced capture events were detected by four C₆D₆ liquid scintillator detectors at the Back-n facility of China Spallation Neutron Source (CSNS). The pulse height weighting technique (PHWT) was used to analyze the data in the 1 eV to 100 keV region. The deduced neutron capture cross section was compared with ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.2, and JENDL-4.0, and some differences were found. Resonance parameters were extracted by the R-matrix code SAMMY in the 1 eV-1 keV region. All the cross sections of ^natSe and resonance parameters are given in the datasets. The datasets are openly available at http://www.doi.org/10.11922/sciencedb.j00113.00019.     

Measurement of neutron elastic scattering cross sections for carbon at 134 MeV

Angular differential neutron elastic scattering cross sections have been measured by using a ⁷Li(p,n) quasi-monoenergetic neutron beam. The neutron beam whose peak energy is 134 MeV was incident upon a natural carbon sample, and the scattering neutrons were measured by liquid organic scintillators with the time-of-flight (TOF) technique. The results were compared with the existing experimental data measured by a recoil-proton telescope, and the evaluated nuclear data of JENDL/HE-2007 and ENDF/B-VII.0.