239Pu的积分检验

介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验.检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3.积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序MCNP5.基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库的239Pu相比,CENDL-3的239Pu给出了较好的keff值,两库的中心裂变率的计算结果是接近的.然而,对5个钚溶液热临界基准装置而言,基于CENDL-3的keff值的计算结果平均高于实验值O.37%,ENDF/B-Ⅶ的计算结果与实验值符合得稍好于CENDL-3的结果,表明CENDL-3的239Pu的俘获截面有待于进一步的改进.     

CENDL-3.1铜的检验和改进

介绍了利用屏蔽基准实验OKTAVIAN以及核临界安全手册(ICSBEP)中的临界基准实验对CENDL-3.1铜的伞套中子评价数据进行的宏观检验.在屏蔽基准检验中,除了中子和γ泄漏谱上发现了由非弹性散射截面造成的与实验测量结果的分歧,计算结果与实验符合相当好.在快中子谱临界基准检验中,装置HMF072、HMF073和PMF013的keff的计算结果高出实验值大约2%,严重偏离实验结果.针对HMF072装置的灵敏度分析显示,该分歧的产生主要是由于全截面在0.1～1.3 MeV能区的评价不当引起的.在对0.1～1.3 MeV的全截面进行修正后,临界检验的结果获得了明显改善.     

中国评价库CENDL-3的宏观检验现状(英文)

CENDL-3是中国评价库CENDL的最新版本,通过采用群常数制作程序系统NJOY及反应堆栅元计算程序WIMSD5A和蒙特卡罗程序MCNP对CENDL-3库进行了包括热堆和快堆的基准装置的检验计算,并将检验结果与实验结果和其它库的计算结果进行了比较和分析。表明CENDL-3库中铀同位素的检验结果是相当不错的;由于裂变谱的改进,钚同位素的检验结果也有了相当好的改进;尽管9Be的检验结果有了明显改进,但计算的keff与其它库相比仍有点偏低。     

连续能量点截面库CENACE-1.0的能量平衡检查

为验证多温度连续能量点截面库CENACE-1.0用于堆芯释热计算的可靠性,利用NJOY99/HEATR模块及自主研发的检测程序chkACEheat对CENACE-1.0常温库中各种材料进行能量平衡检查。检查结果表明,CENACE-1.0库中的KERMA系数和释热截面合格率较其他比对ACE库的好,但不合理KERMA系数目前仍普遍存在于各评价库中,需要发展直接修订KERMA系数计算结果的方法和手段。     

HENDL2.1/CG数据库的临界基准测试与分析

为了检验HENDL2.1/CG数据库的制作方法,并测试主要易裂变核截面的可靠性,使用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS和<国际临界安全基准评价实验手册>中的基准临界例题,对HENDL2.1/CG数据库中的233U、235U、239Pu、237Np和244Cm五个易裂变核素进行了校核.计算结果与实验结果进行了对比,相对误差在0.5%左右,验证了HENDL2.1/CG数据库能群结构和权重谱合理,主要易裂变核素截面数据可靠.     

临界装置实验k_(eff)的不确定度分析及装置模型化处理

将临界装置实验数据进行基准化分析并形成满足国际临界安全分析评价标准的基准实验数据,可充实临界安全实验基准数据库,进而可应用于核数据检验、数值模拟程序验证、反应堆设计和临界安全分析等领域。本文阐述了临界装置实验keff的不确定度分析原理及处理方法、装置模型化要求及处理方法。然后采用该方法根据3个高浓铀圆环(内含石墨圆柱)临界装置的基本条件和实验结果,完成了实验keff的不确定度分析和装置模型化处理时的偏倚分析,得到了这3个临界装置在模型化处理后的keff值及不确定度。研究结果满足国际临界安全基准数据库收录的要求。     

CENDL-3天然锆宏观检验

介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子泄漏谱。检验还分析了氢化锆慢化体临界实验的keff计算结果。检验结论认为CENDL 3天然锆的评价较CENDL 2 .1有所改进 ,但是非弹角分布、(n ,2n)反应和连续非弹性散射的双微分截面仍需要进一步调整。     

SORA原型装置临界实验的基准化分析

临界装置实验数据的基准化分析是充实临界安全实验基准数据手册的必要条件。本文首先介绍了SORA(Sorgente Rapida Reactor)原型装置的活性区结构组成、临界实验等情况,然后对15个典型的临界实验数据进行了不确定度分析,其实验keff不确定度在0.002 3~0.002 7范围内,并进一步分析了对实验装置进行模型化处理的偏倚及其不确定度,最后得到了SORA原型装置基准模型的keff值及其不确定度。SORA模型的数值计算结果与实验基准化分析的keff值相比略低,其最大相对偏差小于1%。研究结果满足临界安全实验基准数据手册收录的要求。     

基于反复裂变几率法的敏感性分析初步研究

为研究在连续能量蒙卡程序临界计算中keff对核数据的敏感性分析方法,讨论keff对核数据的敏感性分析的理论基础。然后,阐述当前在连续能量蒙卡程序中广泛应用于伴随通量计算的反复裂变几率法的基本原理,以及伴随通量加权反应率的计数方法。最后,基于自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),使用反复裂变几率法对聚乙烯球临界基准题进行敏感性分析。RMC计算结果与SCALE程序计算结果符合良好。     

233U评价数据的临界基准检验

为检验和改进²³³U核反应全套中子评价数据的质量，从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置，对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的²³³U评价数据进行了基准检验。采用蒙特卡罗程序MCNP5计算了所选基准装置的有效增殖因数k_eff，并与基准值进行比较。运用基于能谱指标的趋势分析、灵敏度分析等方法进行了分析。在基准检验中，现有的²³³U评价数据的主要问题是从热临界基准中能谱较硬的装置到超热谱基准装置再到部分快谱临界基准装置，较为普遍地存在k_eff的严重低估。从热堆设计角度考虑，ENDF/B-Ⅶ.0库²³³U评价数据表现较好，但仍高估了共振俘获的贡献。