关系型ENSDF数据库及其在线共享系统的研究

运用关系型数据库理论和面向对象编程技术,设计实现了关系型的ENSDF核数据库及其管理系统软件,与在线计算和数据可视化技术相结合,提供了全部评价核结构和衰变数据的在线共享服务。数据库管理和数据共享的软件系统具有操作系统平台无关的性质。     

核电工程材料数据库内数据关系模式的规范化

关系型数据库要求关系是规范化的，核电工程材料数据库的数据关系包含层次结构和重复组记录，采用定义编码规则，建立代码库，在零件和材料，材料和材料性能之间建立关系库，消除非规范化的数据关系，使所有关系模式都达到第三范式的要求。     

CEA93核数据库分析研究

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CEA93库进行维护更新,具有维护便捷、不易出错的优点。     

核反应模型程序EMPIRE-2．19的开发

EMPIRE程序是在国际核数据界备受重视的适用于E≤200MeV多种粒子入射的全套核数据模型计算程序，包含了现有的多种核反应模型理论，可给出各种核反应数据，并具有与实验数据库和核模型参数库的链接功能，还包含绘图模块和ENDF库格式处理模块。     

更新的中国评价核参数库(CENPL-2)

发展了为核反应模型计算用的中国评价核参数库（CENPL）。国际原子能机构通过国际合作组装了一个为核反应数据模型计算用的推荐输入参数库（RIPL），CENPL的全部数据文档选作RIPL的起始文档，而由本工作组估算和推荐的主要模型参数选为RIPL的推荐模型参数。目前，正在研制更新的CENPL（CENPL－2），一方面，数据被检验、更新和扩充，特别注重研究适用于更高能区和非稳定核区的核模型理论计算的模型参数；另一方面，发展CENP的检索软件和网络软件，以实现网络在线服务。     

高能评价核数据处理方法

为满足加速器驱动次临界系统ADS等高能核装置的蒙特卡罗输运计算需求,通过对相关核数据处理模块的改进,建立了一套基于我国自主的群常数制作软件Ruler与国际公认的核数据处理系统NJOY耦合的中高能评价核数据处理方法及程序系统。通过该方法基于日本高能评价核数据库JENDL-HE-2007制作了ACE格式连续点截面库,并通过一系列绘图及简单问题的蒙特卡罗输运计算,验证了该库是完整的、合理的,可用于蒙特卡罗输运计算,证明了Ruler与NJOY功能模块耦合的方法可用于高能评价核数据的处理。     

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL 32以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL 32在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。     

中国核数据中心核数据库系统

中国核数据中心作为国家数据中心,一直承担着核数据评价、建库工作,近年来更是承担着国家的重要课题。多年来,核数据中心不但重视核数据评价工作,在数据库建设方面,也投入了大量的人力、物力。由于信息技术的不断发展,新的信息技术不断出现,在开发核据库系统过程中,核数据中心充分利用了新的信息技术,研制的核数据库系统,不但可以提供数据检索服务,还可以提供应用级的计算、绘图服务,形成了完整的核数据库应用平台。     

中国评价核衰变数据库管理程序系统

简要介绍了中国评价核衰变数据库的组织结构及其库的管理程序系统与具体应用。     

高能评价核数据处理方法

为满足加速器驱动次临界系统ADS等高能核装置的蒙特卡罗输运计算需求,通过对相关核数据处理模块的改进,建立了一套基于我国自主的群常数制作软件Ruler与国际公认的核数据处理系统NJOY耦合的中高能评价核数据处理方法及程序系统。通过该方法基于日本高能评价核数据库JENDL-HE-2007制作了ACE格式连续点截面库,并通过一系列绘图及简单问题的蒙特卡罗输运计算,验证了该库是完整的、合理的,可用于蒙特卡罗输运计算,证明了Ruler与NJOY功能模块耦合的方法可用于高能评价核数据的处理。     

压水堆燃耗数据库的制作与验证

基于评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0和EAF-2010研制了一套适用于CINDER90程序的压水堆用燃耗数据库,该数据库包含中子反应截面、衰变数据和裂变产额数据3部分。中子反应截面的加工分为两步,首先采用Inverted Stack算法和CRECTJ6程序将EAF 2010库的截面分支比融入ENDF/B Ⅷ0库全套中子评价数据,然后用NJOY2016程序处理成63群截面。衰变数据和裂变产额数据分别由MF8/MT457和MF8/MT454数据加工得到,裂变产额数据共包含36个裂变核的60组产额数据。以SFCOMPO 20中Takahama 3压水堆燃料组件为基准题,对研制的燃耗数据库进行了验证。结果表明,本文制作的燃耗数据库的方法是正确的,对于某些核素,如242Amm,制作的数据库比自带库的计算结果更接近实验值。     

Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY

Japan Atomic Energy Agency developed the new nuclear data processing system FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application (FRENDY) in order to solve the problems of the current widely used nuclear data processing systems and process the new evaluated nuclear data file. Verification of FRENDY was carried out by three steps, i.e. verification of each function, comparison of the results, and comparison of the k_eff values for the 79 benchmark experiments in the ICSBEP handbook using cross section data library processed by FRENDY with those by NJOY99. These results verified that FRENDY generates the ACE (A Compact ENDF) file correctly.     

Performance of the CENDL-3.2 and other major neutron data libraries for criticality calculations

Nuclear data are the cornerstones of reactor physics and shielding calculations.Recently,China released CENDL-3.2 in 2020,and the US released ENDF/B-Ⅷ.0 in 2018.Therefore,it is necessary to comprehensively evaluate the criticality computing performance of these newly released evaluated nuclear libraries.In this study,we used the NJOY2016 code to generate ACE format libraries based on the latest neutron data libraries（including CENDL-3.2,JEFF3.3,ENDF/B-Ⅷ.0,and JENDL4.0）.The MCNP code was used to ...     

Evaluation of neutron nuclear data on mercury isotopes

Neutron nuclear data on 10 isotopes of mercury have been evaluated for the next version of Japanese evaluated nuclear data library (JENDL) general-purpose file in the energy region from 10^?5 eV to 20 MeV. Resolved resonance parameters (RRPs) for ^{200, 202}Hg were supplemented with the data which had not been considered in the previous library. Unresolved resonance parameters (URPs) were obtained by fitting to the total and capture cross sections calculated from nuclear models. A statistical model code was applied to evaluate cross sections above the resolved resonance region. Coupled-channel optical model parameters were employed for the interaction between neutrons and nuclei except ²⁰³Hg. Compound, pre-equilibrium, and direct-reaction processes were considered for cross-section calculation in the high energy region. The present results reproduce experimental data very well. The evaluated data are compiled into evaluated nuclear data file (ENDF) formatted data files.     

Bamboo-Lattice程序多群截面数据库的改进

本文基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价数据库,利用核数据加工处理程序NJOY及LATTICE_PRE为Bamboo-Lattice程序研制了一套改进后的多群截面数据库NECL2.0。基于基准题和数值分析的结果表明：采用NECL2.0数据库计算得到的燃料组件的k_inf、裂变率分布、少群均匀化截面与参考解均吻合很好;考虑银铟镉共振对k_inf的计算精度可提高近1000 pcm,与参考解相比最大裂变率相对偏差从-0.97%降低到-0.53%;考虑包壳锆的共振对k_inf的计算精度可提高约60 pcm。     

镓样品泄漏中子谱的测量与分析

基于中国原子能科学研究院的中子学积分实验装置,利用BC501A液体闪烁体探测器,结合飞行时间法（TOF）测量了镓样品的泄漏中子谱。采用MCNP 4C程序进行了模拟并与实验泄漏中子谱进行了比较,对ENDF/B-Ⅶ.1、JEFF-3.2、TENDL-2015数据库中镓核中子评价数据进行了宏观基准检验分析,并与TALYS程序计算结果作对比。研究结果显示：在9 MeV以下能区,TENDL-2015库与实验结果符合很好;在弹性散射能区,JEFF-3.2和TENDL-2015库与实验结果符合较好;对于12 MeV左右的非弹性散射峰,JEFF-3.2库与实验结果符合较好,TALYS计算结果显示该部分主要来自镓核分离能级的贡献。     

不同核评价数据库中Pb和Bi的截面对铅基快堆k_(eff)的影响

铅基快堆是GIF官方发布的第四代核能系统堆型之一,不同的核评价数据库中铅截面的较大差别会影响铅基快堆物理设计计算的准确性。本文利用国际上最新发布的核评价数据库JENDL-4.0、JEFF-3.2、ENDF/B-Ⅶ.0和BROND-3.1,制作了关键核素Pb、Bi的连续点截面,利用国际基准题评价手册中的PMF035和国际原子能机构发布的铅基快堆RBEC-M基准题以及cosRMC程序,对Pb和Bi的截面对系统有效增殖因数的影响进行了详细研究。对于PMF035带Pb反射层的临界基准题,上述所有核数据库的新版本较旧版本的计算偏差均有所减小,其中BROND的改善最为明显。对于RBEC-M基准题,使用ENDF/B-Ⅶ.0核数据库的计算结果与基准报告中结果符合较好;使用上述其他新版本数据库中截面数据替换计算结果表明,采用不同库中的Pb、Bi截面数据会使计算结果出现不同的偏差,其中,JENDL-4.0中Pb截面对计算结果的影响较Bi截面的影响大。     

WIMS-AECL与MCNP和MCBurn程序比较研究

用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF／B-Ⅴ和ENDF／B-Ⅵ库分别计算。结果表明：对于基准例题,WIMS-AECL采用B-Ⅴ和B-Ⅵ库都能得到比较理想的结果,B-Ⅴ更好些。对于先进CANDU堆全铀组件和钍基先进核能系统组件,WIMS-AECL采用B-Ⅴ核数据库结果较好：     

Evaluated Nuclear Data Covariances: The Journey From ENDF/B-VII.0 to ENDF/B-VII.1

Recent interest from data users on applications that utilize the uncertainties of evaluated nuclear reaction data has stimulated the data evaluation community to focus on producing covariance data to a far greater extent than ever before. Although some uncertainty information has been available in the ENDF/B libraries since the 1970?s, this content has been fairly limited in scope, the quality quite variable, and the use of covariance data confined to only a few application areas. Today, covariance data are more widely and extensively utilized than ever before in neutron dosimetry, in advanced fission reactor design studies, in nuclear criticality safety assessments, in national security applications, and even in certain fusion energy applications. The main problem that now faces the ENDF/B evaluator community is that of providing covariances that are adequate both in quantity and quality to meet the requirements of contemporary nuclear data users in a timely manner. In broad terms, the approach pursued during the past several years has been to purge any legacy covariance information contained in ENDF/B-VI.8 that was judged to be subpar, to include in ENDF/B-VII.0 (released in 2006) only those covariance data deemed then to be of reasonable quality for contemporary applications, and to subsequently devote as much effort as the available time and resources allowed to producing additional covariance data of suitable scope and quality for inclusion in ENDF/B-VII.1. Considerable attention has also been devoted during the five years since the release of ENDF/B-VII.0 to examining and improving the methods used to produce covariance data from thermal energies up to the highest energies addressed in the ENDF/B library, to processing these data in a robust fashion so that they can be utilized readily in contemporary nuclear applications, and to developing convenient covariance data visualization capabilities. Other papers included in this issue discuss in considerable detail various aspects of the data producer community?s efforts to improve the evaluation methods and to add covariance content to the ENDF/B library. The present paper offers just a brief glimpse of these activities by drawing material from covariance papers presented at meetings, workshops and international conferences during the past five years. Highlighted are: advances in methods for producing and processing covariance data, recently developed covariance visualization capabilities, and the development and implementation of quality assurance (QA) requirements that should be satisfied for covariance data to be included in ENDF/B-VII.1.