【摘 要】
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核数据库的发展与基准校验是反应堆设计分析工作的基础,也是推动整个核领域自主知识产权发展进程的核心工作之一。为满足核科学和核技术领域内的数字模拟需要,中科院等离子体物理研究所FDS团队自主研发了可用于中子/光子耦合输运计算、同位素燃耗计算、活化计算、辐射剂量计算、辐照损伤计算等计算程序所需的混合评价核数据库HENDL,并广泛应用于聚变反应堆、裂变反应堆、以及聚变-裂变次临界混合堆的中子学计算分析中。
【机 构】
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中国科学院等离子体物理研究所,安徽省合肥市1126信箱,230031
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核数据库的发展与基准校验是反应堆设计分析工作的基础,也是推动整个核领域自主知识产权发展进程的核心工作之一。为满足核科学和核技术领域内的数字模拟需要,中科院等离子体物理研究所FDS团队自主研发了可用于中子/光子耦合输运计算、同位素燃耗计算、活化计算、辐射剂量计算、辐照损伤计算等计算程序所需的混合评价核数据库HENDL,并广泛应用于聚变反应堆、裂变反应堆、以及聚变-裂变次临界混合堆的中子学计算分析中。HENDL数据库通过甄别、优选IAEA的FENDL-2、美国的ENDF/B-VⅡ、欧洲的EFF、日本的JENDL、俄罗斯的BROND等评价核数据库研制而成,目前版本为HENDL2.0。针对不同的应用,工作数据库包括可用来进行输运计算的175群中子/42群光子耦合多群输运截面库HENDL2.0/MG、连续能量点状输运截面库HENDL2.0/MC,燃耗数据库以及活化数据库等。
借助于FDS团队开发的大型集成多功能中子学计算程序系统VisualBUS对国际上已有的一系列基准实验进行了模拟计算,以评价多群输运工作库的正确性、有效性。分别对用于数据库基准评价的屏蔽材料球壳基准实验(V,Be,Fe,Pb,Cr,Mn,Cu,AL,Si,Co,Nb,Zr,Mo,W和Ti球壳)以及临界基准实验进行了模拟计算。测试所用到的屏蔽材料球壳基准实验数据来自俄罗斯的高能物理研究(IPPE)和日本大阪大学(OKTAVIAN)进行的一系列球壳基准实验,临界基准实验数据来自《国际临界安全基准评价实验手册》。
整个测试验证了HENDL2.0/MG和HENDL2.0/MC数据库的可靠性。
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