孫夢萍 鄒 俊 王 芳 賈 偉 胡麗琴

聚變驅(qū)動次臨界堆熱中子上散射截面數(shù)據(jù)庫開發(fā)及初步應(yīng)用

孫夢萍1,2鄒 俊2王 芳2賈 偉2胡麗琴1,2

1（中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 合肥 230026）
2（中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所 合肥 230031）

為了提高水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆包層中子學(xué)分析的精度，在FDS團(tuán)隊自主研發(fā)的HENDL3.0/FG (Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)細(xì)群核數(shù)據(jù)庫基礎(chǔ)上，本文采用國際通用應(yīng)用核數(shù)據(jù)庫加工程序NJOY，設(shè)計研發(fā)出考慮熱中子上散射效應(yīng)的截面核數(shù)據(jù)庫。利用國際臨界安全基準(zhǔn)評價實驗手冊的例題對核數(shù)據(jù)庫的精度進(jìn)行了測試與校核，驗證了數(shù)據(jù)的可靠性與正確性。同時，采用聚變驅(qū)動次臨界的聚變裂變混合發(fā)電堆(FDS-EM)水冷慢化包層模型對核數(shù)據(jù)庫進(jìn)行了綜合測試與分析，分別從理論及計算分析的角度預(yù)測與驗證了熱中子上散射效應(yīng)對系統(tǒng)的有效增殖因數(shù)、氚增殖率、中子通量密度等參數(shù)的影響。

水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆，熱中子上散射效應(yīng)，細(xì)群核數(shù)據(jù)庫，中子通量密度，有效增殖因數(shù)(keff)

聚變驅(qū)動次臨界核能系統(tǒng)是聚變能技術(shù)的早期應(yīng)用途徑[1]，輕水作為一種理想的中子慢化材料已被廣泛應(yīng)用于包層的概念設(shè)計之中。目前，國內(nèi)外開展了大量關(guān)于水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆的研究：如西安交通大學(xué)的水冷壓力管式能量增殖包層(Water-cooled Pressure Tube Energy Production Blanket, WPTE)[2]、雙冷嬗變包層(Dual-cooled Waste Transmutation Blanket, DWTB)[3]；中國工程物理研究院的聚變裂變混合能源堆(Fusion-fission Hybrid Energy Reactor, FFHER)[4-5]；中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所的FDS-EM[6-10]；德國馬克斯普朗克等離子物理研究所的螺旋仿星器(The helical advanced stellarator (Helias) reactor, HSR)[11]；日本原子能機(jī)構(gòu)的水冷混合堆(Steady-state tokamak reactor, SSTR)[12]等。然而，水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆的能譜復(fù)雜，既有大量高能中子，又有大量熱中子，因此常規(guī)裂變堆或快堆的核數(shù)據(jù)庫均不能單獨使用，而需二者結(jié)合才行。

本文針對水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆的熱中子上散射問題開展相關(guān)的研究工作，使經(jīng)過處理的核數(shù)據(jù)庫能夠適用于這種堆型的設(shè)計和分析。目前已有的熱堆研究中，熱中子上散射效應(yīng)對于超臨界水堆HMT1模型有效增殖因數(shù)(keff)的影響可以達(dá)到14%，中子通量統(tǒng)計中，最后一群中子通量比附近能群中子通量高出一個量級以上[13]。因此對含有大量熱中子的熱堆系統(tǒng)必須考慮熱中子上散射效應(yīng)。

本文基于HENDL-3.0/FG[14-16]次臨界堆細(xì)群核數(shù)據(jù)庫，結(jié)合熱中子反應(yīng)堆、水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆的物理特點，設(shè)計并制作了添加熱中子上散射效應(yīng)修正的多群核數(shù)據(jù)庫。同時采用《國際臨界安全基準(zhǔn)評價實驗手冊》[17]中的臨界安全例題對添加修正的多群核數(shù)據(jù)庫進(jìn)行了測試與分析，并將測試結(jié)果與實驗值相比較，驗證了添加熱中子上散射修正的多群數(shù)據(jù)庫的正確性與可靠性，從而驗證了上述修正方法的有效性。最后對FDS-EM水冷包層模型進(jìn)行了熱中子上散射效應(yīng)影響的預(yù)測，并進(jìn)一步驗證了該效應(yīng)對水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆的可能影響。

1 HENDL3.0/FG簡介

HENDL3.0/FG細(xì)群核數(shù)據(jù)庫是針對含熱裂變包層的聚變-裂變混合堆核分析需求設(shè)計研發(fā)的315群中子-42群光子耦合細(xì)群核數(shù)據(jù)庫。中子能群結(jié)構(gòu)采用TRIPOLI-315[18]的能群結(jié)構(gòu)，光子能群結(jié)構(gòu)采用Vitamin-J[19]的42群結(jié)構(gòu)。針對次臨界堆在反應(yīng)截面變化明顯的熱能區(qū)以及超熱中子區(qū)，核數(shù)據(jù)庫能群結(jié)構(gòu)采用細(xì)分方式。對于能量共振自屏效應(yīng)，采用Bendarenko[20]方法對不可分辨共振區(qū)進(jìn)行自屏修正。

2 熱中子上散射效應(yīng)處理方法

本文結(jié)合HENDL3.0/FG細(xì)群核數(shù)據(jù)庫的能群結(jié)構(gòu)與權(quán)重函數(shù)設(shè)計，充分考慮熱堆、次臨界堆的物理特點，研發(fā)制作了熱中子上散射截面核數(shù)據(jù)庫。

在熱中子反應(yīng)堆中，當(dāng)散射中子能量低于一定范圍時（如4 eV），由于中子能量與散射核的能量相當(dāng)，不能將散射核假定為靜止的，中子可能在碰撞中獲得能量而使其能量升高，稱為熱中子上散射效應(yīng)。此外，熱中子上散射截面及散射矩陣依賴于材料原子核間的相互作用，即散射核處于束縛狀態(tài)而不能自由反沖[21]。這種相互作用可在一些特定的輕核同位素中發(fā)生，如水中氫、聚乙烯中氫、鋯化氫中氫[22]。熱中子散射截面通?？煞譃橐韵氯糠郑?1) 相干彈性散射：對晶體重要，如石墨、鈹?shù)龋?2) 非彈性散射：包括相干散射和非相干散射，對所有物質(zhì)重要，用散射率S(α,β)表示；(3) 非相干彈性散射：對含氫的固態(tài)物質(zhì)重要，如ZrH、固態(tài)輕水等[19]。

熱中子上散射部分的處理如下：首先，以ENDF格式的ENDF/B-VI熱散射子庫評價文件為原始輸入文件；然后在核數(shù)據(jù)庫加工程序NJOY輸入文件中添加中子熱化處理THERMR卡片，該模塊可計算熱能區(qū)材料中的束縛散射或者自由氣體熱散射的散射矩陣，在THERMR卡片中填寫關(guān)于材料的溫度、散射的類型、主要原子的數(shù)量、反應(yīng)道、熱能區(qū)的上限溫度等；最后在 MATXSR模塊中添加熱散射“ntherm”反應(yīng)類型，生成的多群熱上散射修正的MATXS文件。

TRANSX是一種可將MATXS格式文件中的微觀截面提取并生成相應(yīng)宏觀截面的程序[22]。在填寫TRANSX卡片時，填寫發(fā)生熱散射的群數(shù)（即能量在截斷能量之下的群數(shù)）及每一群熱中子上散射的最大群數(shù)，并在相應(yīng)的元素后填寫特定反應(yīng)道所對應(yīng)的熱散射處理，如free、h2o等。

針對熱中子，TRANSX程序內(nèi)部采用的方法是刪去通常的將材料原子認(rèn)為是不動粒子的靜態(tài)彈性散射截面，并且加入在這個特定的能量范圍內(nèi)的熱散射截面。因此，對于散射矩陣，TRANSX在截斷能量以上及以下分別采用了靜態(tài)散射矩陣和熱散射矩陣。這種處理方法在截斷能量以上沒有考慮熱中子上散射效應(yīng)的影響[22]。熱散射主要發(fā)生在輕核材料中，而對于重核材料，可以將特定溫度下的原子近似為自由粒子。因此，核素的多群截面文件(MATXS文件)對于重核采用自由粒子的散射截面，而對于特定的輕核采用熱散射截面[22]。

制作的熱中子上散射核數(shù)據(jù)庫的元素文件及主要熱化參數(shù)如下：

(1) HinH2O（水中氫）；水中氫的熱散射通道號為222，原子數(shù)為2，選擇非彈性散射方式。

(2) DinD2O（重水中氘）；重水中氘的熱散射通道為228，原子數(shù)為2，選擇非彈性散射方式。

(3) C-nat（天然石墨）；石墨中碳的熱散射通道為229，原子數(shù)為1，彈性散射方式選擇graphite。

(4) Be-nat（天然鈹）；天然鈹中熱散射通道為231，原子數(shù)為1，彈性散射方式選擇beryllium。

對于其他核素均采用自由氣體散射模型修正。

3 基于臨界安全基準(zhǔn)例題的測試

為了驗證針對水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆的多群核數(shù)據(jù)庫的可靠性，本文采用包含輕水的鈾硝酸鹽溶液球、钚溶液球基準(zhǔn)實驗例題來進(jìn)行測試校驗。

3.1鈾硝酸鹽溶液球基準(zhǔn)例題臨界實驗

3.1.1 模型簡介

鈾溶液球的幾何截面如圖1所示，模型包括兩個區(qū)域，溶液球材料中包含輕水，因此會發(fā)生水中氫的熱中子上散射效應(yīng)，這個系統(tǒng)的keff實驗值為1.0，具體材料成分見文獻(xiàn)[17]。

圖1 鈾溶液球幾何Fig.1 Geometry of uranium solution ball.

3.1.2 熱中子上散射效應(yīng)對中子能譜的影響

中子通量按能量的分布即中子能譜，考慮熱中子上散射效應(yīng)對于中子能譜的影響如圖2所示。由圖2，在能量最低的幾群，考慮熱中子上散射效應(yīng)的中子通量小于不考慮熱中子上散射效應(yīng)的情況，這是因為熱中子上散射效應(yīng)使得低能群中子散射到較高能群，在同一群內(nèi)中子密度的降低引起了中子通量的降低。而在0.01-0.2 eV處考慮熱中子上散射效應(yīng)時的中子通量高于不考慮熱中子上散射效應(yīng)的情況，這是由于更低能量的中子散射入這一能量范圍內(nèi)的數(shù)量要多于散射出該范圍的中子。由此可見，熱中子散射現(xiàn)象在低能段時比較顯著，隨著能量升高，熱中子上散射效應(yīng)減弱。

圖2 熱中子上散射效應(yīng)與中子能譜的關(guān)系Fig.2 Relation with thermal up-scatter effect and neutron spectrum.

3.1.3 熱中子上散射效應(yīng)對keff的影響

測試該例題采用的計算程序為ANISN3.2a[23]，核數(shù)據(jù)庫為315群中子-42群光子耦合的HENDL3.0/FG細(xì)群核數(shù)據(jù)庫，其中，1H的多群截面考慮了H2O中H的熱中子上散射修正。鈾溶液球的基準(zhǔn)例題測試對比了熱中子上散射效應(yīng)對有效增殖因數(shù)(keff)的影響。keff的實驗值為1.0，不考慮熱上散射效應(yīng)情況下keff為1.02798，而考慮熱上散射效應(yīng)時keff的計算結(jié)果為0.99833。可知，不考慮熱上散射效應(yīng)的情況下計算值與實驗值的誤差在3%左右，這個誤差對于反應(yīng)堆keff來說是相當(dāng)大的?？紤]熱上散射的情況下，計算結(jié)果與實驗值的差距在5‰以下，這個差距屬于計算誤差可以接受的范圍。因此對于這個系統(tǒng)熱上散射效應(yīng)的修正必不可少，且該數(shù)據(jù)庫適用于這個系統(tǒng)。

考慮上述變化的原因，可以從keff的定義出發(fā)來解釋。keff的大小主要由裂變率和中子吸收率的比值決定，而歸一化的中子通量與宏觀裂變截面的乘積反映了裂變反應(yīng)率的大小，歸一化的中子通量與宏觀吸收截面的乘積反映了中子吸收率的大小。本文添加的熱中子上散射截面僅是TRANSX處理過程中，其主要截面并沒有變化。因此考慮熱上散射修正情況下熱能區(qū)中子能量升高造成中子能譜變化，而中子能譜的變化引起了裂變率與吸收反應(yīng)率的變化，最終導(dǎo)致了裂變反應(yīng)率與吸收反應(yīng)率的比值的變化。表1計算分析了總裂變率及總吸收率與熱上散射效應(yīng)的關(guān)系。

由表1，考慮熱中子上散射效應(yīng)時，裂變率與吸收率的比值減小，因此總效應(yīng)引起了keff的減小。

3.2钚溶液球基準(zhǔn)例題臨界實驗

3.2.1 模型簡介

钚溶液球為與鈾溶液球相似的分層球殼結(jié)構(gòu)，模型包括三個區(qū)域，該系統(tǒng)中同樣包含輕水，因此會發(fā)生水中氫的熱中子上散射效應(yīng)。這個系統(tǒng)的keff的實驗值為1.0，具體材料成分見文獻(xiàn)[17]。

3.2.2 熱中子上散射效應(yīng)對中子能譜的影響

根據(jù)ANISN的輸出結(jié)果，畫出中子能譜與熱中子上散射效應(yīng)的關(guān)系(圖3)，與圖2中鈾臨界球中子能譜具有類似的趨勢，原因同§3.1.2分析。熱中子上散射效應(yīng)在低能區(qū)時比較顯著，隨著能量升高，熱中子上散射效應(yīng)減弱，與理論預(yù)期相符。

圖3 熱中子上散射效應(yīng)與中子能譜的關(guān)系Fig.3 Relation with thermal up-scatter effect and neutron spectrum.

3.2.3 熱中子上散射效應(yīng)對keff的影響

測試了帶輕水屏蔽層的钚球臨界實驗在HENDL3.0/FG細(xì)群核數(shù)據(jù)庫下的keff，計算同樣分為考慮熱中子上散射效應(yīng)與不考慮熱中子上散射效應(yīng)兩種情況，不考慮熱中子上散射效應(yīng)的情況下計算結(jié)果為0.97649，而考慮熱中子上散射效應(yīng)的情況下keff為1.00067。在不考慮熱中子上散射效應(yīng)的情況下，計算值與實驗值的誤差在2%-3%，而在考慮熱中子上散射效應(yīng)時，計算值與實驗值的誤差在5‰以內(nèi)。因此水中氫的熱中子上散射效應(yīng)對于keff的影響是很大的，在實際的含輕水的反應(yīng)堆設(shè)計中必不可少，而該熱散射截面數(shù)據(jù)庫對于該系統(tǒng)是可靠的。差異的原因同§3.1.3分析，即熱中子上散射效應(yīng)造成了低能區(qū)的中子能譜的變化，而中子能譜的變化造成了決定keff大小的裂變率與吸收率比值的變化。表2表示出钚球總的裂變率及吸收率與熱中子上散射效應(yīng)的關(guān)系。

表2 裂變率及吸收率與熱中子上散射效應(yīng)的關(guān)系Table 2 Relation with the fission rate and the absorption rate on the thermal up-scatter.

考慮熱中子上散射效應(yīng)以后裂變率與吸收率比值增大，總效應(yīng)引起了keff增加。

4 在FDS-EM模型中的應(yīng)用分析

針對聚變-裂變混合堆細(xì)群核數(shù)據(jù)庫HENDL3.0/FG的適用范圍，采用次臨界系統(tǒng)的一維FDS-EM模型進(jìn)行綜合測試與分析。

4.1模型簡介

FDS-EM (Energy Multiplier)是由FDS團(tuán)隊提出基于現(xiàn)有的或者適當(dāng)外推的聚變技術(shù)和成熟的裂變壓水堆技術(shù)的聚變裂變混合發(fā)電堆[6-10]。FDS-EM一維簡化模型如圖4所示，對應(yīng)的具體幾何尺寸及材料模型的分層結(jié)構(gòu)如表3所示。本次測試考慮輕水冷卻慢化方案，計算物理量有系統(tǒng)的中子通量密度、keff、氚增殖率。

表3 FDS-EM模型分層結(jié)構(gòu)Table 3 Regional distribution of the FDS-EM model.

圖4 FDS-EM聚變裂變混合堆一維簡化模型Fig.4 One-dimensional simplified model of FDS-EM.

4.2熱中子上散射效應(yīng)對中子能譜的影響

中子通量密度的大小反映堆芯內(nèi)核反應(yīng)率的大小，同時也反映出堆的功率水平。研究熱中子上散射效應(yīng)對于FDS-EM系統(tǒng)中子通量密度的影響，可以計算出考慮熱中子上散射效應(yīng)以后系統(tǒng)的總中子通量密度由2.938×1011cm-2·s-1下降到2.186×1011cm-2·s-1。中子通量密度隨能量的變化與熱中子上散射效應(yīng)的關(guān)系，即熱中子上散射效應(yīng)與中子能譜的關(guān)系如圖5所示。由圖5可見，考慮熱中子上散射效應(yīng)時，能量最低的幾群中子通量密度降低特別明顯。這是因為熱中子上散射以后處于最低能群的幾群中子密度減少而導(dǎo)致中子通量密度降低，而能量稍高的中子能群因為有一部分更低能量中子散射進(jìn)入及一部分中子上散射到更高能量能群而離開達(dá)到相對平衡，因此總體效應(yīng)使得中子通量密度變化不大。

4.3熱中子上散射效應(yīng)對keff的影響

在綜合測試中，CLAM鋼和水柵元中存在水中氫的熱中子上散射效應(yīng)，碳層中存在石墨中碳的熱中子上散射效應(yīng)。這些均會對FDS-EM模型的有效增殖因數(shù)keff產(chǎn)生影響。在不考慮中子泄漏率的情況下，keff與系統(tǒng)的中子吸收率與裂變率的比值相關(guān)，計算系統(tǒng)總裂變率與總吸收率的關(guān)系見表4。

圖5 FDS-EM模型中熱中子上散射效應(yīng)與中子能譜的關(guān)系Fig.5 Relation with thermal up-scatter effect and neutron spectrum in FDS-EM model.

表4 裂變率及吸收率與熱中子上散射效應(yīng)的關(guān)系Table 4 Relation with the fission rate and the absorption rate on the thermal up-scatter.

可以看出，考慮熱中子上散射效應(yīng)后裂變率與吸收率的比值減小，因此keff會減小。keff受熱中子上散射效應(yīng)影響的大小與熱能區(qū)的中子密度及材料中會發(fā)生熱上散射效應(yīng)的水中氫及碳的含量有關(guān)。

用確定論程序ANISN計算得出不考慮熱中子上散射效應(yīng)時keff為0.96878，而考慮熱中子上散射效應(yīng)時keff的計算值為0.95599，keff的變化趨勢符合之前的預(yù)期?？梢杂嬎愠隹紤]熱中子上散射效應(yīng)對keff的影響量為1.28%左右，大于5‰的誤差允許量，在實際計算中是需要考慮的。keff受熱中子上散射效應(yīng)的影響很大的原因同§3.1.3分析?？紤]熱中子上散射效應(yīng)后系統(tǒng)keff減小，且輕水及碳含量越高，造成keff的減小越嚴(yán)重，這對于水冷慢化次臨界堆的概念設(shè)計具有一定的指導(dǎo)意義。

4.4熱中子上散射效應(yīng)對氚增殖率的影響

聚變反應(yīng)持續(xù)進(jìn)行需要實現(xiàn)氚自持，氚增殖率(Tritium breeding ratio, TBR)的定義是聚變放出一個中子可產(chǎn)生的氚的個數(shù)[22]?？紤]到氚的流失、衰變以及為其他堆提供啟動氚核的儲存氚量，一般情況下，認(rèn)為氚增殖率大于1.1是維持持續(xù)聚變反應(yīng)的條件[24]。在FDS-EM包層中可能發(fā)生的產(chǎn)氚反應(yīng)有以下兩個：

考慮熱中子上散射效應(yīng)時，熱能區(qū)的中子能量會增加，而系統(tǒng)的產(chǎn)氚宏觀截面在熱能區(qū)隨能量增加單調(diào)減小(圖6)。由TBR的定義可知，當(dāng)熱能區(qū)中子能量增加時，TBR會減小。

圖6 FDS-EM模型產(chǎn)氚宏觀截面隨能量的關(guān)系Fig.6 Relation between tritium macroscopic cross section and energy in FDS-EM model.

ANISN不能直接計算氚增殖率，需要計算各產(chǎn)氚區(qū)域中子通量密度與各群產(chǎn)氚宏觀截面的乘積，然后求和得到。計算出不考慮熱中子上散射效應(yīng)的情況下系統(tǒng)的TBR為2.474，而考慮熱中子上散射情況下系統(tǒng)的TBR為2.089?？梢钥闯?，當(dāng)考慮熱中子上散射效應(yīng)時，系統(tǒng)的氚增殖率減小，符合對于TBR變化趨勢的預(yù)期。計算結(jié)果表明，減小值達(dá)到15.6%時，熱中子上散射效應(yīng)對于該系統(tǒng)的TBR的影響不可忽略。因此為了保證足夠的氚增殖率，對于水冷慢化次臨界堆需要預(yù)留足夠大的氚增殖率才能保證熱中子上散射效應(yīng)后能維持氚自持，且當(dāng)慢化包層輕水含量增加時需要預(yù)留的量更大。

5 結(jié)語

本文針對熱中子上散射效應(yīng)的特點，制作了適合水冷慢化次臨界堆能譜特點的HENDL3.0/FG細(xì)群熱群核數(shù)據(jù)庫。經(jīng)過國際臨界安全手冊基準(zhǔn)例題的測試，鈾球和钚球臨界測試中可以看到考慮熱中子上散射效應(yīng)后計算結(jié)果與實驗值的差距均在5‰以內(nèi)，驗證了所添加熱中子庫的可靠性。熱中子上散射效應(yīng)對于keff的影響達(dá)到2000-3000。在FDS-EM水冷慢化包層中，熱中子上散射效應(yīng)對keff的影響達(dá)到1.32%，對TBR的影響達(dá)到15.6%，因此在水冷慢化聚變驅(qū)動次臨界堆中，熱中子上散射效應(yīng)的考慮必不可少，這在將來的聚變堆設(shè)計中有一定的指導(dǎo)作用。下一步將會針對更多的核素和實際的應(yīng)用情況，對數(shù)據(jù)庫進(jìn)行進(jìn)一步改進(jìn)和優(yōu)化。

致謝本工作得到中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所FDS 團(tuán)隊成員的指導(dǎo)幫助，在此向他們表示衷心的感謝。

1 吳宜燦, 邱勵儉. 聚變中子源驅(qū)動的次臨界清潔核能系統(tǒng)——聚變能技術(shù)的早期應(yīng)用途經(jīng)[J]. 核技術(shù), 2000, 23(8): 519-525

WU Yican, QIU Lijian. A fusion neutron source driven sub-critical clear nuclear energy system: a way of application of fusion energy technology[J]. Nuclear Techniques, 2000, 23(8): 519-525

2 Gao X L, Zu T J, Tian W X, et al. Thermal-hydraulic design of water-cooled pressure tube blanket for a fusion driven subcritical reactor[J]. Fusion Engineering and Design, 2013, 88(12): 3185-3193

3 Jiao H, Tian W X, Qiu S Z, et al. Numerical simulation and analysis of thermal-hydraulic characteristics of the first wall in dual-cooled waste transmutation blanket[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2011, 45(4): 421-425

4 彭先覺, 師學(xué)明. 核能與聚變裂變混合能源堆[J]. 物理, 2010, 39(6): 385-389

PENG Xianjue, SHI Xueming. Nuclear energy and fusion-fission hybrid reactor for pure energy production[J]. Physics, 2010, 39(6): 385-389

5 Li M S, Liu R, Shi X M, et al. The project of fusion-fission hybrid energy reactor in China[J]. Fusion Science and Technology, 2012, 61(1T): 195-199

6 Wu Y C, FDS Team. Conceptual design activities of FDS series fusion power plants in China[J]. Fusion Engineering and Design, 2006, 81(23-24): 2713-2718

7 Wu Y C. Progress in fusion-driven hybrid system studies in China[J]. Fusion Engineering and Design, 2002, 63-64: 73-80

8 Wu Y C. A fusion neutron source driven sub-critical nuclear energy system – a way for early application of fusion technology[J]. Plasma Science and Technology, 2001, 3(6): 1085-1092

9 蔣潔瓊, 王明煌, 陳忠, 等. 聚變裂變混合發(fā)電堆水冷包層中子學(xué)設(shè)計分析[J]. 核科學(xué)與工程, 2010, 30(1): 51-58

JIANG Jieqiong, WANG Minghuang, CHEN Zhong, et al. Neutronics design and analysis of water-cooled energy production blanket for a fusion-fission hybrid reactor[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2010, 30(1): 51-58

10 Wu Y C, Jiang J Q, Wang M H, et al. Re-evaluation of fusion-fission hybrid reactors for energy production[C]. Fuel Breeding and Waste Transmutation, Presented at the 3rdIAEA Technical Meeting on “First Generation of Fusion Power Plants Design and Technology”, IAEA HQ, Vienna, Austria, July 13-15 2009

11 Igitkhanov Y, Andreeva T, Beidler C D, et al. Status of HELIAS reactor studies[J]. Fusion Engineering and Design, 2006, 81(23-24): 2695-2702

12 Oikawa A, Kikuchi M, Seki Y, et al. Conceptual design of the steady-state tokamak reactor(SSTR)[C]. Presented at the 14thIEEE/NPSS Symp on Fusion Engineering, San Diego, CA, 1992

13 陳義學(xué)，陳朝斌，吳軍, 等. 基于ENDF/B-VII.0評價庫的多群參數(shù)庫MUSE1.0的開發(fā)與初步驗證[J]. 核動力工程, 2010, 31(2): 6-10, 15

CHEN Yixue, CHEN Chaobin, WU Jun, et al. Verification and validation of multi-group library MUSE1.0 created from ENDF/B-VII.0[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(2): 6-10, 15

14 曾勤, 鄒俊, 許德政, 等. 315中子/42光子耦合細(xì)群核數(shù)據(jù)庫HENDL3.0/FG研發(fā)[J]. 核科學(xué)與工程, 2011, 31(4): 360-364, 384

ZENG Qin, ZOU Jun, XU Dezheng, et al. Development of fine-group(315n/42γ) cross section library ENDL3.0/FG for fusion-fission hybrid systems[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2011, 31(4): 360-364, 384

15 許德政, 蔣潔瓊, 鄒俊, 等. 多用途核數(shù)據(jù)庫HENDL2.0/MG/MC的重核臨界基準(zhǔn)校驗[J]．核科學(xué)與工程, 2009, 29(1): 67-71

XU Dezheng, JIANG Jieqiong, ZOU Jun, et al. Integral numerical test of the hybrid evaluated nuclear data library HENDL2.0 for heavy nuclides[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2009, 29(1): 67-71

16 Jiang J Q, Xu D Z, Zheng S L, et al. Integral data test of HENDL2.0/MG with neutronics shielding experiments[C]. Presented in the 18thMeeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-XVIII), Dongguan, China, 2007

17 Briggs J B. International handbook of evaluated criticality safety benchmark experiments[R]. Organization for Economic Cooperation and Development, Nuclear Energy Agency, NEA/NSC/DOC(95)03/I-VII, September 2003

18 Forrest R A, Kopecky J, Sublet J C. The European activation file: EAF-2005 cross section library[M]. UKAEA Fusion Association, January 2005

19 MacFarlane R E, Muir D W. The NJOY nuclear data processing system version 91[R]. LA-12740-M, Los Alamos National Laboratory, 1994

20 Hanshaw H L, Haghighat A. Estimation of the effects of self-shielding on multigroup reactor vessel fluence calculations[C]. Transactions of the American Nuclear Society, 1994, 71: 386-388

21 葉春堂. 中國的熱中子散射工作現(xiàn)狀和展望[J]. 核技術(shù), 1993, 16(8): 505-510

YE Chuntang. Present condition and prospects of neutron scattering work in China[J]. Nuclear Techniques, 1993, 16(8): 505-510

22 MacFarlane R E. TRANSX2: a code for interfacing MATXS cross-section libraries to nuclear transport codes[R]. LA-12312, Los Alamos National Laboratory, 1993

23 Engle Jr W W. A user manual for ANISN: a one dimensional discrete ordinates transport code with anisotropic scattering[R]. K-1693, Neutron Physics Division, Oak Ridge National Laboratory, 1973

24 伊煒偉, 田東風(fēng). 聚變堆氚增殖層中子學(xué)分析[J]. 核科學(xué)與工程, 2006, 26(3): 283-288

YI Weiwei, TIAN Dongfeng. The neutronics analysis in breeder blanket of fusion reactor[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2006, 26(3): 283-288

CLCTL61

Development and preliminary application of thermal neutron cross-section data library for fusion driven subcritical reactor

SUN Mengping1,2ZOU Jun2WANG Fang2JIA Wei2HU Liqin1,2
1(University of Science and Technology of China, Hefei 230026, China)
2(Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, China)

Background:The energy spectrum of water-cooled fusion-driven subcritical system is very complex. It contains large numbers of high-energy neutrons and thermal neutrons. Therefore, conventional database of fission reactors or fast reactors is not appropriate.Purpose:In order to improve the accuracy of the neutronics analysis for subcritical systems with moderated water-cooled blanket, nuclear cross-section data for thermal scattering was developed based on HENDL3.0/FG fine group. Moreover, a conceptual design of fusion-fission hybrid reactor for energy production, named FDS-EM, was tested and analyzed using the database.Methods:The THERMR module of the general application database processing program NJOY was used in developing the library. Critical safety benchmark testing had been carried out to test the reliability of the library.Results:The effectiveness of the nuclear database was validated by the benchmark testing. The influence of thermal up-scatter on keff, TBR and neutron flux was predicted and verified in theoretical and calculational perspectives.Conclusion:The up-scatter effect is essential in water-cooled fusion-driven subcritical system and this database could be used in the design of future fusion-driven subcritical system.

Water-cooled fusion driven subcritical system, Thermal up-scatter effect, Fine group data library, Neutron flux, Effective multiplication factor (keff)

TL61

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.090604

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(No.XDA03040000)、國家自然科學(xué)基金(No.91026004)、中國科學(xué)院科技數(shù)據(jù)資源整合與共享工程項目

(No.XXH12504-1-09)、聚變核安全與輻射防護(hù)關(guān)鍵技術(shù)(No.2014GB112000)資助

孫夢萍，女，1991年出生，2012年畢業(yè)于中國科技大學(xué)，現(xiàn)為中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)碩士研究生，研究領(lǐng)域為應(yīng)用核數(shù)據(jù)庫

胡麗琴，E-mail: liqin.hu@fds.org.cn

2014-04-25，

2014-06-20