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基于ENDF/B-VII.1庫的AHD1.0加工與基準(zhǔn)驗(yàn)證

2020-02-24 11:33:38唐海波張彬航袁顯寶張永紅
核技術(shù) 2020年2期
關(guān)鍵詞:核素手冊基準(zhǔn)

唐海波 張彬航 袁顯寶 張永紅

1(三峽大學(xué)機(jī)械與動力學(xué)院 宜昌 443002)

2(三峽大學(xué)水電機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)與維護(hù)湖北省重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室 宜昌 443002)

核數(shù)據(jù)庫是中子輸運(yùn)計(jì)算的基礎(chǔ)和先決條件,它為柵格程序提供了必要的核數(shù)據(jù)參數(shù)。MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)是由美國洛斯阿拉莫斯國家實(shí)驗(yàn)室(Los Alamos National Laboratory,LANL)基于蒙特卡羅(Monte Carlo,MC)方法而開發(fā)的用于計(jì)算復(fù)雜三維幾何結(jié)構(gòu)中光子、電子以及中子或耦合光子、電子和中子輸運(yùn)問題的計(jì)算程序。目前MCNP程序自帶核數(shù)據(jù)庫是基于ENDF/B-VII.0庫及以前版本評價(jià)庫加工的截面庫,ENDF/B系列數(shù)據(jù)庫中ENDF/B-VII.1[1-2]于2011年發(fā)布,目前最新版為ENDF/B-VIII.0,于2018年發(fā)布。ENDF/B-VII.1相對于以前的版本有了許多進(jìn)步和變化。變化最大的是入射中子庫,它包含423核素,增加了32個(gè)新的核素,減少了2個(gè)自然核素,共234個(gè)材料已在ENDF/B-VII.0基礎(chǔ)上得到更新。

NJOY[3-5]程序是目前應(yīng)用非常廣泛的核數(shù)據(jù)處理程序,可兼容ENDF/B系列的數(shù)據(jù),可為連續(xù)能量的蒙特卡羅程序MCNP提供接口數(shù)據(jù)文件。NJOY的模塊式設(shè)計(jì),可以根據(jù)需要選擇不同模塊,產(chǎn)生反應(yīng)堆堆芯計(jì)算中所需的所有數(shù)據(jù),用于不同的多群粒子輸運(yùn)程序的求解當(dāng)中,如中子通量、光子通量、屏蔽計(jì)算、臨界安全、實(shí)驗(yàn)裝置設(shè)計(jì)等的計(jì)算和設(shè)計(jì)。NJOY程序中的ACER模塊,能將經(jīng)過共振處理、中子熱處理等過程后的數(shù)據(jù)轉(zhuǎn)換為ACER格式的數(shù)據(jù),提供給MCNP程序的使用。

目前,反應(yīng)堆堆芯物理計(jì)算中的不確定性主要來源于方法的不確定性和核數(shù)據(jù)的不確定性。隨著計(jì)算方法的不斷完善,方法的不確定性逐漸降低,核數(shù)據(jù)的不確定性成為堆芯物理計(jì)算中不確定性的主要部分。核數(shù)據(jù)的不確定性主要是源于評價(jià)核數(shù)據(jù)及核數(shù)據(jù)加工過程。核數(shù)據(jù)加工過程相關(guān)參數(shù)的選取直接影響堆芯物理計(jì)算的精確度,謝明亮等[6]對核數(shù)據(jù)加工過程中的共振重構(gòu)模塊、多普勒展寬模塊的誤差限取值大小、不可分辨共振處理模塊中本底截面的設(shè)置等參數(shù)進(jìn)行了較為詳細(xì)的研究。

新型反應(yīng)堆與傳統(tǒng)反應(yīng)堆有較大的區(qū)別,主要表現(xiàn)在:在燃料、冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料等材料方面;燃料循環(huán)方面除有鈾钚循環(huán)外,還存在釷鈾循環(huán);另外,深燃耗帶來的次錒系核的影響,長壽期帶來的結(jié)構(gòu)材料的中子輻照等。為滿足新型反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)與研究需要,本文基于ENDF/B-VII.1庫,采用NJOY程序加工了AHD1.0庫,并從國際臨界核安全手冊(International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project,ICSBEP[7])中選取了部分基準(zhǔn)裝置,完成了對核數(shù)據(jù)較為全面的初步驗(yàn)證。

1 AHD1.0庫制作

AHD1.0主要針對蒙特卡羅程序模擬計(jì)算使用,格式為ACE格式,評價(jià)庫來源于ENDF/B-VII.1評價(jià)核數(shù)據(jù)庫,采用美國Los Alamos國家實(shí)驗(yàn)室開發(fā)的NJOY加工。在采用NJOY制作連續(xù)截面庫時(shí),用到的功能模塊有:MODER模塊,將評價(jià)庫中十進(jìn)制數(shù)據(jù)轉(zhuǎn)換為二進(jìn)制數(shù)據(jù);RECONR模塊,把評價(jià)庫中用于描述共振區(qū)截面的函數(shù)還原為截面數(shù)據(jù);BROADR模塊,根據(jù)不同的溫度進(jìn)行多譜勒展寬處理;GASPR模塊,合成氣體產(chǎn)生反應(yīng)道;HEATR模塊,產(chǎn)生熱及輻照損傷計(jì)算;PURR模塊,不可分辨共振處理,產(chǎn)生用于共振計(jì)算的積分表;ACER模塊,生成ACE格式的數(shù)據(jù)。數(shù)據(jù)加工流程如圖1所示。

圖1 AHD1.0加工流程Fig.1 Processing sequence ofAHD1.0

加工的核素包括燃料、慢化劑、冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料、控制棒材料中的核素,加工過程中重構(gòu)誤差取0.1%,最大重構(gòu)誤差取0.3%[6-7];為滿足各種不同工況下的計(jì)算與分析的需求,對所有核素加工了在293.6 K、600 K、900 K、1 200 K、1 500 K溫度下的截面數(shù)據(jù);為了便于共振計(jì)算,為所有共振核提供了共振積分表;本底截面從無限稀釋到1 b,根據(jù)不同核素共振計(jì)算的需求不同選取了6~10組不等組數(shù)的本底截面;對含H、D、C、Be等重要慢化劑材料采用相應(yīng)物質(zhì)模型進(jìn)行了熱散射處理,其它核素采用自由氣體模型;輻照損傷截面數(shù)據(jù)添加了反應(yīng)道為443、444的截面數(shù)據(jù)。

2 臨界安全基準(zhǔn)檢驗(yàn)

基準(zhǔn)裝置驗(yàn)證是數(shù)據(jù)檢驗(yàn)中最主要的部分,本工作中,從ICSBEP手冊中分別選取了23組高濃鈾、16組中濃鈾和20組低濃鈾的基準(zhǔn)題,如表1所示,對AHD1.0進(jìn)行了臨界安全基準(zhǔn)驗(yàn)證。表1中,HMF表示HEU-MET-FAST,即高濃鈾、金屬燃料、快譜基準(zhǔn)裝置;IMF表示IEU-MET-FAST,即中濃鈾、金屬燃料、快譜基準(zhǔn)裝置;ICI表示IEU-COMPINTER,即中濃鈾、混合燃料、中間能譜基準(zhǔn)裝置;ICT表示IEU-COMP-THERM,即中濃鈾、混合燃料、熱譜基準(zhǔn)裝置;LCT表示LEU-COMP-THERM,即低濃鈾、混合燃料、熱譜基準(zhǔn)裝置。為了便于與ICSBEP手冊中提供的計(jì)算值比較,本文提供MCNP計(jì)算值所用輸入文件與手冊中完全一致。

2.1 高濃鈾臨界安全基準(zhǔn)驗(yàn)證

臨界安全基準(zhǔn)裝置實(shí)驗(yàn)值與計(jì)算值如圖2所示,其中,EXP 組為實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù),MCNP(B5)組為ICSBEP手冊中提供的計(jì)算值,采用MCNP程序調(diào)用基于ENDF/B-V庫加工的連續(xù)截面數(shù)據(jù)庫計(jì)算值,MCNP(B7.1)組是采用MCNP程序調(diào)用AHD1.0的計(jì)算值。

圖2 高濃鈾基準(zhǔn)裝置計(jì)算結(jié)果Fig.2 Calculation results for high enrichment uranium benchmark

表1 臨界安全基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)裝置Table 1 Criticality safety benchmark experiments

由圖2表明,采用AHD1.0庫進(jìn)行高濃鈾臨界安全基準(zhǔn)驗(yàn)證時(shí),與實(shí)驗(yàn)結(jié)果吻合較好,誤差在0.5%以內(nèi),相比ICSBEP手冊中提供的計(jì)算結(jié)果得到進(jìn)一步的改善,能滿足核設(shè)計(jì)對核數(shù)據(jù)精確度的要求。計(jì)算結(jié)果中有少數(shù)幾組數(shù)據(jù)與實(shí)驗(yàn)結(jié)果有較大的誤差,在HMF3-11中,ICSBEP手冊中提供的計(jì)算結(jié)果與AHD1.0庫計(jì)算結(jié)果非常接近,但計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)值之間誤差約600 pcm,該模型內(nèi)層為均勻燃料球外層以鎢(182W、183W、184W、186W,在該實(shí)驗(yàn)中,180W當(dāng)成182W處理,即182W的含量包含180W和182W)作為反射層?;鶞?zhǔn)實(shí)驗(yàn)中,HMF3-8、HMF3-9、HMF3-10和HMF3-11為材料完全一致、模型尺寸逐一增大的基準(zhǔn)裝置,其中前三組計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值符合較好,第四組計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值出現(xiàn)了較大誤差,主要是由于鎢元素具有較大的不確定性,該不確定性表現(xiàn)為不同幾何模型或不同數(shù)據(jù)庫的計(jì)算結(jié)果與基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)裝置實(shí)驗(yàn)值之間的差異較大。在HMF19球殼模型和均勻模型中,計(jì)算值比實(shí)驗(yàn)值大500 pcm以上,該誤差的產(chǎn)生除了有鎢元素的影響外,鐵元素也有較大影響,該模型中含有大量的鐵元素,而采用不同評價(jià)庫加工的截面數(shù)據(jù)庫對計(jì)算結(jié)果也有較大影響[8-9]。另外,在均勻模型中,ICSBEP手冊中提供的計(jì)算值與本工作所加工數(shù)據(jù)計(jì)算結(jié)果也有較大差異,是由于ICSBEP手冊中所采用的鐵元素采用的是自然元素,在ENDF/B-VII.1評價(jià)庫中的鐵包含54Fe、56Fe、57Fe、58Fe。在該部分的基準(zhǔn)驗(yàn)證中,基準(zhǔn)模型結(jié)構(gòu)與材料成分簡單,可以認(rèn)為引起的計(jì)算誤差來自于截面數(shù)據(jù)的加工過程中輸入?yún)?shù)的不確定性及評價(jià)數(shù)據(jù)的來源[10](基準(zhǔn)手冊中MCNP程序采用的評價(jià)核數(shù)據(jù)庫是ENDF/B-V庫,而AHD1.0庫采用的評價(jià)核數(shù)據(jù)庫是ENDF/B-VII.1庫)。

2.2 中濃鈾臨界安全基準(zhǔn)驗(yàn)證

如表1所示,ICSBEP基準(zhǔn)題中包含有16組中濃鈾臨界安全基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)裝置,燃料富集度在10%~40%之間,對反應(yīng)堆中常見核素進(jìn)行了檢驗(yàn)。臨界安全基準(zhǔn)裝置實(shí)驗(yàn)值與計(jì)算值如圖3所示,各組數(shù)據(jù)同圖2。

圖3表明:采用AHD1.0庫進(jìn)行臨界基準(zhǔn)驗(yàn)證時(shí),與實(shí)驗(yàn)結(jié)果符合較好,誤差基本保持在0.5%以內(nèi),相比ICSBEP手冊中提供的計(jì)算結(jié)果得到進(jìn)一步的改善,能滿足核設(shè)計(jì)對核數(shù)據(jù)精確度的要求。但在IMF4、IMF9中,計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值存在一定的偏差,其中,IMF4和IMF9的計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值之間誤差約1 000 pcm,該兩組實(shí)驗(yàn)分別為石墨反射層氧化鈾組件和聚乙烯反射層氧化鈾組件,在該兩組實(shí)驗(yàn)的氧化鈾燃料中混有一定量的鐵和鎢兩種元素,具體原因如§2.1中高濃鈾臨界安全基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)中所述。而在IMF9基準(zhǔn)題中,計(jì)算值之間存在有400 pcm的誤差,該誤差是由于鐵元素評價(jià)數(shù)據(jù)庫的影響。

圖3 中濃鈾基準(zhǔn)裝置計(jì)算結(jié)果Fig.3 Calculation results for intermediate enrichment uranium benchmark

2.3 低濃鈾臨界安全基準(zhǔn)驗(yàn)證

如表1所示,ICSBEP基準(zhǔn)題中包含有20組低濃鈾臨界安全基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)裝置,燃料富集度在10%以內(nèi),對反應(yīng)堆中常見核素進(jìn)行了檢驗(yàn)。低濃鈾臨界安全基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)值與計(jì)算值如圖4所示,各組數(shù)據(jù)同圖2。

圖4計(jì)算結(jié)果表明,基于AHD1.0庫進(jìn)行臨界基準(zhǔn)驗(yàn)證時(shí),大部分基準(zhǔn)裝置的計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值符合較好,誤差在0.5%以內(nèi),相比ICSBEP手冊中提供的計(jì)算結(jié)果得到進(jìn)一步的改善,能滿足核設(shè)計(jì)對核數(shù)據(jù)精確度的要求。計(jì)算結(jié)果中存在有少數(shù)幾組數(shù)據(jù)與實(shí)驗(yàn)結(jié)果有較大的誤差,在LCT3、LCT4及LCT12系列臨界安全基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)中,兩組計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值之間都存在有較大的誤差,其中最大誤差在LCT3-10及 LCT4-16中達(dá)到2 000 pcm,另外,在LCT3、LCT4、LCT12系列中,計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值相比普遍偏?。?1],主要原因是在這幾組實(shí)驗(yàn)的慢化劑水中加入了少量的吸收材料Gd元素,而在含Gd元素的低濃鈾熱譜臨界實(shí)驗(yàn)中,采用ENDF/B-VII.1、JENDL-4.0及JEFF-3.1.1等評價(jià)庫的計(jì)算結(jié)果平均比實(shí)驗(yàn)值小500 pcm[8],因此,導(dǎo)致計(jì)算降低的主要原因可能來源于Gd元素的影響。另外,235U、238U的裂變截面、吸收截面、彈散截面以及作為慢化劑材料的石墨的散射截面等數(shù)據(jù)對keff也有一定的不確定性[12]。

圖4 低濃鈾基準(zhǔn)裝置計(jì)算結(jié)果Fig.4 Calculation results for low enrichment uranium benchmark

3 結(jié)語

本文基于ENDF/B-VII.1評價(jià)庫,采用NJOY制作了可用于MCNP程序的AHD1.0庫,并從ICSBEP中選取了部分高富集度、中間富集度及低富集度燃料的臨界基準(zhǔn)裝置,采用MCNP程序進(jìn)行了初步臨界基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證,通過計(jì)算結(jié)果發(fā)現(xiàn),該工作中所完成的核數(shù)據(jù)庫相對于目前已有的ACE格式數(shù)據(jù)庫具有較高的準(zhǔn)確度,與實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)符合度更高,滿足核設(shè)計(jì)中對核數(shù)據(jù)計(jì)算精度的要求。該驗(yàn)證結(jié)果也表明,在核數(shù)據(jù)制作工作中,所選取的輸入?yún)?shù)、處理方法正確,可作為后續(xù)工作的參考。

在含有微量W、Fe、Gd等吸收材料、結(jié)構(gòu)材料的基準(zhǔn)檢驗(yàn)中,計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值之間有較大的偏差,含有這些元素的基準(zhǔn)裝置的計(jì)算中都具有較大的不確定性,這些不確定性因素來源于核素的缺失(如180W)或評價(jià)數(shù)據(jù)庫(如Fe,不同評價(jià)庫的計(jì)算結(jié)果有較大差異),還需要進(jìn)一步的驗(yàn)證工作。

由于該數(shù)據(jù)庫目前只完成了初步的檢驗(yàn)工作,在正式投入使用前,還需要作大量的基準(zhǔn)題校驗(yàn),與連續(xù)能量程序計(jì)算結(jié)果及實(shí)驗(yàn)值直接進(jìn)行比較,以進(jìn)一步驗(yàn)證其正確性、可靠性和適用性。

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