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氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响 被引量：1
1
作者 张志成 胡继峰 +1 位作者 陈金根 蔡翔舟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第7期118-124,共7页
氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆... 氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_(eff)、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明:考虑FLiBe熔盐热散射效应,堆芯中子能谱变硬,导致~(235)U裂变反应率和k_(eff)变小,燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10~(-5) K~(-1),而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时,FLiBe熔盐热散射效应导致~(235)U裂变率减少的变化量降低,k_(eff)的下降幅度从9.2×10~(-4)变为2×10~(-4)。因此,熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。 展开更多
关键词 熔盐堆 氟锂铍熔盐 热中子散射截面 有效增殖因数
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第一性原理在热中子散射截面计算中的应用
2
作者 王立鹏 张信一 +2 位作者 姜夺玉 胡田亮 曹璐 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2023年第4期643-650,共8页
第一性原理被应用在核工程领域关注的热中子散射材料的热中子截面计算中。本工作以Al和Bi金属的热中子截面制作为例,分别基于第一性原理冷冻声子法和密度泛函微扰法,采用VASP结合PHONONY程序计算了它们的声子色散关系和声子态密度。基于... 第一性原理被应用在核工程领域关注的热中子散射材料的热中子截面计算中。本工作以Al和Bi金属的热中子截面制作为例,分别基于第一性原理冷冻声子法和密度泛函微扰法,采用VASP结合PHONONY程序计算了它们的声子色散关系和声子态密度。基于NJOY程序,在LEAPR中添加Bi相干散射处理,制作了Al和Bi的热中子散射截面库。结果表明:对于Al,相较于冷冻声子法,密度泛函微扰理论的声子态密度得到的热中子散射截面与ENDF8.0符合更好,对于Bi,采用密度泛函微扰法消除了冷冻声子法的虚频现象,得到的热中子散射结果与实验值符合较好。本工作从探索材料内部特征机理的角度提出了一种更基础、更有预见性的制作热中子截面的方法,为研究新型反应堆的核材料热化机理奠定了理论基础。 展开更多
关键词 第一性原理 声子态密度 热中子散射截面 核数据制作
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氮化铀热中子截面的第一性原理计算 被引量：1
3
作者 王立鹏 江新标 +1 位作者 吴宏春 樊慧庆 《物理学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2018年第20期290-297,共8页
氮化铀(UN)因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以... 氮化铀(UN)因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以此为积分得到UN的定容比热容,并基于新制作的声子态密度,采用核截面处理程序NJOY/LEAPR,利用热中子散射理论,得到UN的S(α,β)数据,进而研究UN的热中子散射截面,并与传统压水堆的二氧化铀(UO_2)进行对比.结果表明:优化的晶格参数与数据库符合较好,UN声子态密度的声子项和光子项较UO_2的分隔更加明显,定容比热容计算结果与实验值一致,基于该声子态密度计算得到的UN中238U的非弹性散射和弹性散射截面比相同温度下UO_2中～(238)U小,UN中N仅考虑了非相干散射部分,随着温度升高,UN弹性散射截面变小,非弹性散射变大,并在高能段趋于自由核散射截面.本文的研究结果填补了UN热中子截面数据的缺失,为下一步系统研究UN燃料在轻水堆中的中子学性能奠定了基础. 展开更多
关键词 氮化铀 第一性原理 声子谱 热中子散射截面
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不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析 被引量：1
4
作者 秦凯文 杨波 +3 位作者 刘豪杰 钱云琛 王子鸣 刘义保 《科学技术与工程》 北大核心 2023年第3期1063-1068,共6页
核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CE... 核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明:采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善。因此,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。 展开更多
关键词 ENDF/B-VIII.0核数据库 临界计算 热中子散射截面数据S(α β) MCNP6.1
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ENDF/B-VIII.β与ENDF/B-VII.1中水的热中子散射截面数据对比分析
5
作者 李志峰 蔡杰进 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期335-338,共4页
以常见的慢化剂材料轻水为例,分析了ENDF/B评价库中两个版本ENDF/B-VIII.β与之前ENDF/BVII.1中热中子散射截面数据的差异。由于ENDF/B-VIII.β与ENDF/B-VII.1等两个版本中热中子散射截面的温度不尽相同,为定量分析同一温度下二者的差异... 以常见的慢化剂材料轻水为例,分析了ENDF/B评价库中两个版本ENDF/B-VIII.β与之前ENDF/BVII.1中热中子散射截面数据的差异。由于ENDF/B-VIII.β与ENDF/B-VII.1等两个版本中热中子散射截面的温度不尽相同,为定量分析同一温度下二者的差异,通过插值方法得到了任意温度下的热中子散射截面数据。对比发现,二者在同一温度下的热中子散射数据存在差异。相对于ENDF/B-VII.1评价库版本而言,基于ENDF/B-VIII.β评价库版本加工得到的束缚在水中的氢的热中子散射截面与ENDF/B-VII.1存在较为明显的差异,两个版本给出的低温情况下的中子与靶核碰撞后的平均散射角余弦在热区的低能段出现极小的负值。此外,当温度高于室温时,在热区的低能段ENDF/B-VIII.β给出的平均次级中子能量要稍大于ENDF/B-VII.1给出平均次级中子能量。 展开更多
关键词 ENDF/B-VIII.β版本 非弹性热中子散射截面 平均散射角余弦 次级中子能谱
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