高能点状核数据库HENDL－ADS／MC研发与测试

陈 冲，邹 俊，许德政，曾 勤，王明煌，FDS团队

（1.中国科学技术大学，安徽 合肥 230027；2.中国科学院核能安全技术研究所，安徽 合肥230031）

裂变核电站产生的大量乏燃料和长寿命高放废物的管理与处置，一直是社会和公众关注的焦点。如何实现废物最少化，最大限度地减少核电站运行产生的高放废物量及其放射毒性，并将高放废物安全处置，是关系到核能可持续发展的关键问题之一。科学研究表明加速器驱动次临界[1－3］系统（ADS，Accelerator Driven sub－critical System）采用加速器加速质子轰击重金属散裂靶，通过散裂反应产生的中子来驱动裂变包层发生核反应，可以达到嬗变核废料、增殖核燃料并产生能量的目的。

ADS次临界堆的设计与研究必然会涉及次临界包层的中子学计算与分析工作，而中子学的计算分析工作必不可少的条件之一就是要具备比较可靠的并被计算程序识读的工作核数据库。

在ADS系统中，源中子为高能散裂中子源，中子的能量可以达到上百MeV甚至GeV，而在裂变包层内，在散裂中子和裂变中子的综合作用下，中子能谱跨度可以从10－5eV到GeV，中子能量跨度巨大。而目前国内外发展的大多数工作核数据库的最高能量上限为20MeV。如果在ADS核设计研究中，忽略20MeV以上中子反应的影响，将会给核设计与分析带来一定偏差。

为了满足ADS反应堆核设计与分析的需求，本文在对ADS次临界系统能谱特点分析的基础上，结合 HENDL[4－7］系列数据库的开发经验，设计并制作了适用于ADS核设计分析的数据库 HENDL－ADS／MC，并采用一系列基准实验例题对该核数据库进行了校核以检验数据库的准确性与可用性。

1 HENDL－ADS／MC设计与制作

点状输运截面库 HENDL－ADS／MC适用于MCNP5以及MCNPX等蒙卡程序针对高能中子输运的计算。制作HENDL－ADS／MC点状库的评价库 文件主要来自 FENDL－3.0[8］、ENDF／B－VII[9－10］以及 TENDL2009[11］评价源，另 有 部 分 核 素 来 自 TENDL2010[12］、JEFF－3.1.1[13］以及JENDL－4.0[14］等评价源。

HENDL－ADS／MC考虑核素共计408个，其中包括结构材料Cr、Mn、Fe、W、Pb等，锕系核素中的Th、U、Np、Pu、Am、Cm等的常见同位素以及它们相应的裂变产物核素。对于结构材料和裂变产物其中子能量可达150MeV或200MeV，对于重核其中子能量可以达到30MeV或60MeV。对于所有核素制作了300K下的点状截面，同时考虑主要裂变产物、锕系核素在反应堆的实际运行稳定，制作了这些核素在500K、600K、700K、800K、900K、1 200K、1 500K以及2 100K 下的截面数据。

2 基准实验例题测试

2.1 重核测试

对于HENDL－ADS／MC核数据库中的锕系重核，采用欧洲经济合作与发展组织OECD（Organization for Economic Cooperation and Development）2003年9月颁布的《国际临界安全基准实验评价手册》[15］中的12个临界球基准实验例题进行测试。

本测试采用FDS自主研发的大型集成中子学计算分析系统 VisualBUS[16－21］进行计算，为了更好的进行比较，除了与实验数据值进行比对之外，另外与MCNP自带数据库的计算结果也进行比对，以作参考。计算结果比对中，使用反应堆工程设计中通常采用的可接受误差范围（keff相对误差小于0.5%）作为测试标准。

表1给出了12个临界例题测试的结果。结果显示，一方面，所测试的核素包括U、Pu、Np、Am、Cm等多种常用裂变核素，基本涵盖了核设计与分析中需要用到的重要裂变核素，另一方面，从测试的结果值来看，均与实验值吻合较好，误差大都小于0.5%（除了PU－METFAST－035铅反射层的239Pu临界球实验例题，误差为0.532%）。

表1 重核测试结果（临界例题）Table1 The test results of heavy nuclei（critical example）

2.2 轻核测试

轻核中子截面校核积分实验例题来自俄罗斯联邦的高能物理研究所和日本大阪大学[22］进行的一系列的球壳中子积分泄漏率实验，这些实验均是在14MeV中子源辐照条件下进行的。

使用 VisualBUS系统对 HENDL－ADS／MC中的 Be、Al、Si、Ti、V、Cr、Fe、Co、Cu、Zr、Nb、Mo、W和Pb进行数值模拟。从中子泄漏率分段积分数值进行评价，比较 HENDLADS／MC计算结果与MCNP自带数据库的计算结果。校核例题的几何尺寸及材料信息见参考文献[5］，测试结果详见表2。

表2 轻核中子泄漏率计算结果Table2 The calculation results of light nuclei neutron leakage rate

续表

通过表2可以看出：Be、Cu、Co的中子泄漏率虽然部分能量段的值与实验值有较大差别但与MCNP自带数据库的偏差在5%以内；Zr各个能段所计算的结果虽然与实验值偏差较大，但比MCNP自带数据库的计算结果更加接近实验值；W、Pb的同位素在MCNP自带数据库里截面不全，虽然计算值与实验值在个别能量段有所偏差，但它们总的中子泄漏率均在可接受范围内；其他大部分核素较MCNP自带数据库的中子泄漏率均有所改善。

27Al各能量段中中子泄漏率均与实验值有较大差别有的甚至超过20%，下一步需要对此核素进行进一步充分的测试与分析。

2.3 高能屏蔽测试

为了验证HENDL－ADS／MC核数据库高能数据截面的准确性，采用日本大阪大学运用AVF回旋加速器进行的一系列的高能屏蔽实验的实验数据与VisualBUS模拟值进行比较。

该实验[23］是在日本大阪大学的AVF回旋加速器上进行，采用高能质子束轰击铜靶来产生高能中子，轰击铁板、铅板、石墨以及混凝土屏蔽层。质子在AVF回旋加速器中加速至65MeV，轰击厚度为1cm的铜靶，通过散裂反应在靶的另一面可产生能量高达65MeV的中子。这些中子通过一个直径为7.5cm长度为50cm的准直器进入屏蔽实验体。屏蔽层放置到距离瞄准仪出口5～7cm的位置。次级中子通过屏蔽层后被直径为7.6cm长度为7.6cm的NE－213闪烁体探测器所探测到，其装置见图1。模拟采用的中子源来自无屏蔽情况下，探测器放置在距离靶538cm的位置所测量的中子能谱（最高能量64MeV，详细数据见参考文献[23］）。

图1 屏蔽层中子测试装置简图Fig.1 Model of shielding test device

模拟（图2～图5）图中实方形为实验数值，菱形为Los Alamos国家实验室高能LA150[24］数据库（中子能量可达150MeV），HENDL－ADS／MC采用十字符号以便与以上数据进行区分，后面的数字为屏蔽层的厚度其单位为厘米。从模拟来看HENDL－ADS／MC与LA150数据库所计算的结果几乎是平行，有的甚至重合，部分数据 HENDL－ADS／MC较LA150更接近实验值，这说明HENDL－ADS／MC是可信赖的；HENDL－ADS／MC模拟的值与实验值

有所差别，在屏蔽材料较薄时，模拟值与实验值偏差较小，但是随着材料的厚度增加，高能中子在屏蔽材料中的输运过程中发生的碰撞次数及反应次数会大大增加，也造成了模拟值与实验值的误差积累的增大。

表3 屏蔽层尺度Table3 Geometry for shielded model

表4 屏蔽层具体核子密度分布Table4 Nuclei density distribution for shielded model

图2 中子穿透石墨屏蔽层能谱Fig.2 Neutron spectrum through graphite shields

图3 中子穿透铁屏蔽层能谱Fig.3 Neutron spectrum through iron shields

图4 中子穿透铅屏蔽层能谱Fig.4 Neutron transmission spectrum through lead shields

图5 中子穿透水泥屏蔽层能谱Fig.5 Neutron spectrum through concrete shields

3 总结

本论文针对ADS具有的中子能量跨度大的特点，设计并制作了适用于高能中子输运HENDL－ADS／MC点状数据库，并经过国际临界安全手册及积分屏蔽实验等基准测试例题的测试以及与高能屏蔽实验的对比，验证了该数据库的可用性与准确性。下一步将会针对ADS核设计分析展开更多的应用分析。

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