基于医院中子照射器I型堆的MCNP中子截面库研制

王立鹏，江新标，赵柱民，朱养妮，陈立新，周永茂

(1.西北核技术研究所，西安 710024;2.中国核工业集团中原对外工程有限公司，北京 100191)

1 前言

核反应参数在核工程领域有重要的作用，核素的中子截面对中子注量率分布和反应性等有很大影响。在MCNP程序[1]自带的中子截面库中，大多数核素只给出了常温下(293.6 K)的截面库，缺少与温度相关的中子截面数据;对于裂变核素，核数据库的精度将间接影响反应性温度系数计算的精度;MCNP/4B程序数据库大多是在20世纪80年代采用ENDF/B V.0或ENDF/B VI.0数据库加工而成的，数据陈旧，已经不能满足目前的工程需要。因此，需要重新制作MCNP多温度点中子截面库，以供特定反应堆的物理计算使用。

文章研究了医院中子照射器IHNI－1堆物理参数计算用的核数据库制备方法，基于最新的ENDF/B VII.0 和JENDL 4.0 库(参考)，采用NJOY 程序制作了IHNI－1堆MCNP温度相关的连续点截面数据库，并对结果进行了验证。

2 多温度点MCNP格式中子截面库制作

IHNI－1堆以30 kW功率运行时燃料最高温度为94.8℃，反应堆从启动到稳定运行堆芯温度变化达60～80℃，当发生弹棒等反应性引入事故时，堆芯燃料最高温度可达150℃，采用MCNP软件自带的冷态点截面数据库(绝大部分为293.6 K)计算IHNI－1热态物理参数，会给工程计算带来了一定的误差。因此有必要制作多温度点截面数据库，以供MCNP计算IHNI－1堆芯物理参数用。文章利用NJOY软件[2]制作了IHNI－1用多温度点MCNP格式截面库。

NJOY程序由一系列模块组成，制作连续能量点MCNP格式中子截面库具体包括:MODER模块，将原始的ENDF/B VI格式的数据库转化为二进制格式;RECONR模块，截面库的共振重造，重建误差设为0.001;BROADR模块，多普勒展宽，薄化误差设为0.001;HEATR模块，生成热以及原子位移损伤(displacements per atom，DPA)计算;GASPR模块，合成一个气体产额的反应道;UNRESR/PURR模块，不可分辨共振区处理，前者采用解析方法，即邦达连科方法，后者采用概率表方法，文章推荐使用PURR，它在ACE格式数据库的制作中被广泛使用，UNRESR主要用在多群数据库的制作;THERMR模块，热区散射处理，对于MCNP连续能量点中子截面库来说，采用自由气体模型;ACER模块，输出ACE格式数据库。NJOY程序数据流程如图1所示，ACER模块最后生成两个数据文件:一个是新制的MCNP中子截面库文件，放到MCNP截面库文件夹内;另一个是路径文件，用来添加到MCNP软件的索引文件XSDIR里面，以供MCNP程序计算时调用相应截面库。

图1 NJOY程序制作ACE格式中子截面库数据流程图Fig.1 Flow chart of ACE format data processing by NJOY code

3 温度相关中子截面库的验证

按图1所示流程，文章制作了多温度点的中子截面库。以裂变核素的中子截面库制作为例，为了验证截面库的正确性，首先把自制库与MCNP自带库进行比较，温度均为293.6 K，然后利用制作的截面库开展了相关基准题校核，同时分析了不同参数和不同评价库对计算结果的影响。

3.1 反应截面值比较

以235U和238U的辐射俘获截面数据为例，自制库与MCNP自带库截面值的比较结果如图2所示。可以看出两者的数据基本符合，在不可分辨共振区有极少数共振峰的截面值有偏差，但不影响整体的趋势，这是由于PURR模块中概率表的随机误差不会对计算结果产生很大影响。考虑到MCNP程序数据库制作比较早，文章采用的原始评价库为ENDF/B VI.8，从结果可以看出与 ENDF/B VI.2(.60c)差别不大，截面数据可靠、正确。另外还比较了其他反应道，从得到的结果来看，均符合较好。

图2 235U和238U(n，γ)反应截面数据自制库和MCNP标准库的对比图Fig.2 Comparison of self-making and MCNP standard library of235U and238U(n，γ)reaction

3.2 ICSBEP基准题验证

美国截面评价工作组对ENDF/B VI格式的数据库做了较全面的基准检验，文章主要基于2005年版的ICSBEP(International Criticality Safety Benchmark Evalution Project，国际临界安全基准评价工程手册)[3，4]中的部分基准装置进行了数值模拟。考虑到IHIN－1的堆芯设计，文章分别选择以高浓度UAl4合金和中低浓度UO2为燃料的不同富集度下的临界基准装置，以ENDF/B VII.0评价库制作的连续能量点中子截面库为基础，采用MCNP程序计算了基准装置模型的有效增殖因子keff。装置的能谱涵盖了快谱、中能谱、热谱，谱型分类的依据主要是以0.625 eV和100 keV两个能点为能量边界将整个能区分为3群，能谱特征用份额大于50%的群来表征，3群份额均小于50%的装置称为混合谱。235U和238U数据分别采用MCNP自带的“.60c”库(基于 ENDF/B VI.2)和基于 ENDF/B VII.0 评价库的自制库(以.70c标识)。keff的计算结果列于表1，可以看出自制库和MCNP原库的结果基本一致，而且比MCNP原库更接近ICSBEP中给出的实验评价值，说明了基于ENDF/B VII.0制作的ACE格式的截面库比MCNP自带截面库在反应堆计算中有更可靠的精度。其他核素的基准题分析与上述分析类似，结果表明自制库、原库和评价值keff计算结果基本一致，从而证明了文章所述自制库的正确性。

表1 235U和238U截面库的临界检验结果Table 1 Critical benchmark results for235Uand238U cross-section library

3.3 反应性多普勒系数基准题

为了分析所制作的核数据库对反应性温度系数的影响，采用一个简单的栅元几何模型做基准验证[5，6]，如图 3 所示，中心为 UO2燃料棒，包壳为锆合金，冷却剂和慢化剂为含硼水，轴向为无限长，慢化剂表面为全反射边界条件，燃料区的温度有600 K和900 K两种。首先用 NJOY制作了235U、238U、18O、natZr、1H和10B在600 K和900 K下的截面库(.71c/.72c)，然后通过计算燃料温度从600 K变为900 K所引起的反应性变化，即可得到该栅元的多普勒系数，计算公式为:，其中 δT为温度的变化，即300 K。计算的时候包壳和慢化剂的温度始终固定在600 K，温度相关中子截面库均采用最新的.71c库。该基准题包含5种不同富集度下的燃料多普勒温度系数，即0.711%、1.6%、2.4%、3.1%和 3.9%(质量分数)。使用MCNP程序进行计算，计算条件为10000个中子、100次循环，舍弃前 10次。对 MCNP自带库(.14c/.16c，ENDF/B VI.2)和自制库的差别进行对比，计算结果列于表2。可以看出，自带库与自制库的结果基本一致，但是和基准题的ENDF/B V库的计算结果差别比较大，而且数值明显比基准题小很多，这从反应堆安全角度考虑是不容忽视的，说明了核数据库的制作在反应堆设计中很重要。

图3 多普勒温度系数基准题模型描述Fig.3 Description of Doppler temperature coefficient benchmark

表2 燃料多普勒温度系数计算结果Table 2 Fuel Doppler temperature coefficient results

4 温度对数据库的影响

考虑到IHNI－1堆物理设计的需要，选定了从293.6 K到1000 K范围内的9个温度点进行数据库的制作，并分别对应9个库的名称，如表3所示。图4分别列出了235U和238U的温度比较图，由于温度主要影响截面的多普勒展宽效应，作用区域在共振区，因此图中主要截取了这一能量段的截面数值进行比较。由图4分析可知，235U和238U在不同温度下的截面值有一定的变化，共振峰的宽度随着温度的上升而增加，同时峰值截面也逐渐减小，导致中子通量密度的能谱变硬，共振吸收的中子数增加，逃脱共振俘获概率减小，堆芯反应性减小，从而保证反应堆的安全。

表3 温度与库名的关系Table 3 Temperature and name of library

5 不同核评价数据库的对比

ENDF系统包含两个核数据库:A库和B库，其中B库是评价过的，目前已发展到ENDF/B VII.0，ENDF/B VI.8是ENDF/B VI的最后一个版本，另外，国际上还有几个数据库采用ENDF格式，选取了最新公布的JENDL4.0与前两种库进行对比，图5是3个库的(n，γ)截面数据对比图，对于235U和238U，ENDF/B VI.8、ENDF/B VII.0 和 JENDL4.0 差别不大，只是在不可分辨共振区数据有些偏差。计算了不同数据库下的IHNI－1堆临界状态下的有效增殖因子:keff(ENDF/B VII.0)=0.99335 ±0.00031，keff(ENDF/B VI.2)=0.99106 ± 0.00031。可见，核评价数据库的选择对于反应堆的计算影响很大，基于最新的ENDF/B VII.0的计算结果更可靠。因此，文章以最新 ENDF/B VII.0和JENDL4.0(参考)库作为最终数据来源。

图4 核素235U和238U不同温度(n，γ)截面对比图Fig.4 Comparison of different temperatures of235U and238U(n，γ)cross-section

图5 235U和238U不同核数据库(n，γ)截面对比图Fig.5 Comparison of different libraries of235U and238U(n，γ)cross-section

6 结语

建立了利用NJOY程序制作MCNP多温度点中子截面库的方法，并对制作方法的验证进行了说明。制作方法的可靠性微观上从自制截面和MCNP自带截面的对比加以验证，宏观上通过基准题的检验加以验证。分析了NJOY程序在制作MCNP格式数据库中各类参数和不同原始评价库对最终结果的影响及其原因。基于最新的 ENDF/B VII.0库和JENDL4.0库，制作了全新的MCNP温度相关的数据库，为IHNI－1堆相关计算提供了可靠的数据来源。所制作的截面库在IHNI－1堆物理计算中得到了较好的应用。

[1] X M C Team.MCNP:A General Monte Carlo N-Particle Transport Code，Version 5，LA－UR－03－1987[M] .Los Alamos，New Mexico，USA:Los Alamos National Laboratory，2003.

[2] MacFarlane R E，Muir D W.The NJOY Nuclear Data Processing System，Version 91，LA－12740－M[M] .Los Alamos，New Mexico，USA:Los Alamos National Laboratory，1994.

[3] Blair J B，Michaei A T，Yolanda R，et al.International handbook of evaluated criticality safety benchmark experiments，NEA/NSC/DOC(95)03[R] .North Fremont:Nuclear Energy Agency，2006.

[4] Russell D，Mostell E R，Eisenhart D.Benchmark calculations for the Doppler coefficient of reactivity[J] .Nuclear Science and Engineering，1991，107:265 －271.

[5] 李松阳，王 侃，余纲林.MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证[J] .原子能科学技术，2009，43(5):385 －388.

[6] 陈朝斌，陈义学，胡泽华，等.基于ENDF/B VII.0核评价库的ACE格式参数制作与初步检验[J] .原子能科学技术，2009，43(9):834 －838.