聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

孙梦萍 邹 俊 王 芳 贾 伟 胡丽琴

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

孙梦萍1,2邹 俊2王 芳2贾 伟2胡丽琴1,2

1（中国科学技术大学 合肥 230026）
2（中国科学院核能安全技术研究所 合肥 230031）

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度，在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG (Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上，本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY，设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核，验证了数据的可靠性与正确性。同时，采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析，分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。

水冷慢化聚变驱动次临界堆，热中子上散射效应，细群核数据库，中子通量密度，有效增殖因数(keff)

聚变驱动次临界核能系统是聚变能技术的早期应用途径[1]，轻水作为一种理想的中子慢化材料已被广泛应用于包层的概念设计之中。目前，国内外开展了大量关于水冷慢化聚变驱动次临界堆的研究：如西安交通大学的水冷压力管式能量增殖包层(Water-cooled Pressure Tube Energy Production Blanket, WPTE)[2]、双冷嬗变包层(Dual-cooled Waste Transmutation Blanket, DWTB)[3]；中国工程物理研究院的聚变裂变混合能源堆(Fusion-fission Hybrid Energy Reactor, FFHER)[4-5]；中国科学院核能安全技术研究所的FDS-EM[6-10]；德国马克斯普朗克等离子物理研究所的螺旋仿星器(The helical advanced stellarator (Helias) reactor, HSR)[11]；日本原子能机构的水冷混合堆(Steady-state tokamak reactor, SSTR)[12]等。然而，水冷慢化聚变驱动次临界堆的能谱复杂，既有大量高能中子，又有大量热中子，因此常规裂变堆或快堆的核数据库均不能单独使用，而需二者结合才行。

本文针对水冷慢化聚变驱动次临界堆的热中子上散射问题开展相关的研究工作，使经过处理的核数据库能够适用于这种堆型的设计和分析。目前已有的热堆研究中，热中子上散射效应对于超临界水堆HMT1模型有效增殖因数(keff)的影响可以达到14%，中子通量统计中，最后一群中子通量比附近能群中子通量高出一个量级以上[13]。因此对含有大量热中子的热堆系统必须考虑热中子上散射效应。

本文基于HENDL-3.0/FG[14-16]次临界堆细群核数据库，结合热中子反应堆、水冷慢化聚变驱动次临界堆的物理特点，设计并制作了添加热中子上散射效应修正的多群核数据库。同时采用《国际临界安全基准评价实验手册》[17]中的临界安全例题对添加修正的多群核数据库进行了测试与分析，并将测试结果与实验值相比较，验证了添加热中子上散射修正的多群数据库的正确性与可靠性，从而验证了上述修正方法的有效性。最后对FDS-EM水冷包层模型进行了热中子上散射效应影响的预测，并进一步验证了该效应对水冷慢化聚变驱动次临界堆的可能影响。

1 HENDL3.0/FG简介

HENDL3.0/FG细群核数据库是针对含热裂变包层的聚变-裂变混合堆核分析需求设计研发的315群中子-42群光子耦合细群核数据库。中子能群结构采用TRIPOLI-315[18]的能群结构，光子能群结构采用Vitamin-J[19]的42群结构。针对次临界堆在反应截面变化明显的热能区以及超热中子区，核数据库能群结构采用细分方式。对于能量共振自屏效应，采用Bendarenko[20]方法对不可分辨共振区进行自屏修正。

2 热中子上散射效应处理方法

本文结合HENDL3.0/FG细群核数据库的能群结构与权重函数设计，充分考虑热堆、次临界堆的物理特点，研发制作了热中子上散射截面核数据库。

在热中子反应堆中，当散射中子能量低于一定范围时（如4 eV），由于中子能量与散射核的能量相当，不能将散射核假定为静止的，中子可能在碰撞中获得能量而使其能量升高，称为热中子上散射效应。此外，热中子上散射截面及散射矩阵依赖于材料原子核间的相互作用，即散射核处于束缚状态而不能自由反冲[21]。这种相互作用可在一些特定的轻核同位素中发生，如水中氢、聚乙烯中氢、锆化氢中氢[22]。热中子散射截面通常可分为以下三部分：(1) 相干弹性散射：对晶体重要，如石墨、铍等；(2) 非弹性散射：包括相干散射和非相干散射，对所有物质重要，用散射率S(α,β)表示；(3) 非相干弹性散射：对含氢的固态物质重要，如ZrH、固态轻水等[19]。

热中子上散射部分的处理如下：首先，以ENDF格式的ENDF/B-VI热散射子库评价文件为原始输入文件；然后在核数据库加工程序NJOY输入文件中添加中子热化处理THERMR卡片，该模块可计算热能区材料中的束缚散射或者自由气体热散射的散射矩阵，在THERMR卡片中填写关于材料的温度、散射的类型、主要原子的数量、反应道、热能区的上限温度等；最后在 MATXSR模块中添加热散射“ntherm”反应类型，生成的多群热上散射修正的MATXS文件。

TRANSX是一种可将MATXS格式文件中的微观截面提取并生成相应宏观截面的程序[22]。在填写TRANSX卡片时，填写发生热散射的群数（即能量在截断能量之下的群数）及每一群热中子上散射的最大群数，并在相应的元素后填写特定反应道所对应的热散射处理，如free、h2o等。

针对热中子，TRANSX程序内部采用的方法是删去通常的将材料原子认为是不动粒子的静态弹性散射截面，并且加入在这个特定的能量范围内的热散射截面。因此，对于散射矩阵，TRANSX在截断能量以上及以下分别采用了静态散射矩阵和热散射矩阵。这种处理方法在截断能量以上没有考虑热中子上散射效应的影响[22]。热散射主要发生在轻核材料中，而对于重核材料，可以将特定温度下的原子近似为自由粒子。因此，核素的多群截面文件(MATXS文件)对于重核采用自由粒子的散射截面，而对于特定的轻核采用热散射截面[22]。

制作的热中子上散射核数据库的元素文件及主要热化参数如下：

(1) HinH2O（水中氢）；水中氢的热散射通道号为222，原子数为2，选择非弹性散射方式。

(2) DinD2O（重水中氘）；重水中氘的热散射通道为228，原子数为2，选择非弹性散射方式。

(3) C-nat（天然石墨）；石墨中碳的热散射通道为229，原子数为1，弹性散射方式选择graphite。

(4) Be-nat（天然铍）；天然铍中热散射通道为231，原子数为1，弹性散射方式选择beryllium。

对于其他核素均采用自由气体散射模型修正。

3 基于临界安全基准例题的测试

为了验证针对水冷慢化聚变驱动次临界堆的多群核数据库的可靠性，本文采用包含轻水的铀硝酸盐溶液球、钚溶液球基准实验例题来进行测试校验。

3.1铀硝酸盐溶液球基准例题临界实验

3.1.1 模型简介

铀溶液球的几何截面如图1所示，模型包括两个区域，溶液球材料中包含轻水，因此会发生水中氢的热中子上散射效应，这个系统的keff实验值为1.0，具体材料成分见文献[17]。

图1 铀溶液球几何Fig.1 Geometry of uranium solution ball.

3.1.2 热中子上散射效应对中子能谱的影响

中子通量按能量的分布即中子能谱，考虑热中子上散射效应对于中子能谱的影响如图2所示。由图2，在能量最低的几群，考虑热中子上散射效应的中子通量小于不考虑热中子上散射效应的情况，这是因为热中子上散射效应使得低能群中子散射到较高能群，在同一群内中子密度的降低引起了中子通量的降低。而在0.01-0.2 eV处考虑热中子上散射效应时的中子通量高于不考虑热中子上散射效应的情况，这是由于更低能量的中子散射入这一能量范围内的数量要多于散射出该范围的中子。由此可见，热中子散射现象在低能段时比较显著，随着能量升高，热中子上散射效应减弱。

图2 热中子上散射效应与中子能谱的关系Fig.2 Relation with thermal up-scatter effect and neutron spectrum.

3.1.3 热中子上散射效应对keff的影响

测试该例题采用的计算程序为ANISN3.2a[23]，核数据库为315群中子-42群光子耦合的HENDL3.0/FG细群核数据库，其中，1H的多群截面考虑了H2O中H的热中子上散射修正。铀溶液球的基准例题测试对比了热中子上散射效应对有效增殖因数(keff)的影响。keff的实验值为1.0，不考虑热上散射效应情况下keff为1.02798，而考虑热上散射效应时keff的计算结果为0.99833。可知，不考虑热上散射效应的情况下计算值与实验值的误差在3%左右，这个误差对于反应堆keff来说是相当大的。考虑热上散射的情况下，计算结果与实验值的差距在5‰以下，这个差距属于计算误差可以接受的范围。因此对于这个系统热上散射效应的修正必不可少，且该数据库适用于这个系统。

考虑上述变化的原因，可以从keff的定义出发来解释。keff的大小主要由裂变率和中子吸收率的比值决定，而归一化的中子通量与宏观裂变截面的乘积反映了裂变反应率的大小，归一化的中子通量与宏观吸收截面的乘积反映了中子吸收率的大小。本文添加的热中子上散射截面仅是TRANSX处理过程中，其主要截面并没有变化。因此考虑热上散射修正情况下热能区中子能量升高造成中子能谱变化，而中子能谱的变化引起了裂变率与吸收反应率的变化，最终导致了裂变反应率与吸收反应率的比值的变化。表1计算分析了总裂变率及总吸收率与热上散射效应的关系。

由表1，考虑热中子上散射效应时，裂变率与吸收率的比值减小，因此总效应引起了keff的减小。

3.2钚溶液球基准例题临界实验

3.2.1 模型简介

钚溶液球为与铀溶液球相似的分层球壳结构，模型包括三个区域，该系统中同样包含轻水，因此会发生水中氢的热中子上散射效应。这个系统的keff的实验值为1.0，具体材料成分见文献[17]。

3.2.2 热中子上散射效应对中子能谱的影响

根据ANISN的输出结果，画出中子能谱与热中子上散射效应的关系(图3)，与图2中铀临界球中子能谱具有类似的趋势，原因同§3.1.2分析。热中子上散射效应在低能区时比较显著，随着能量升高，热中子上散射效应减弱，与理论预期相符。

图3 热中子上散射效应与中子能谱的关系Fig.3 Relation with thermal up-scatter effect and neutron spectrum.

3.2.3 热中子上散射效应对keff的影响

测试了带轻水屏蔽层的钚球临界实验在HENDL3.0/FG细群核数据库下的keff，计算同样分为考虑热中子上散射效应与不考虑热中子上散射效应两种情况，不考虑热中子上散射效应的情况下计算结果为0.97649，而考虑热中子上散射效应的情况下keff为1.00067。在不考虑热中子上散射效应的情况下，计算值与实验值的误差在2%-3%，而在考虑热中子上散射效应时，计算值与实验值的误差在5‰以内。因此水中氢的热中子上散射效应对于keff的影响是很大的，在实际的含轻水的反应堆设计中必不可少，而该热散射截面数据库对于该系统是可靠的。差异的原因同§3.1.3分析，即热中子上散射效应造成了低能区的中子能谱的变化，而中子能谱的变化造成了决定keff大小的裂变率与吸收率比值的变化。表2表示出钚球总的裂变率及吸收率与热中子上散射效应的关系。

表2 裂变率及吸收率与热中子上散射效应的关系Table 2 Relation with the fission rate and the absorption rate on the thermal up-scatter.

考虑热中子上散射效应以后裂变率与吸收率比值增大，总效应引起了keff增加。

4 在FDS-EM模型中的应用分析

针对聚变-裂变混合堆细群核数据库HENDL3.0/FG的适用范围，采用次临界系统的一维FDS-EM模型进行综合测试与分析。

4.1模型简介

FDS-EM (Energy Multiplier)是由FDS团队提出基于现有的或者适当外推的聚变技术和成熟的裂变压水堆技术的聚变裂变混合发电堆[6-10]。FDS-EM一维简化模型如图4所示，对应的具体几何尺寸及材料模型的分层结构如表3所示。本次测试考虑轻水冷却慢化方案，计算物理量有系统的中子通量密度、keff、氚增殖率。

表3 FDS-EM模型分层结构Table 3 Regional distribution of the FDS-EM model.

图4 FDS-EM聚变裂变混合堆一维简化模型Fig.4 One-dimensional simplified model of FDS-EM.

4.2热中子上散射效应对中子能谱的影响

中子通量密度的大小反映堆芯内核反应率的大小，同时也反映出堆的功率水平。研究热中子上散射效应对于FDS-EM系统中子通量密度的影响，可以计算出考虑热中子上散射效应以后系统的总中子通量密度由2.938×1011cm-2·s-1下降到2.186×1011cm-2·s-1。中子通量密度随能量的变化与热中子上散射效应的关系，即热中子上散射效应与中子能谱的关系如图5所示。由图5可见，考虑热中子上散射效应时，能量最低的几群中子通量密度降低特别明显。这是因为热中子上散射以后处于最低能群的几群中子密度减少而导致中子通量密度降低，而能量稍高的中子能群因为有一部分更低能量中子散射进入及一部分中子上散射到更高能量能群而离开达到相对平衡，因此总体效应使得中子通量密度变化不大。

4.3热中子上散射效应对keff的影响

在综合测试中，CLAM钢和水栅元中存在水中氢的热中子上散射效应，碳层中存在石墨中碳的热中子上散射效应。这些均会对FDS-EM模型的有效增殖因数keff产生影响。在不考虑中子泄漏率的情况下，keff与系统的中子吸收率与裂变率的比值相关，计算系统总裂变率与总吸收率的关系见表4。

图5 FDS-EM模型中热中子上散射效应与中子能谱的关系Fig.5 Relation with thermal up-scatter effect and neutron spectrum in FDS-EM model.

表4 裂变率及吸收率与热中子上散射效应的关系Table 4 Relation with the fission rate and the absorption rate on the thermal up-scatter.

可以看出，考虑热中子上散射效应后裂变率与吸收率的比值减小，因此keff会减小。keff受热中子上散射效应影响的大小与热能区的中子密度及材料中会发生热上散射效应的水中氢及碳的含量有关。

用确定论程序ANISN计算得出不考虑热中子上散射效应时keff为0.96878，而考虑热中子上散射效应时keff的计算值为0.95599，keff的变化趋势符合之前的预期。可以计算出考虑热中子上散射效应对keff的影响量为1.28%左右，大于5‰的误差允许量，在实际计算中是需要考虑的。keff受热中子上散射效应的影响很大的原因同§3.1.3分析。考虑热中子上散射效应后系统keff减小，且轻水及碳含量越高，造成keff的减小越严重，这对于水冷慢化次临界堆的概念设计具有一定的指导意义。

4.4热中子上散射效应对氚增殖率的影响

聚变反应持续进行需要实现氚自持，氚增殖率(Tritium breeding ratio, TBR)的定义是聚变放出一个中子可产生的氚的个数[22]。考虑到氚的流失、衰变以及为其他堆提供启动氚核的储存氚量，一般情况下，认为氚增殖率大于1.1是维持持续聚变反应的条件[24]。在FDS-EM包层中可能发生的产氚反应有以下两个：

考虑热中子上散射效应时，热能区的中子能量会增加，而系统的产氚宏观截面在热能区随能量增加单调减小(图6)。由TBR的定义可知，当热能区中子能量增加时，TBR会减小。

图6 FDS-EM模型产氚宏观截面随能量的关系Fig.6 Relation between tritium macroscopic cross section and energy in FDS-EM model.

ANISN不能直接计算氚增殖率，需要计算各产氚区域中子通量密度与各群产氚宏观截面的乘积，然后求和得到。计算出不考虑热中子上散射效应的情况下系统的TBR为2.474，而考虑热中子上散射情况下系统的TBR为2.089。可以看出，当考虑热中子上散射效应时，系统的氚增殖率减小，符合对于TBR变化趋势的预期。计算结果表明，减小值达到15.6%时，热中子上散射效应对于该系统的TBR的影响不可忽略。因此为了保证足够的氚增殖率，对于水冷慢化次临界堆需要预留足够大的氚增殖率才能保证热中子上散射效应后能维持氚自持，且当慢化包层轻水含量增加时需要预留的量更大。

5 结语

本文针对热中子上散射效应的特点，制作了适合水冷慢化次临界堆能谱特点的HENDL3.0/FG细群热群核数据库。经过国际临界安全手册基准例题的测试，铀球和钚球临界测试中可以看到考虑热中子上散射效应后计算结果与实验值的差距均在5‰以内，验证了所添加热中子库的可靠性。热中子上散射效应对于keff的影响达到2000-3000。在FDS-EM水冷慢化包层中，热中子上散射效应对keff的影响达到1.32%，对TBR的影响达到15.6%，因此在水冷慢化聚变驱动次临界堆中，热中子上散射效应的考虑必不可少，这在将来的聚变堆设计中有一定的指导作用。下一步将会针对更多的核素和实际的应用情况，对数据库进行进一步改进和优化。

致谢本工作得到中国科学院核能安全技术研究所FDS 团队成员的指导帮助，在此向他们表示衷心的感谢。

1 吴宜灿, 邱励俭. 聚变中子源驱动的次临界清洁核能系统——聚变能技术的早期应用途经[J]. 核技术, 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 彭先觉, 师学明. 核能与聚变裂变混合能源堆[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 蒋洁琼, 王明煌, 陈忠, 等. 聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析[J]. 核科学与工程, 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 陈义学，陈朝斌，吴军, 等. 基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证[J]. 核动力工程, 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, 邹俊, 许德政, 等. 315中子/42光子耦合细群核数据库HENDL3.0/FG研发[J]. 核科学与工程, 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 许德政, 蒋洁琼, 邹俊, 等. 多用途核数据库HENDL2.0/MG/MC的重核临界基准校验[J]．核科学与工程, 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 叶春堂. 中国的热中子散射工作现状和展望[J]. 核技术, 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 伊炜伟, 田东风. 聚变堆氚增殖层中子学分析[J]. 核科学与工程, 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

中国科学院战略性先导科技专项(No.XDA03040000)、国家自然科学基金(No.91026004)、中国科学院科技数据资源整合与共享工程项目

(No.XXH12504-1-09)、聚变核安全与辐射防护关键技术(No.2014GB112000)资助

孙梦萍，女，1991年出生，2012年毕业于中国科技大学，现为中国科学技术大学硕士研究生，研究领域为应用核数据库

胡丽琴，E-mail: liqin.hu@fds.org.cn

2014-04-25，

2014-06-20