国际评价中子核数据库
n+ 46—50,natTi全套中子数据评价
价数 据 ,国际 上 主要 采 用 S MMY 等 程 序 ,应 用 U 大量 的 高精度 实验 数据 作 为参 考 , 出评 价 的点 截 给 面或 者共 振参 数 。但 是 因为 国 内现 在 缺 少 对 T 元 i 素共 振 能 区点 截 面 的测 量结 果 ,因此 我们 采 用 国外 库 的共 振 参 数 来 描 述 这 一 能 区 的 评 价 数 据。
双微分 截 面谱 、能谱 的实验 数据 。根 据 对 实验 数据 的分析 并且 结 合理 论 模 型 的计 算结 果 , 成 了 完 对 n+ ‘i T 的全套 中子数据 评 价 。所 有 的评 价 结 果 都 分 别 与 实验 数 据 、 E D -. J N L3 3和 J F 一 E F
数据完全采用 JN L33 E D .. 库中各个同位素核的结果,
天然 核 的共振参 数采用 C E T6程序 进行合 成。 R CJ
J N L3 3的共振参数按照多能级 Be — g— E D .. r t n iWi e 公式给 出, 1 r 表 给出了各个同位素核的可分辨共
表 1 撕 却T 共振参数信息 — i
JN L33 E D -.库和 J F -. 库分别在 19 E F3 1 92年和 20 04 年给 出了各个同位素核 的评价数据 , 因为 J F - 1 E F . 3 库中所有的同位素核都采用了同一套点截面的评价 值 , JN L33 而 E D -. 库中的共振参数是针对每一个同 位素核都给出了各 自的共振参数 , 并且针对各个核
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原 子 核 物 理 评 论
第2 卷 5
9
振 区和不可 分辨共 振 区的连接 点 ,同时还 给 出 了满
~(58)Ni全套中子核反应数据评价
~(58)Ni全套中子核反应数据评价Ni是核工程建设中的重要结构核材料,其中子核反应数据对核能开发和核工程建设具有重要的意义。
<sup>58</sup>Ni又是天然Ni中含量最丰富的一个同位素,因此,<sup>58</sup>Ni的核反应数据具有重要应用,目前,实验测量数据尚不能满足实际需要,除了一些反应道实验数据较多外,还有一些反应道实验数据较少,或者没有实验数据,需要进行理论计算来补充和完善。
而且,近些年来,随着新的实验数据的补充,也需要对<sup>58</sup>Ni的核数据进一步评价,给出更合理的推荐数据。
因此对<sup>58</sup>Ni的核反应数据进行评价具有重要意义。
本工作首先收集并评价了<sup>58</sup>Ni中子核反应实验数据,给出实验数据的评价结果,然后以这些实验数据评价结果为基础主要使用APMN06、DWUCK4和UNF三个程序对<sup>58</sup>Ni的全套中子反应截面及角分布数据进行计算。
APMN06程序以光学模型为基础,用来计算最佳光学势参数;DWUCK4程序以扭曲波玻恩近似理论为基础,使用APMN06程序计算得到的光学势参数用来计算直接非弹截面及角分布勒让德系数。
DWUCK4程序的输出文件作为UNF的输入文件使用。
UNF程序作为本次计算最为核心的程序,理论基础是球形光学模型、改进pick-up机制的Iwamoto Harada 模型、带宽度涨落修正的Hauser-Feshbach模型和角动量-宇称相关的激子模型,我们用它来计算全套的中子反应截面数据。
本次计算的能量范围为0.8<sup>2</sup>0MeV或反应道阈能至20MeV,主要包括(n,tot)、(n,el)、(n,γ)、(n,n’)、(n,p)、(n,α)、(n,3he)、(n,d)、(n,t)、(n,2n)、(n,np)、(n,nα)、(n,2p)、(n,3n)截面值及弹性散射角分布。
核数据及核数据库介绍
进行适当的加权平均后的核参数
: 核数据库 上述各类数据根据不同的应用目的集合
核数据产生(测量与评价)流程
世界五大通用核数据库
美国:ENDF: / 日本:JENDL:http://wwwndc.jaea.go.jp/index.html 欧洲:JEFF:/ 中国:CENDL:/ 俄国:BROND:/
the National Research Council's Committee on Physics of the Universe
Beyond Iron – mainly neutron induced
proton number
(n,g)
(b-) (b+)
Zn Cu Ni Co Fe
S-only
中子单粒子效应
单粒子效应(又称单事件效应,Single event effect)是指高能带电在电子器件的 灵敏区内产生大量带电粒子的现象。当能量足够大的粒子射入集成电路时,由于 电离效应,产生大量电离空穴一电子对,使逻辑器件和存储器状态产生软错误 (单粒子翻转),CMOS器件产生单粒子闭锁(CMOS 器件固有的寄生双极晶体 管被触发导通,在电源和地之间存在一个低阻通路,产生大电流,导致电路无法 正常工作,甚至烧毁),甚至出现单粒子永久损伤的现象。
中子单粒子效应的机理研究需要中子反应数据
中子能谱
中子与Si等核 的反应截面
不同粒子的 LET值
次级带电粒子 的能谱
单粒子翻转几 率及机理
芯片结构描述
中子治癌:需要精确的人体组织元素的(n,p),(n,a)等反应截面
4、核数据在MC程序中的应用:几个常用大型MC程序简介
核物理主题数据库软件使用说明
【核物理主题数据库】软件使用说明书【版本号1.0】【作者:金永利、葛智刚】【中国核数据中心】【中国原子能科学研究院】【2011-9】一、评价核数据库软件使用说明书1.评价核数据库在线绘图1)中子入射核反应截面数据在线绘图软件界面字段说明:Z:靶核Z值;A: 靶核A值;G/M:G为基态,M为激发态;MT:反应类型,参见ENDF格式中的MT说明,如弹性散射n,EL的MT号为2(旁边的help下拉框可提供简单输入帮助),底下的勾选按钮是选择各家评价库的各种版本。
以3-LI-6(N,EL)3-LI-6反应为例:字段填写如上,绘图结果如下:可调整坐标系如下:绘图结果:可从实验数据库中挑选实验数据,进行比对绘图,点击坐标系下的“选取实验数据”按钮。
界面如下:点提交按钮,实验数据检索结果如下:点全部选中,把所有数据进行绘图,结果如下:字段定义与1中相同,Fe-56,选取B6库绘图结果如下:3.能谱绘图字段说明同1,En为中子入射能量,单位为eV。
填入如上字段,绘图结果如下:4.评价核数据库数据检索1)导航式检索。
对不太熟悉评价库的用户提供导航。
填入U,点Next,会列出库中所有的U同位素。
选取U-238,会列出库中所有的MF文档选择文档3,会列出库中存在的所有MT号。
选择MT=16,(n,2n),检索的结果如下:点save as 按钮,可以存成文本数据文件:2)快速检索。
适用于专业用户快速检索。
填入如下数据:直接得到结果:二、实验数据库软件使用说明书1.实验数据绘图参见评价库中子入射核反应截面数据在线绘图,可以与评价库一起绘图,也可以单独绘图。
2.实验数据库文档检索检索界面字段说明:Target: 靶核,例如:Fe-56Reaction: 反应,例如:n,el,表示弹性散射Quantity: 量,例如:反应截面数据的代码是CSProduct: 产物核,例如:Fe-57(可选)Year: 年代,格式:YYYY(可选)EnMin: 入射最小能量eV(可选)EnMax: 入射最大能量eV (可选)填入如下数据:检索结果如下:点蓝色的字体,可弹出相应的实验文档。
核数据评价与中国评价核数据库CENDL
原子能科学技术 *+$,-./012345.-10.160781.90$%$34
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核数据评价与中国评价核数据库 !"#$%
葛智刚续瑞瑞刘!萍
中国原子能科学研究院 核数据重点实验室中国核数据中心北京!;)(<;=
摘要核数据是核基础研究核能开发与利用以及核 技 术 发 展 的 基 础 数 据是 连 接 核 物 理 基 础 研 究 与 核 工程和核技术应用的重要桥梁在国防与国民经济 建 设 以 及 核 科 学 发 展 领 域 起 重 要 作 用 核 数 据 评 价 建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分是 核 数 据 应 用 于 核 工 程 必 不 可 少 的 环 节 本 文 介 绍 了核数据内涵核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史并结合中 国 评 价 核 数 据 库 >/'?@ 的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价核 数 据 理 论 模 型 计 算核 数 据 统 调 建 库 与 核 数 据 宏观检验的主要评价核数据研究过程以及我国自 主 建 立 的 核 数 据 评 价 方 法 和 技 术模 型 及 计 算 程 序 评价数据建库和评价数据库的检验方法介绍了基于 我 国 自 主 建 立 的 核 数 据 评 价 建 库 与 检 验 系 统 而 研 制的中国评价核数据库最新版 >/'?@A=B(以及对其进行的相关基准检验及应用结果最后简要介绍了 >/'?@A=B(在反应堆屏蔽设计以及压水堆高温堆等方面的实际应用以及与 其 他 主 流 评 价 核 数 据 库 的 比对结果 关 键 词 核 数 据 评 价 核 数 据 库 核 数 据 模 型 计 算 核 数 据 宏 观 检 验 中图分类号C!D;!!! 文献标志码*!!!文章编号;)))A"E=;()(()!A)DF=A;! &'(;)&D!=F4IJ&()((&4$KL-60&)((;
中子周围剂量当量率检定规程
中子周围剂量当量率检定规程1.引言概述部分的内容如下:1.1 概述中子周围剂量当量率检定规程是用于测定和评估中子辐射环境下人体周围剂量当量率的一种标准化方法。
中子辐射是一种高能量辐射,具有穿透力强、能量沉积高等特点,对人体产生的辐射效应较大。
中子周围剂量当量率是评估中子辐射对周围环境和人体健康的影响的重要指标。
在核工业、航天航空、辐射医学等领域,中子周围剂量当量率的准确测定和评估对于保护工作人员和公众的健康至关重要。
本文将从以下几个方面对中子周围剂量当量率检定规程进行探讨。
首先,我们将介绍中子周围剂量当量率的含义和重要性,明确中子辐射对人体的危害以及为什么需要进行中子周围剂量当量率的检定。
其次,我们将详细解析中子周围剂量当量率检定的原理和方法,包括检测设备的选择、检测方法的介绍以及数据处理和分析的方法。
最后,我们将总结中子周围剂量当量率检定规程的重要性,并展望其未来发展的方向。
通过本文的阐述,我们希望能够加深人们对中子周围剂量当量率检定规程的了解,并为相关领域的从业人员提供一个准确、可靠的指导,以保护他们的健康和安全。
文章结构文章的结构是指文章按照一定的逻辑顺序和章节组织,使读者能够清晰地理解文章的内容和思路。
本文将按照以下章节组织进行阐述。
第一章引言1.1 概述在这一部分,我们将对中子周围剂量当量率检定规程的背景和意义进行简要介绍,以便读者对文章的主题和内容有一个初步的了解。
1.2 文章结构本章将对整篇文章的结构进行介绍。
通过介绍各章节的内容和目的,读者可以更好地把握文章的整体架构。
1.3 目的本部分将明确本文的研究目的和研究主题,为后续章节的论述提供一个明确的目标和方向。
第二章正文2.1 中子周围剂量当量率的含义和重要性在这一部分,我们将详细介绍中子周围剂量当量率的定义、测量方法和其在辐射防护领域的重要性。
通过深入了解中子周围剂量当量率,读者可以更好地理解本文的研究内容。
2.2 中子周围剂量当量率检定的原理和方法本章将介绍中子周围剂量当量率检定的基本原理和常用方法。
核数据库--核能物理与技术概论
JEFF(The Joint Evaluated Fission and Fusion File) 是欧洲NEA(Nuclear Energy Agency)Data Bank成员国的合作项目 1996年最新版本:JEF-2.2,EFF-4 2007年由通用库JEF和聚变堆用库EFF组合而成JEFF-3 目前最新版本为JEFF-3.1.2 JENDL(Japanese Evaluated Nuclear Data Library) Japan Atomic Energy Agency (JAEA) 的Nuclear Data Center (NDC) 在Japanese Nuclear Data Committee (JNDC)的帮助下完成这个数 据库的制作 1977年为第一版(JENDL-1) 2010年为最新版( JENDL-4.0) 2012年更新到JENDL-4.0u BROND BROND-2.2在1992年完成 1997年提出建立BROND-3,2009年一篇涉及到次数据库建设的 报告公布,之后没有消息 2006年在IPPE编译完成ROSFOND-2006 最新版本为ROSFOND-2010
724-核数据及核数据库介绍-阮锡超
分类方式 按核数据用途 按入射粒子种类 按靶核质量分 按入射粒子能量分 按数据的获取方式分为
核数据种类 通用和专用数据; 中子、带电粒子、光核等数据; 轻核、中重核、裂变产物核和裂变核数据; 低能、中能和高能数据; 测量数据和评价数据;
10/48
全套数据:一个中子入射到一个靶核上,所有
群 常 数:在特定的能量间隔内,对随能量连续变化的核参数(截面、角分布、能谱等)
进行适当的加权平均后的核参数
: 核数据库 上述各类数据根据不同的应用目的集合
核数据产生(测量与评价)流程
世界五大通用核数据库
美国:ENDF: / 日本:JENDL:http://wwwndc.jaea.go.jp/index.html 欧洲:JEFF:/ 中国:CENDL:/ 俄国:BROND:/
MF:文档号
截面、角分布、能谱分布、 双微分、产额、协方差等
MT:反应号 总截面、弹性散射、非弹、裂变等
MF=1
总体情况介绍
包括作者、文档、 评价工具及方法、 参考文献及其他相 关信息。
能量 截面
MAT
MF=3 反应截面
MT=1,总截面
MAT
MF MT
En
表示角分布的勒让得
多项式系数
读取评价库格式数据的常用工具: 1. NNDC,IAEA NDS,CEA 网站提供的工具(如前所述) 2. IAEA提供的免费软件ENDVER(可索取免费光盘)
p-only Kr
Br Se As Ge Ga
Sr Rb
r-only
neutron number
Unknown Reifarth/Goethe U.
Nuclear data needs for the main s-process
中子—核作用截面的实验测量..
中子—核作用截面的实验测量一、核数据库1.1核数据库介绍核数据是不可缺少的重要科学数据,在基础科研、国防建设、国民经济的很多方面发挥着越来越重要的作用。
目前国际上许多核国家都十分重视核数据的测量和评价工作。
经过几十年的艰苦努力,相继建立起并不断完善的核数据库。
核数据库可以分为两大类,一类是核与其他核或射线发生相互作用的数据,称作核反应数据;第二类是单个核的性质的数据,称作核结构和放射性衰变数据。
对于中子核数据是核反应数据的一部分,此外光核反应数据、带电粒子反应数据都是核反应数据。
1.2核数据库应用领域早期核数据的运用主要在核反应装置的应用方面。
随着科技的发展,对核数据运用领域也在不断扩大,于此同时对核数据的全面以及精度要求越来越高。
目前其运用的领域主要有:(1)裂变、聚变反应堆设计;(2)加速器设计;(3)辐射防护设计;(4)核医学;(5)地质探测;(6)环境监测;(7)核天体研究等等。
对于反应堆设计而言,可以通过中子评价核数据来对设计的反应堆的某些参数进行模拟计算,如有效增值系数、相对功率分布等量,通过最终的模拟计算结果来衡量设计的合适与否,在此基础上进行一定的优化,最终实现各方面综合最优化。
1.3核数据获取方法核数据获取方法主要有两种:实验测量法和理论计算法。
实验法是目前核数据的主要来源,通过实验测量具有一定的客观性,但是实验测量方法存在各种问题:(1)核数据数据量大,实验工作量大;(2)实验费用过高;(3)有许多实验要求苛刻无法完成。
因为实验方法存在一定的问题,所以主要的数据由实验来完成,次要的由理论计算完成。
现如今计算机的发展已经可以满足一些模拟计算的需求,通过计算机可以省时、经济的完成一些数据的获取。
两种方法之间,实验为主,理论计算为辅。
实验方法离不开理论计算,理论计算可以填补一些目前实验存在的空白,还可以指导实验数据的选取和评价。
对模拟计算方法而言,其输入的数据必须是已经成熟的核数据,而这些数据来源于实验的测量,所以两者缺一不可。
我国核数据研究现状与发展
我国核数据研究现状与发展葛智刚; 陈永静【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)010【总页数】5页(P1742-1746)【关键词】核数据; 测量; 评价; 建库【作者】葛智刚; 陈永静【作者单位】中国原子能科学研究院核数据重点实验室北京102413【正文语种】中文【中图分类】O571核数据广义上是描述原子核基本性质、核衰变以及原子核与其他粒子发生反应过程等方面信息的总称。
这些核数据是核能开发、核技术应用以及核基础研究相关的重要基础参数。
核数据应用领域涵盖了核能源、核医学、核不扩散、军备控制、核安全等几乎所有重要核科学与核技术领域。
因此,核数据是连接核物理基础研究与核工程及核技术应用的重要桥梁,其准确性和可靠性直接关系到核工程产品及核技术应用的质量。
目前应用中最重要、最广泛的是中子诱发原子核发生反应的数据,简称中子核数据,而关注的中子入射能量一般在20 MeV以下。
近年来由于新型核能研究、聚变反应研究以及核技术应用的不断拓展,入射粒子的种类及能区也在不断地扩展。
本文回顾我国核数据研究的发展历程,总结国内外核数据发展现状以及新形势下国民经济发展与核科学研究对核数据的新需求,并探讨我国核数据研究的未来发展。
1 我国核数据研究的发展历程国际核数据研究始于20世纪40年代,我国核数据研究起步相对较晚。
从20世纪50年代末开始,根据我国原子能事业的发展需求,我国开展了部分裂变反应和轻核反应截面的调研和实验测量研究,有力支持了我国原子能工业的初期发展。
其后,我国核数据研究一直紧紧围绕国民经济建设与基础科学研究发展的需要进行。
特别是1975年中国核数据中心成立后,在朱光亚先生提出的“小规模、高水平、有特点”方针的指导下,通过全国核数据工作协作网各成员单位的共同努力,先后完成了多期国家核数据研究任务,取得了许多重要成果,初步形成了由实验测量、理论计算和评价建库等构成的核数据研究能力。
核 数 据 库 运 用 方 法.ppt1
个核素)
俄罗斯的BROND(BROND-2.2版中包含121个核素) 中国核数据中心的CENDL(CENDL-2版中包含54个核素)等。 上述评价数据库都按ENDF格式建立,便于存储、检索、国际交流 和进行数据处理。不同数据库覆盖的靶核核素有所差别,特点也
不一样,使用者可根据不同的需要选择使用。
6、核数据的国际合作
三、ENDF数据库
鉴于ENDF数据库的重要作用下面主要介绍其组成和内容 ENDF( Evaluated Nuclear Data File) 库主要由美国国家核 数据中心(NNDC)维护,其中的数据由美国截面评价工作组根 据应用的需要来选择,通过检验后加入库中。其目的是提供适 用于各种中子学和光子学计算所需要的具有通用格式的评价数 据,是目前得到国际公认的比较完整和先进的核数据库。 它由A和B两个库组成,ENDF/A库主要储存各种核素的完整的
-5
角度分布等。其中包含了不同子库,由NSUB标识,
NSUB=10表示中子入射数据,详见表3-1
表3-1 ENDF各子库号所对应的入射粒子
NSUB 入射粒 子 子库名称 光-核数据库 光致裂变产物产额 光子-原子相互作 用数据 放射性衰变数据 自发裂变产物产额 原子弛豫数据 中子入射数据 NSUB 入射粒 子 子库名称 中子裂变产物产 额 热中子散射数据 电子-原子相互作 用数据 质子入射数据 质子致裂变产物 产额 氘入射数据 α入射数据
0 1 3 4 5 6 10
γ γ γ 无 无 无 n
11 12 113 10010 10011 10020 10040
n n e p p d α
ENDF/B – Ⅵ库数据中,允许较高的入射能,加入 了更复杂的描述出射粒子的数据—双微分截面,提供了 入射带电粒子和光子引起的核反应数据 。 ENDF/B –
反应堆内几种常用核素的多普勒效应研究
反应堆内几种常用核素的多普勒效应研究邹旸【摘要】From zero to full power operation, the temperature range of reactor power fuels and structural materials are of a great span. Thus, by using the point cross section database under room temperature in MCNP alone, the physical parameters, such as the reactive temperature coefficient related to the reaction temperature can not be obtained due to the existence of the Doppler effects. In this paper, the Doppler effects of the several radio-nuclides frequently using in reactors are studied quantitatively by suing NJOY software. By analyzing the temperature ACE format point-sectional data under higher temperatures, and comparing the Doppler broadening of the radio-nuclides, one can come to the conclusion that Doppler effects of238 U and240 Pu are the strongest. The last but not the least, we can predict that the absolute value of the temperature coefficient calculate caused by the Doppler effects tend to dearease.%反应堆从零功率到满功率运行中,其中燃料和结构材料的温度范围都跨度很大.由于多普勒效应的存在,仅仅使用MCNP自带的常温下的点截面数据库不能够计算如反应性温度系数这样与温度相关的物理参数的量.为了定量地了解反应堆中几种常用核素的多普勒效应,使用NJOY加工这些核素,得到较高温度下的ACE 格式点截面数据,并对比它们的多普勒展宽情况,发现238U和240Pu等重核的多普勒效应最为明显,最后通过对238U、240Pu重核随着温度升高的多普勒展宽程度,预测到以铀、钚等为燃料的反应堆中,多普勒效应所引起温度系数的绝对值趋于减小.【期刊名称】《湘潭大学自然科学学报》【年(卷),期】2012(034)001【总页数】4页(P38-41)【关键词】多普勒效应;点截面数据库;温度反应性预测【作者】邹旸【作者单位】中国原子能科学研究院,北京102488【正文语种】中文【中图分类】U121一般动力堆堆芯冷却剂轴向升温较大,燃料元件轴向温差较大,堆内功率分布往往比较复杂,为了精确地研究超临界水冷堆的堆芯物理,需要温度范围跨度很大的中子截面库.而作为反应堆计算中的常用软件MCNP[1]程序,其自带的截面库的绝大多数核数只包含0K或者300K温度下的截面数据,不能够计算如反应性温度系数这样与温度相关的物理参数的量[2],因此必须制作反应堆设计与运行实际温度下的中子截面库,从而实现核反应堆温度相关问题的精确计算.所以堆内常用核素的多普勒效应问题将是我们首先应该研究的对象,通过开展对这些核素多普勒效应研究,从而预测反应堆燃料温度系数的变化趋势是非常有必要的.当介质温度升高时,中子截面共振峰的展宽随温度的上升而加大,同时伴随着峰值高度的进一步降低,这一现象叫做多普勒展宽效应.考虑到靶核的热运动后,实际上测到的中子截面乃是中子与处于热运动的靶核相互作用的平均截面.在反应堆计算中,通常假设靶核的动能(或速度)服从麦克斯韦-波尔兹曼分布.基于这个假设可推导出共振的展宽函数和共振与势散射之间干涉的积分函数表达式如下[3]:共振的展宽函数为共振与势散射之间干涉的积分函数为式中:其中,Γ为介质的绝对温度,A为靶核质量与中子质量之比,Δ为多普勒宽度,其他符号说明见参考文献[3].在反应堆中,温度变化的影响不容忽略,故必须作多普勒效应计算.因为式(1)和(2)不容易得出精确计算值,所以文献[4]给出了近似的解析计算式,并列出表值.但其适用条件仅限于ζ<0.6,即仅对于238 U等核素且只在有限的温度范围内适用.因此必须加工所有反应堆可能用到的核素至其可能经历的温度,从而实现反应堆的精确计算.1 结果与讨论NJOY[5]软件由美国Los Alamos实验室编制,可将原始的ENDF格式的评价库处理生成供多种计算程序(如MCNP、DANT、ANISN、DORT、WIMS、EPRI)使用的核数据库的标准程序,目前最新的版本是NJOY99.NJOY使用数据流模型处理评价核数据.每个模块从一个或多个输入文件中读入并转换数据,将结果写入一个或多个输出文件.ENDF[6](Evaluated Nuclear Data File)是一个计算机化的评价核数据库,由美国布鲁克海文国家实验室(BNL)的国家中子截面中心发布,它被反应堆等领域广泛使用.ENDF库中包括中子、光子等引起的核反应中的各种相关反应截面数据库.最新版本的ENDL/B-VII中子评价源包括393个中子评价数据,光子评价源包括100个光子评价数据.1.1 多普勒展宽本文使用NJOY对ENDF/B-VII[7]核数据库所提供的反应堆中常用的几种核素如235 U、238 U、239Pu、240Pu、241Pu、10B、16 O开展温度截面加工,分析比较它们的多普勒效应.结果如图1~图9所示.由结果可知,对于轻核如8 O、10B,几乎看不到由于温度升高引起的多普勒展宽,这是由于这些轻核激发态的能量比重核高,所以轻核在中能区一般不出现共振峰,要在比较高的能区(一般要MeV范围内)才出现共振现象,而且其共振峰宽而低;对于重核如235 U、238 U、239 Pu、240 Pu、241 Pu、10 B、,由于中子能量恰好能使复合核激发到某一能级,在中能区能够看到许多的共振峰,因此在热中子反应堆中共振吸收主要考虑重核的吸收.从以上几个重核的共振截面对比情况可知,238 U和240Pu的多普勒效应最为明显,因此可以预测核反应堆中反应性温度效应中的多普勒效应主要来自238 U和240 Pu共振峰随燃料温度升高而展宽,其他核素如235 U、239Pu、241Pu对多普勒效应的贡献相对较小.1.2 燃料温度反应性预测目前,常用反应堆燃料有UO2燃料或者由UO2和PuO2二者混合而成的MOX [8]燃料,238 U所占比份最大,且由上述分析可知238 U和240Pu对燃料的多普勒效应贡献最大,因此分析238 U和240Pu多普勒峰值降低程度随温度升高的变化规律将有利于燃料温度反应性的预测.图10与图11分别为238 U和240Pu在300K、900K、1 500K温度下的共振俘获截面,温度间隔均为600K,观察到随着温度的升高,共振峰峰值高度的降低幅度在减小.2 结论(1)8 O、10B等氢核,中能区一般不出现共振峰,要在比较高的能区(一般要MeV范围内)才出现共振现象,而且其共振峰宽而低,因此在热能区域内其多普勒效应贡献很小.(2)重核随燃料升高多普勒效应表现得比较明显,其中238 U和240Pu对燃料的多普勒效应贡献最大.(3)通过观察238 U、240Pu共振峰高度相同温度间隔内的降低幅度,发现温度越高,其降低幅度越小,这也意味着多普勒效应所引起的燃料温度系数的绝对值趋于减小.参考文献[1] X-5Monte Carlo Team.MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code[R].Version 5.[s.n]LA-UR-03-1987,2003.[2]柴晓明,王侃,余纲林.温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究[J].原子核物理评论,2006,23(2):111-114.[3]贝尔G I,格拉斯登S.核反应堆理论[M].千里译.北京:原子能出版社,1979.[4] BEYNON I D,GRANT I S.Evaluation of the Doppler Broadened Single-Level and Interference Functions[J].Nucl Sci Eug,1963.[5] MACFARLANE R E,MUIR D W.The NJOY Nuclear Data Processing System[R].Version :Los Alamos Laboratory report LA-12740-M,1994.[6]刘延进,梁昌,沈林兴,等.核数据格式手册[R].北京:中国核数据中心,2006.[7] Cross Section Evaluation Working Group.ENDF-102Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6[R].Beijing:National Nuclear Data Center,Brookhaven National Laboratory,2009. [8] BROEDERS C H M.Neutron Physics Investigations for Advanced Pressurized Water Reactors[J].Nuclear Technology,1985,71:96.。
第3章反应堆物理设计计算
1973 1974 1976 1962 1968 1991 1995 2002 2006
哈钦森岛1 勇士 比布利斯 萨瓦娜号核商船 奥托· 哈恩号核商船 秦山一期核电厂 大亚湾核电厂 秦山三期 田湾
825 1130 1180
300
900 700 1000
3.5×3.5 3.66×3.3 3.9×3.6 1.7×1.6 1.12×1.15 2.90×2.486 3.65×3.36 5.945×6.286 10 3.53×3.16
27
第二步是利用栅元计算结果进行燃料组件的均匀化计 算;每个栅元一个网点,可得到: 组件内多群中子通量分布,以此为权重函数求出组 件均匀化少群常数。需考虑可燃毒物和控制棒。 组件内局部功率峰值
28
第三步是利用求得到的燃料组件少群均匀化常数进 行全堆芯扩散方程的求解,得到堆内功率分布。 二维功率分布、控制棒价值、停堆裕度、慢化剂温 度系数、堆芯二维燃耗分布
R 2 H
R
0
H /2 2.405 J0 ( r )2rdr cos( z )dz H / 2 R H
Kr Kz
11
中子通量密度分布不均匀系数
中子通量密度分布径向不均匀系数: 中子通量密度分布轴向不均匀系数:
R 2 Kr R 2.405 J0 ( r )2rdr 0 R
H eff H 轴向反射层 z 2 2 节省:
20
反射层对中子通量密度分布的影响
21
非均匀反应堆特点
采用燃料、慢化剂的非均匀栅格布置方式,这种方 式的优点:
首先,它能有效地提高中子的逃脱共振吸收几率p,从而提高
系统的无限增殖因数k∞。 其次,它可以提供独立的冷却剂通道,把反应堆热量按照要求 排出堆外。 栅元的非均匀效应
CEA93核数据库分析研究
程序的应用数据库是多群 常数库 ;②非确定论方 法, 对应的是点连续 ( 或能量连续 ) 应用数据库。 2种输运计算方法各有优缺点。一般情况下 ,对 于较复杂的系统 ,应用确定论方法程序的计算精 度 比采用非确定论方法计算 的蒙特卡洛程序计算
的低 ,但是后者要耗费大量 的计算时间。 虽然从任何一个经评价的核数 据库都可获得
核 数 据库 E N DF / B - V I ;俄 罗 斯 的 核 数 据 库 B R O N D -2 . 2( 含 1 2 1 个核素 ) 和我 国 1 9 9 5 年公
布的 C E N D L -2 . 1 库。 可直接用于计算机模拟计算的数据库一般称 为工作数据库或应用数据库。依据所使用的计算 程序采用 的中子学输运计算方法的不同 ,数据库 的加工过程也不 同。 目前 ,中子学输运 问题计算 的方法有 2种 :①确定论方法 , 采用这类方法的
( 含3 1 4 个核素 ) 、日 本原子能研究所 ( J A E R I ) 所提供 的 J E N D L 3 . 3 库( 含3 1 4 个核素 ) 、 美国的
采用分群近似的方法 ,因此需要 的数据是 能群 内 经适 当平均后的截面数值。所以在实际中是从评 价核数据库 出发 ,由专 门程序处理产生 “ 多群常 数库”——反应堆物理设计和分析直接使用 的核 数 据 库。
2 结构分析
C E A 9 3核数据库是 9 9群常数库 ,从评价核 数据库 J E F 2 . 2出发 ,由专门程序处理得到 ,是
S C I E N C E系统中的 A P O L L O 2 . F 程序进行计算的 出发点和重要依据 。 正确了解 C E A 9 3 核数据库 的 结构并使用这些核数据非常重要 ,是获得正确计 算结果的前提和基础。 C E A 9 3 核数据库是一个二进制文件 , 必须将 其转化为十进制文件才能了解其结构。转化的难 点在于判断二进制文件中的字节对应的是整型常 数 、浮点型常数还是字符型常数 。 通过对 c E A 9 3 核数据库二进制文件进行分析 ,编写处理二进制 文件的 C程序 ,成功地实现了 C E A 9 3核数据库 二进制文件到十进制 的转化。 转化后十进制文件从整体上分为 3 部分 :① 二进制文件归档时给定 的直接存取标识符以及索 引的存储信 息; ②二进制文件所存储的 目 标, 即各
热中子诱发239Pu裂变的85Krm、87Kr和88Kr产额测量研究
!!)+BP=裂 变 产 额 是 描 述)+BP=裂 变 核 反 应 的
重要核数 据,>-%C!^4. $C"^4和CC^4作 为 重 要 的
气
体
裂变
产
物
!三
者
半
衰
期
适
中
!均
为
d
%
衰
变
并按照一定几率伴随 发 射 # 射 线!适 宜 # 能 谱
法测量!通过测定 其 特 征 # 射 线 能 峰 可 反 推 裂
变产生的总 核 数!进 而 计 算 得 到 裂 变 产 额% 国
外针对热能 点 下)+BP=裂 变 的C!^4. $C"^4和CC^4
的 产 额 测 量 主 要 集 中 于 >B"*2>BC* 年 左 右,)A#-!主要采用 b3"@/## 能 谱 法!受 限 于 仪 器 测量精 度 等 因 素!不 确 定 度 普 遍 较 大 "?a ! >)a #!不 同 文 献 给 出 的 数 据 之 系 统 辐 照)+BP=靶!以BBZ% 为基准 产 物!结 合 直 接 # 能 谱 法$气A固 分 离 制 源测 量 等 方 式 开 展 热 中 子 诱 发)+BP=裂 变 的 C!^4. $C"^4和CC^4的产额测量研究%
:! 测 量 原 理 及 方 法
本文通 过 相 对 法 开 展 目 标 产 物 产 额 的 测
! 第!"卷 第#期 !)*)+年#月
原子能科学技术 ,-%./012345670/3203829:30;2%&%56
$%&'!"(%'# <=2')*)+
核数据库-核能物理与技术概论
涉及医学辐射防护的带电粒子的作用截面
IAEA-Medical (therapeutical radioisotopes prod.) 治疗用放射性同位素的数据
IAEA-Standards, 2006 INDL/TSL (Thermal Scattering Law)
定的反应可能具有多个数值,这个数据库方便的用于收集世界范围 内的核数据
ENDF/B提供了核计算所使用的完整参考集的数据 ENDF/C准备设计一种标准格式,由于ENDF/B设计了一种标准数据文件格式,
ENDF/C被取消 ENDF( ENDF/B)由位于Brookhaven National Laboratory的Nation
JENDL(Japanese Evaluated Nuclear Data Library) Japan Atomic Energy Agency (JAEA) 的Nuclear Data Center (NDC)在
Japanese Nuclear Data Committee (JNDC)的帮助下完成这个数据 库的制作 1977年为第一版(JENDL-1) 2010年为最新版( JENDL-4.0) 2012年更新到JENDL-4.0u
IRDFF-1.0( The International Reactor Dosimetry and Fusion File) …..
第三页,编辑于星期一:点 十三分。
通过JENDL/HE-2007,画出235-U的(n,f)图,其中Y轴数据Log处理
第四页,编辑于星期一:点 十三分。
参考文献:
中子比释动能系数和辐射损伤截面计算程序KDC的研发
中子比释动能系数和辐射损伤截面计算程序KDC的研发赵秋娟;吴海成;吴小飞;刘萍;葛智刚【摘要】At present,the code to calculate factor of neutron kinetic energy released in material (KERMA) and radiation damage cross section based on the evaluated nuclear data in China is still a blank.Thus,in order to fill the gap,the method to calculate the neutron KERMA factors and radiation damage cross sections was established,and the corresponding calculation program KDC based on FORTRAN-90 program language was developed.In addition,to solve the unbalanced problem revealed in performing energy-balance check,a solution which uses the upper kinetic limits to replace the unreasonable KERMA factors was proposed and employed in the KDC program.Through a cross check between the KDC program and the HEATR module of widely used nuclear data processing program NJOY,the reliability of the KDC program,both in result and functionality,is confirmed.%为弥补国内在由评价核数据出发计算中子比释动能(KERMA)系数和辐射损伤截面的程序方面的空白,建立了中子KERMA系数和辐射损伤截面计算方法,并基于FORTRAN-90程序语言开发了具有自主知识产权的中子KERMA系数和辐射损伤截面计算程序KDC.另外,针对能量平衡检查过程中发现的能量不平衡问题,提出了一种对不合理KERMA系数进行直接修订的方法,即用运动学上限替代不合理KERMA系数,并在KDC程序中实现了这一修订功能.通过将KDC程序与国际上广泛应用的核数据处理程序系统NJOY中的HEATR模块的计算结果进行比对,验证了KDC程序在计算结果和功能上的可靠性.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)009【总页数】7页(P1557-1563)【关键词】中子比释动能系数;辐射损伤;移位原子数;能量平衡检查;NJOY【作者】赵秋娟;吴海成;吴小飞;刘萍;葛智刚【作者单位】中国原子能科学研究院中国核数据中心,北京 102413;中国原子能科学研究院中国核数据中心,北京 102413;中国原子能科学研究院中国核数据中心,北京 102413;中国原子能科学研究院中国核数据中心,北京 102413;中国原子能科学研究院中国核数据中心,北京 102413【正文语种】中文【中图分类】O571.4正确计算中子比释动能(KERMA)系数和辐射损伤截面是中子释热和中子辐射损伤研究的基础。
中子屏蔽标准
中子屏蔽标准
中子屏蔽是一种阻挡中子辐射的措施,通常涉及使用特殊的材料和结构来减少中子的穿透。
中子屏蔽的标准和指南可能因国家、组织或应用领域而异。
以下是一些与中子屏蔽相关的可能的国际和美国标准:
1.国际标准:
•ISO 8529系列:ISO(国际标准化组织)发布了一系列关于辐射防护的标准,其中包括与中子辐射有关的标准。
例如,ISO 8529系列涉及中子辐射防护的一些方面。
2.美国标准:
•ANSI/HPS N13.11:由美国国家标准协会(ANSI)和辐射防护专业人员协会(Health Physics Society,HPS)共同
发布的标准,主要关注中子测量和辐射防护。
•ANSI/HPS N13.28:这是关于辐射防护中子测量的标准。
3.国家标准和法规:
•根据国家或地区的具体法规和标准,中子辐射的防护和屏蔽可能会有不同的要求。
在美国,核能管制委员会
(Nuclear Regulatory Commission,NRC)以及其他相关
机构制定了一系列标准和指南。
请注意,这里提到的标准和系列可能只是众多与中子辐射防护相关的标准之一,具体的要求可能会根据应用领域、设备类型和使用环境而有所不同。
如果你有特定的中子屏蔽需求,建议咨询当地的辐射
防护专业机构、国家标准机构或相关法规机构,以获取最准确和最新的信息。
结构材料核的原子位移截面计算
结构材料核的原子位移截面计算刘萍;许祎萍【摘要】The neutron radiation damage in material is an important consideration of the reactor design . The radiation damage of materials mainly comes from atom displace‐ments of crystal structure materials .The reaction cross sections of charged particles , cross sections of displacements per atom (DPA ) and KERM A are the basis of radiation damage calculation .In order to study the differences of DPA cross sections with differ‐ent codes and different evaluated nuclear data libraries , the DPA cross sections for structure materials were calculated with UNF and NJOY codes ,and the comparisons of results were given .The DPA cross sections from different evaluated nuclear data librar‐ies were compared . And the comparison of DPA cross sections between NJOY and Monte Carlo codes was also done .The results show that the differences among these evaluated nuclear data libraries exist .%中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。
ENDF数据库介绍
能量框架的能量点数目
NXS(4) NXS(5)
除弹性散射外的反应数目 除弹性散射外有二级中子的反应 数目
NXS(6)
产生光子的反应数目
注:NXS数组其余10个数据暂时并没有使用,为将来可 能的扩展留下了余地
JXS数组(第9-12行)
数组 数据
具体含义
数组 数据
JXS(1)
能量表位置
JXS(12)
JXS(2)
。。。。。。
下面分别以ESZ数据块和NU数据块为例, 介绍XSS数组中两种具有代表性的数据结构。
XSS数组-ESZ数据块
该数据块对于每个核素来说都是存在的,它包括 了整个能量框架,以及以这个能量框架为依据的 总截面、总吸收截面、弹性截面和平均热数数据
在XSS中的起始位置
在XSS中的大小
JXS(1)
工物研3 黄世恩
1.ENDF数据库简介
ENDF(Evaluated Nuclear Data File) 包括ENDF/A、ENDF/B 包含反应堆物理和屏蔽设计所需的核数据 专门处理程序-NJOY 由美国国家核数据中心(NNDC)负责维护 ENDF/B-6.8
2.ENDF/B库数据存放格式
裂变nu数据位置
JXS(13)
JXS(3)
MT数组位置
JXS(14)
JXS(4)
Q值数组位置
JXS(15)
JXS(5)
反应类型数组位置
JXS(16)
JXS(6)
截面值指针表位置
JXS(17)
JXS(7)
截面值表位置
JXS(18)
JXS(8)
角分布数据指针表位置
JXS(19)
JXS(9)
角分布数据位置
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项 目 ,可以 看 出当前 国际评价 桉 数据 库 的发 展趋 势 和特点 .
3 1 协 方 差 数 据 .
欧共 体 的 J F库有 两部 分 , E 通用 库 J F和 聚变 E 堆 用 库 EF . 从 1 9 年 开 始 了 它 们 的 最 新 版 本 F 96 J F 2 2和 E F 4 E . F 一 ,二者 已于1 9 年 完成 并 提供 使 99
图1 主要 评 价 核 数据 库 的 发展
2 1 ENDF/ 一 和 ENDF/ . L . B6 B 7
美 国 自1 9 年 发 行 E 0 9 NDF B 6 来 , 两 年 更 / 以 每 新 一 次 ,至 1 9 年 发 行 E F B 6 4 此 后 每 一 年 97 ND / 一 . , 更 新 一 次 ,至 1 9 年 发 行 E F B 6 6 0 0 甚 99 ND / 一. ,2 0 年
至一年 更新 二次 .美 国现 在 已经决 定在 未来3 5 年 内 ,建立 E NDF B 7 / 一 ,该 版 将 包 含新 的标 准 ,运 用 新 的格 式 , 能量 向高能延 伸 ( 如 10Me . 将 例 V) 5
22 J . ENDL. . 和 J 32 ENDL. . [ 3 3
立 J F 一 库 , 库 将 于 2 0 年 完 成.J F 是 综 E F3 此 01 E F3 合库 ,是多用 途 的 ,特别 是对 裂变堆 、核废物 处 理 、 加 速 器驱 动 系统 和 聚 变.较之 J F 2 2 J F 一有 E . , E F 3 下 列 特 点 和 发 展 :( ) 进 的 数 据 质 量 保 证 体 系 ; 1改
现 今 ,核 数 据 的 国 际 合 作 已 经 有 了 很 大 发 展 ,
合 作 主要通 过两 种渠道 进 行协 调组织 .一是 国际原 子 能 机 构 的 国 际 按 数 据 委 员 会 ,定 期 研 究 国 际 核 数 据 的发 展 ,确 定核 数据 的发 展 项 目,由 国际 原子 能 机构 的核 数 据科 ( S 通 过组 织 协 调研 究项 目 ND ) ( RP 予 以 实 现 另 一 种 渠 道 是 欧 共 体 核 能 局 C ) ( A) 织 的 国 际 评 价 合 作 工 作 组 ( 称 NE NE 组 简 A WP C 工作 组根 据需要 , 立若干 由各 国有关领 E ) 设 域感兴 趣 的专家 参加 的工 作 组 ( u g o p n对 评价 S b ru ) 中 需 要 解 决 的 重 要 问 题 进 行 专 门 研 究 .C RP和
原 子 核 物 理 评 论
第l 卷 8
乎 已 完 成 了这 方 面 的 工 作.为 了 适 应 这 种 需 要 , NE E A WP C正 在组 织 一个 工 作 组 ,其 工 作 内 容 ] 包 括 准备 协方 差 数据 , 生群 常数 的协方 差 ,用协 产
下利 用 已有 的数据 ) E F B 6 , ND / - 格式:在此基 础上 NE E A WP C先后 成立 了 两个 工作 组 , 一 个是 第
第 l 8卷
第 3期
原 子 桉 物 理 评 论
Nu l a h sc v e c e r P y is Re i w
Vo1 8.N o .1 3 Se , 2 p 001
2o 0 1年 9 月
文 章 编 号 : 07 42 (010一o 一。 10 572 0)3 l2 5 9
引言
为实 际应 用 的需要 ,如研 制 核武 器 、建造 核 反 应堆 和研 究 核聚 变 等 ,从6 年代 开始 ,一 些 国家 就 O 建 立 自己的 评价 中子核 数据库 , 以美 国为首 ,互 且 相 保 密 ,互 相 竞 争. 自 9 年 代 前 后 ,随 着 美 国 0 E F B6 ND / 一 的公 开 ,各 国 的评 价 中子 核 数 据也 相 继 公 开 ,开始 了国 际合 作 但 是 ,出于 各 自的应 用 目 的 , 然 保 留发展 自己 的评价 中子核 数 据库 ,而没 仍 有 一 个 像实 验 中子数 据库 ( XF E OR) 样 的 国际上 那 统 一 的评 价 中子数据 库.现 今 , 世界 上主 要 有5 个评 价 中 子 数 据 库 :美 国 的 E ] NDF B 日 本 的 /、 J ND E L、欧洲 的 J F E 、中 国的 C ND 和俄 罗 斯 的 E L B ON R D.本 文所 介绍 的“ 国际评 价 中子核 数 据库 ” , 就是 指这 5 个数据 库.值 得注意 的是 ,中国的评价 桉 数据 库 C ND E L也是 国 际公 认的世 界 五大 评价 中子 核 数据库 之一.
有 了 固定 的模 式和 成熟 的经 验.核数 据评 价 的 国 际
表 1 当今 世 界 主 要评 价 中 子 数 据 库概 况
1 )文 挡 1 5 ,中子 反 应 数 据 ;文档 6 .取 微 分 截 面 ・ 档 1 1 . 产 生 数 据 ・ 档 3 3 协 方 差 鼓 据 文 2 5 文 1 3. 2 )重 要 的 裂 变 棱 、结 构 材 料 和 反 应 堆 玲 却剂 .
2 4 CENDL. . 和 CENDL 3 . 21 .E
靼 罄
中 国的 CE I . ND 2 1于1 9 年完 成 发行 .它包 91 含 了代 表 当时 先 进 水 平 的双 微 分 截 面 和 协方 差 文
档 ,说 明我 们在 评价 方 法、评 价 技术 和评 价 手段 上
S b ru u g o p的 研 究 内 容 ,在 很 大 程 度 上 可 认 为 是 当
今 世界 上 核数据评 价领 域的 重要课题 和 数 据 库 的 发展
和 现 况
五 大评 价 中子数据 库都 在不 断更 新 再 版 、不 断 增加 桉 素 、增 加 数 据 文 档 ( 型) 提 高 精 度 表 1 类 和 给 出 了各库 包 含 的 核素 和 文档 情 况 ,图 1 出 了 各 给 库 更新再 版 的情况 .
收 穑 日期 :2 0 - 3 0 修改 日期 :2 0 - 7 2 0 1 0 8 0 1 0 5
作者 简 介 :刘 廷 进 ( 3 一 ) 1 8 ,男 ( 族 ) 9 汉 ,山东 莱州 人 ,研究 员 , 事 中子 物 理 研究 和 棱数 据评 价 皿 建库 工作 从
:
,
2 3 J F 2 2 J F 一 . E 一. N E F 3
3 国 际评价 中子 核 数 据 库 的发 展 趋 势
和 特 点
综合各 国评 价 核数据 库 的发 展和 现况 . 析 国 分
际 原 子 能 机 构 正 在 进 行 的 CR 和 NE u go p F A S b ru
俄 罗斯 ( 前苏联 ) B OND 22于 19年底 完 的 R . 3 9
成, 此后 作 了一 些评价 改进 , 别是 锕 系核素数据 . 特 但 看不 出 国 内的统 一 安排 和计划 ,太多 是 国际合 作 (S C) 目.大 约 在 1 9 年 ,他 们 提 出 了 建 立 IT 项 7 9 B OND 3,但 至今 没 有具 体 的 计 划 和 时 间表 ,无 R 一 从知 道所包 含 的内容和 完成 时间.
的数 据 ;() 5与宏 观检验 紧 密结 合
25 B ・ ROND一 ・ N ROND一 22 B 3’
J NDL 3 2完 成发 行 于 1 9 年 6 .此 后 在 使 E 一. 4 月 9 用 和宏 观 检验 过 程 中发 现 了一 些 问题 ,于 1 9 年 4 7 9
国 际 评 价 中 子 核 数 据 库
刘 廷 进
( 中国 核 数 据 中 心 ,中 国原 子 能 科 学 研 究 院 , 京 12 1 ) 北 0 34
摘
要 : 绍 了当夸世界 上五 大评价 中子数据 库 ,即美 善 的 E 介 NDF B 6 / 、日本 的 J N 3 2 E DI . 、欧洲 一
第 期
刘 廷 进 :国际 评 价 中于 棱 散 据库
() 2 主要 同位素能 量延 伸 至1 0Me V;( ) 5 3 重点在 协 方 差 数 据 ;( ) 虑 到 J F 2 2 准 检验 结果 ;( ) 4考 E . 基 5
*
: 苍 世
采用 欧洲 活化 库( A 的最 新 版本. E F)
协方 差 数据 对核数 据 的实际 应用 很 重要 .如评 价 设计 的 精度 、群 常数 的调整 等.然 而 由于 协方 差
数据 评 价 的困难 性 +虽 然在 8年 代 就 已经 开始 , 0 但
至今各 库 的协方差 数据 还很 不完全.如表 1 所示 , 除
用 .与此 同时 .NE 决定 于 19年将 二 者合并 ,建 A 97
月开始 对其 进行 改进 , 立改进 版 J ND 一. .该 建 E L33
版 将 于 20 0 1年 完 成 发 行 . 较 之 J ND .2 E L3 ,
J NDL 3 3 有 下 列 特 点 和 改 进 :( ) 加 协 方 差 E 一.N 1增
文档 , 括主要 的锕 系核 、结构材 料和冷 却剂核 素 ; 包 ( ) 同位 素评 价 政 策” 2“ ,强 调 给 出 同 位 素 数 据 , J ND 3 2 天 然元 素 政 策 ” 调 给 出 天 然 元 素 数 E I .“ 强 据 ;( ) 加新 的 核素 ,如 E ( 3增 r 可燃 毒物 ) ;( ) 等 4 增 加 聚变 用桉 素 的 产 生数 据 ;( ) 新 数 据 ,如 u 5更 和P u同位素 的共 振 参 数及 阕反应 截 面,结 构 材 料 的共 振参 数 、 产 生 数据 、中子 发 射谱 等 约3 几 个 O 核素.
具有 相 当的水平 , 核 素 比较 少 , 难 满 足实用 的 但 很