陳 沖，鄒 俊，許德政，曾 勤，王明煌，F(xiàn)DS團隊

（1.中國科學技術大學，安徽 合肥 230027；2.中國科學院核能安全技術研究所，安徽 合肥230031）

裂變核電站產(chǎn)生的大量乏燃料和長壽命高放廢物的管理與處置，一直是社會和公眾關注的焦點。如何實現(xiàn)廢物最少化，最大限度地減少核電站運行產(chǎn)生的高放廢物量及其放射毒性，并將高放廢物安全處置，是關系到核能可持續(xù)發(fā)展的關鍵問題之一?？茖W研究表明加速器驅動次臨界[1－3］系統(tǒng)（ADS，Accelerator Driven sub－critical System）采用加速器加速質子轟擊重金屬散裂靶，通過散裂反應產(chǎn)生的中子來驅動裂變包層發(fā)生核反應，可以達到嬗變核廢料、增殖核燃料并產(chǎn)生能量的目的。

ADS次臨界堆的設計與研究必然會涉及次臨界包層的中子學計算與分析工作，而中子學的計算分析工作必不可少的條件之一就是要具備比較可靠的并被計算程序識讀的工作核數(shù)據(jù)庫。

在ADS系統(tǒng)中，源中子為高能散裂中子源，中子的能量可以達到上百MeV甚至GeV，而在裂變包層內，在散裂中子和裂變中子的綜合作用下，中子能譜跨度可以從10－5eV到GeV，中子能量跨度巨大。而目前國內外發(fā)展的大多數(shù)工作核數(shù)據(jù)庫的最高能量上限為20MeV。如果在ADS核設計研究中，忽略20MeV以上中子反應的影響，將會給核設計與分析帶來一定偏差。

為了滿足ADS反應堆核設計與分析的需求，本文在對ADS次臨界系統(tǒng)能譜特點分析的基礎上，結合 HENDL[4－7］系列數(shù)據(jù)庫的開發(fā)經(jīng)驗，設計并制作了適用于ADS核設計分析的數(shù)據(jù)庫 HENDL－ADS／MC，并采用一系列基準實驗例題對該核數(shù)據(jù)庫進行了校核以檢驗數(shù)據(jù)庫的準確性與可用性。

1 HENDL－ADS／MC設計與制作

點狀輸運截面庫 HENDL－ADS／MC適用于MCNP5以及MCNPX等蒙卡程序針對高能中子輸運的計算。制作HENDL－ADS／MC點狀庫的評價庫 文件主要來自 FENDL－3.0[8］、ENDF／B－VII[9－10］以及 TENDL2009[11］評價源，另 有 部 分 核 素 來 自 TENDL2010[12］、JEFF－3.1.1[13］以及JENDL－4.0[14］等評價源。

HENDL－ADS／MC考慮核素共計408個，其中包括結構材料Cr、Mn、Fe、W、Pb等，錒系核素中的Th、U、Np、Pu、Am、Cm等的常見同位素以及它們相應的裂變產(chǎn)物核素。對于結構材料和裂變產(chǎn)物其中子能量可達150MeV或200MeV，對于重核其中子能量可以達到30MeV或60MeV。對于所有核素制作了300K下的點狀截面，同時考慮主要裂變產(chǎn)物、錒系核素在反應堆的實際運行穩(wěn)定，制作了這些核素在500K、600K、700K、800K、900K、1 200K、1 500K以及2 100K 下的截面數(shù)據(jù)。

2 基準實驗例題測試

2.1 重核測試

對于HENDL－ADS／MC核數(shù)據(jù)庫中的錒系重核，采用歐洲經(jīng)濟合作與發(fā)展組織OECD（Organization for Economic Cooperation and Development）2003年9月頒布的《國際臨界安全基準實驗評價手冊》[15］中的12個臨界球基準實驗例題進行測試。

本測試采用FDS自主研發(fā)的大型集成中子學計算分析系統(tǒng) VisualBUS[16－21］進行計算，為了更好的進行比較，除了與實驗數(shù)據(jù)值進行比對之外，另外與MCNP自帶數(shù)據(jù)庫的計算結果也進行比對，以作參考。計算結果比對中，使用反應堆工程設計中通常采用的可接受誤差范圍（keff相對誤差小于0.5%）作為測試標準。

表1給出了12個臨界例題測試的結果。結果顯示，一方面，所測試的核素包括U、Pu、Np、Am、Cm等多種常用裂變核素，基本涵蓋了核設計與分析中需要用到的重要裂變核素，另一方面，從測試的結果值來看，均與實驗值吻合較好，誤差大都小于0.5%（除了PU－METFAST－035鉛反射層的239Pu臨界球實驗例題，誤差為0.532%）。

表1 重核測試結果（臨界例題）Table1 The test results of heavy nuclei（critical example）

2.2 輕核測試

輕核中子截面校核積分實驗例題來自俄羅斯聯(lián)邦的高能物理研究所和日本大阪大學[22］進行的一系列的球殼中子積分泄漏率實驗，這些實驗均是在14MeV中子源輻照條件下進行的。

使用 VisualBUS系統(tǒng)對 HENDL－ADS／MC中的 Be、Al、Si、Ti、V、Cr、Fe、Co、Cu、Zr、Nb、Mo、W和Pb進行數(shù)值模擬。從中子泄漏率分段積分數(shù)值進行評價，比較 HENDLADS／MC計算結果與MCNP自帶數(shù)據(jù)庫的計算結果。校核例題的幾何尺寸及材料信息見參考文獻[5］，測試結果詳見表2。

表2 輕核中子泄漏率計算結果Table2 The calculation results of light nuclei neutron leakage rate

續(xù)表

通過表2可以看出：Be、Cu、Co的中子泄漏率雖然部分能量段的值與實驗值有較大差別但與MCNP自帶數(shù)據(jù)庫的偏差在5%以內；Zr各個能段所計算的結果雖然與實驗值偏差較大，但比MCNP自帶數(shù)據(jù)庫的計算結果更加接近實驗值；W、Pb的同位素在MCNP自帶數(shù)據(jù)庫里截面不全，雖然計算值與實驗值在個別能量段有所偏差，但它們總的中子泄漏率均在可接受范圍內；其他大部分核素較MCNP自帶數(shù)據(jù)庫的中子泄漏率均有所改善。

27Al各能量段中中子泄漏率均與實驗值有較大差別有的甚至超過20%，下一步需要對此核素進行進一步充分的測試與分析。

2.3 高能屏蔽測試

為了驗證HENDL－ADS／MC核數(shù)據(jù)庫高能數(shù)據(jù)截面的準確性，采用日本大阪大學運用AVF回旋加速器進行的一系列的高能屏蔽實驗的實驗數(shù)據(jù)與VisualBUS模擬值進行比較。

該實驗[23］是在日本大阪大學的AVF回旋加速器上進行，采用高能質子束轟擊銅靶來產(chǎn)生高能中子，轟擊鐵板、鉛板、石墨以及混凝土屏蔽層。質子在AVF回旋加速器中加速至65MeV，轟擊厚度為1cm的銅靶，通過散裂反應在靶的另一面可產(chǎn)生能量高達65MeV的中子。這些中子通過一個直徑為7.5cm長度為50cm的準直器進入屏蔽實驗體。屏蔽層放置到距離瞄準儀出口5～7cm的位置。次級中子通過屏蔽層后被直徑為7.6cm長度為7.6cm的NE－213閃爍體探測器所探測到，其裝置見圖1。模擬采用的中子源來自無屏蔽情況下，探測器放置在距離靶538cm的位置所測量的中子能譜（最高能量64MeV，詳細數(shù)據(jù)見參考文獻[23］）。

圖1 屏蔽層中子測試裝置簡圖Fig.1 Model of shielding test device

模擬（圖2～圖5）圖中實方形為實驗數(shù)值，菱形為Los Alamos國家實驗室高能LA150[24］數(shù)據(jù)庫（中子能量可達150MeV），HENDL－ADS／MC采用十字符號以便與以上數(shù)據(jù)進行區(qū)分，后面的數(shù)字為屏蔽層的厚度其單位為厘米。從模擬來看HENDL－ADS／MC與LA150數(shù)據(jù)庫所計算的結果幾乎是平行，有的甚至重合，部分數(shù)據(jù) HENDL－ADS／MC較LA150更接近實驗值，這說明HENDL－ADS／MC是可信賴的；HENDL－ADS／MC模擬的值與實驗值

有所差別，在屏蔽材料較薄時，模擬值與實驗值偏差較小，但是隨著材料的厚度增加，高能中子在屏蔽材料中的輸運過程中發(fā)生的碰撞次數(shù)及反應次數(shù)會大大增加，也造成了模擬值與實驗值的誤差積累的增大。

表3 屏蔽層尺度Table3 Geometry for shielded model

表4 屏蔽層具體核子密度分布Table4 Nuclei density distribution for shielded model

圖2 中子穿透石墨屏蔽層能譜Fig.2 Neutron spectrum through graphite shields

圖3 中子穿透鐵屏蔽層能譜Fig.3 Neutron spectrum through iron shields

圖4 中子穿透鉛屏蔽層能譜Fig.4 Neutron transmission spectrum through lead shields

圖5 中子穿透水泥屏蔽層能譜Fig.5 Neutron spectrum through concrete shields

3 總結

本論文針對ADS具有的中子能量跨度大的特點，設計并制作了適用于高能中子輸運HENDL－ADS／MC點狀數(shù)據(jù)庫，并經(jīng)過國際臨界安全手冊及積分屏蔽實驗等基準測試例題的測試以及與高能屏蔽實驗的對比，驗證了該數(shù)據(jù)庫的可用性與準確性。下一步將會針對ADS核設計分析展開更多的應用分析。

[1]Rubbia C，Rubio J A，Buono S，et al.Conceptual Design of a Fast Neutron Operated High Power Energy Amplifier.CERN／AT／95－44（ET）[R］.Switzerland，European Laboratory for Particle Physics，1995.

[2]Bawman C D，Arthur E D，et al.Nuclear Energy Generation and Waste Transmutation Using an Accelerator－Driven Intense Thermal Neutron Source[J］.Nucl.Instr.Meth，1992，320（1／2）：320－336.

[3]Carminati F，et al.An Energy Amplifier for Cleaner and Inexhaustible Nuclear Energy Production Driven by a Particle Beam Accelerator[R］.CERN／AT／95－47（ET），1993.

[4]Jun Zou，Zhaozhong He，Qin Zeng，et al.Development and Testing of Multigroup Library with Correction of Self－shielding Effects in Fusion－Fission Hybrid Reactor[J］.Fusion Engineering and Design，2010，85：1587－1590.

[5]曾勤，鄒俊，許德政，等.315中子／42光子耦合細群核數(shù)據(jù)庫 HENDL3.0／FG研發(fā)[J］.核科學與工程，2011，31（4）：360－364.

[6]Dezheng Xu，Zhaozhong He，Jun Zou，et al.Production and Testing of HENDL－2.1／CG Coarse－group Cross－Section Library Based on ENDF／B－VII.0[J］.Fusion Engineering and Design，2010，85：2105－2110.

[7]許德政，蔣潔瓊，鄒俊，等.多用途核數(shù)據(jù)庫HENDL2.0／MG／MC的重核臨界基準校驗[J］.核科學與工程，2009，29（1）：71－76.

[8]FENDL 3.0[DB／OL］.http：／／www－nds.iaea.org／fendl3／

[9]Chadwick M B.ENDF／B－VII.0： Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology[J］.Nuclear Data Sheets，2006，107（12）：2931－3059.

[10]ENDF／B－VII.0[DB／OL］.http：／／www.oecd－nea.org／dbforms／data／eva／evatapes／endfb＿7／

[11]TA LYS－2009[DB／OL］.http：／／www.talys.eu／tendl－2009／

[12]TENDL－2010[DB／OL］.http：／／www.talys.eu／tendl－2010／

[13]JEFF－3.1.1[DB／OL］.http：／／ www.oecd－nea.org／dbforms／data／eva／evatapes／jeff＿31／index－JEFF3.1.1.html

[14]JENDL－4.0[DB／OL］.http：／／wwwndc.jaea.go.jp／jendl／j40／j40.html

[15]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 2003Edition.

[16]Y.Wu，F(xiàn)DS Team.Conceptual Design Activities of FDS Series Fusion Power Plants in China[J］.Fusion Engineering and Design，2006，81（23／24）：2713－2718.

[17]Y.Wu，F(xiàn)DS Team.CAD－based Interface Programs for Fusion Neutron Transport Simulation[J］.Fusion Engineering and Design，2009，84：1987－1992.

[18]Yican Wu， Zhongsheng Xie， Ulrich Fischer. A Discrete Ordinates Nodal Method for One－Dimensional Neutron Transport Numerical Calculation in Curvilinear Geometries[J］. Nuclear Science and Engineering，1999，133：350－357.

[19]H.Hu，Y.Wu，M.Chen，et al.Benchmarking of SNAM with the ITER 3Dmodel[J］. Fusion Engineering and Design，2007，82：2867－2871.

[20]Y.Wu， FDS Team. Fusion－Based Hydrogen Production Reactor and Its Material Selection[J］.Journal of Nuclear Materials，2009，386－388：122－126.

[21]Y.Wu，F(xiàn)DS Team.Conceptual Design and Testing Strategy of a Dual Functional Lithium－Lead Test Blanket Module in ITER and EAST[J］.Nuclear Fusion，2007，47（11）：1533－1539.

[22]A I Saukov，B I Sukhanov，A M Ryabinin，et al.Photon Leakage from Spherical and Hemispherical Samples with a Central 14－MeV Neutron Source[J］.Nuclear Science and Engineering，2002，142：158－164.

[23]Shin K，et al.Transmission Through Shielding Materials of Neutrons and Photons Generated by 65 MeV Protons [D／OL］.Kyoto：Dep.of Nuclear Engineering，1991.http：／／www.oecd－nea.org／science／shielding／sinbad／65p／p65－abs.htm

[24]LA150Documentation of Cross Sections，Heating，and Damage：Part A （Incident Neutrons）and Part B（Incident Protons）[R］. LOS Alamos National Laboratory，LOS Alamos，NM 87545.