溫麗麗,吳海成,張環(huán)宇
(中國原子能科學(xué)研究院 中國核數(shù)據(jù)中心,北京 102413)
在反應(yīng)堆工程應(yīng)用中,熱中子散射數(shù)據(jù)對熱堆計算和設(shè)計具有重要影響,尤其是熱中子散射截面的有效計算對求解精確熱譜、制作熱群常數(shù)、解決熱堆工程問題至關(guān)重要[1]。然而,目前能直接應(yīng)用于工程的ACE格式的熱中子散射數(shù)據(jù)并不多,2008年,Little等[2]基于ENDF/B-Ⅶ.0數(shù)據(jù)制作了MCNP用的熱化數(shù)據(jù)庫ENDF70SAB。2010—2012年,國內(nèi)基于ENDF/B-Ⅶ數(shù)據(jù)也分別制作了超臨界水堆及釷基熔鹽堆用的ACE格式的熱中子散射數(shù)據(jù)[3-4]。2012年,順應(yīng)核能應(yīng)用需求,中國核數(shù)據(jù)中心基于ENDF/B-Ⅶ.1庫采用NJOY程序制作了一個應(yīng)用于MCNP模擬的多溫度連續(xù)能量點截面庫CENACE,也正由于熱中子散射數(shù)據(jù)在工程應(yīng)用中的不可或缺性,CENACE庫中熱散射中子文檔的研制成為極其關(guān)鍵的一部分。本文采用NJOY99程序,將ENDF/B-Ⅶ.1庫中的18種材料的熱散射率數(shù)據(jù)制作成ACE格式熱中子散射數(shù)據(jù),并驗證熱中子ACE文檔的完整性和可用性。
熱中子散射截面一般分三大類:相干彈性散射、非相干彈性散射、非相干非彈性散射[5]。NJOY程序中用于處理熱散射數(shù)據(jù)的是THERMR模塊,針對截面數(shù)據(jù)的不同存儲格式THERMR可做出相應(yīng)處理[6]。
1) 相干彈性散射截面。主要針對結(jié)晶固體如石墨或鈹,晶體的相干彈性散射雙微分截面如下:
(E→E′,μ,T)=
其中:E為入射中子能量,eV;E′為次級中子能量,eV;Ω為立體角;μ為散射角余弦;T為慢化劑溫度,K;δ為δ函數(shù);i為布拉格邊緣次序;Ei為布拉格邊緣能量,eV;si(T)正比于結(jié)構(gòu)因子,eV·b;晶格平面的特征散射余弦μi由下式表示:
2) 非相干彈性散射截面。主要針對含氫固體如固體甲烷、聚乙烯、氫化鋯,其雙微分截面表達式為:
(E→E′,μ,T)=
其中:σb為特征束縛散射截面;W′(T)為與材料及溫度相關(guān)的德拜威爾系數(shù),由D-W積分除以原子質(zhì)量得到。該公式適用于5 eV以上的能量,其截面如下:
3) 非相干非彈性散射截面。幾乎對所有材料均很重要。非彈性散射一般用熱中子散射律描述,一個慢化劑分子或晶體的非相干非彈性散射雙微分截面如下:
(E→E′,μ,T)=
其中:NS為1個分子或晶胞含有的原子個數(shù);Mn為分子或晶胞中第n種原子的數(shù)目:E為入射中子能量;β為能量轉(zhuǎn)移;α為動量轉(zhuǎn)移;An為第n種原子的質(zhì)量;A0為分子中主散射原子的質(zhì)量;σbn為第n種原子的束縛散射截面;k為波爾茲曼常數(shù);μ為實驗室系散射角余弦。α和β可分別表示為:
β=(E′-E)/kT
第3類截面在文檔7(反應(yīng)道號MT=4)存儲的是熱散射律S(α,β,T)。計算非彈性散射截面時THERMR模塊根據(jù)輸入卡中設(shè)置的主原子個數(shù)計算σbn,再利用相應(yīng)溫度下的S(α,β,T)計算散射截面,并根據(jù)等概率角個數(shù)的設(shè)置要求計算平均散射角余弦。
CENACE熱散射中子文檔的制作[7]流程如圖1所示。整個制作過程需同時使用相關(guān)材料的全套中子數(shù)據(jù)和熱散射數(shù)據(jù)。本工作中,全套中子數(shù)據(jù)來自中國評價數(shù)據(jù)庫核電專版CENDL-NP,熱散射數(shù)據(jù)則采用了ENDF/B-Ⅶ.1評價數(shù)據(jù)庫的熱散射律子庫(相對于ENDF/B-Ⅶ.0增加了材料二氧化硅的熱散射律數(shù)據(jù))。全套中子數(shù)據(jù)經(jīng)共振重造RECONR和溫度展寬BROADR,生成所需溫度的PENDF格式數(shù)據(jù),作為下一個模塊THERMR進行熱化處理的輸入文檔。以文檔7形式存儲的特定材料的熱散射數(shù)據(jù)也作為THERMR的輸入文檔。在THERMR的輸入卡中,選擇適當(dāng)?shù)膹椥陨⑸淠P停趦煞N數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上計算特定材料的熱散射截面和雙微分截面數(shù)據(jù)。這些數(shù)據(jù)經(jīng)ACER模塊處理最終生成所需的熱散射數(shù)據(jù)ACE文檔。
表1列出了ENDF/B-Ⅶ.1中18種材料的THERMR模塊的部分參數(shù)設(shè)置,包括溫度、各主要原子個數(shù)、彈性散射類型、等概率角區(qū)間數(shù)等。其中,除等概率角區(qū)間數(shù)外的所有參數(shù)均根據(jù)文檔7數(shù)據(jù)設(shè)置,例如彈性散射的有無由文檔7中是否給出反應(yīng)道號MT=2數(shù)據(jù)決定,而彈性相干或非相干的選擇則由MT=2數(shù)據(jù)下的另一標(biāo)識符LTHR決定,總之,這些參數(shù)需根據(jù)評價數(shù)據(jù)給出的溫度、使用的模型等進行適當(dāng)?shù)倪x擇以正確地將熱散射率還原成截面和雙微分截面數(shù)據(jù)。
圖1 熱中子ACE文檔制作流程
表1 18種材料的THERMR參數(shù)
繪圖測試的目的在于檢查熱散射中子ACE文檔的完整性和可用性。如圖1所示,在CENACE庫熱中子散射文檔的制作過程中,采用NJOY99程序的ACER模塊將ACE文檔中的熱區(qū)截面、平均散射角余弦和非彈散射次級中子平均能量進行標(biāo)準(zhǔn)繪圖,生成PostScript格式的繪圖文件。經(jīng)測試,CENACE庫中所有熱散射ACE文檔均能被正常繪制,表明不存在數(shù)據(jù)記錄不完整問題。進一步分析表明,所有PostScript格式繪圖文件顯示的參數(shù)變化趨勢均可從物理角度進行正確解釋,證明數(shù)據(jù)準(zhǔn)確可靠,不存在異?,F(xiàn)象。
圖2 鈹?shù)臒釁^(qū)截面和平均散射角余弦
將由21個熱散射數(shù)據(jù)文檔描述的18種材料的熱散射全截面與EXFOR數(shù)據(jù)庫中的實驗數(shù)據(jù)[9-20](其中,液態(tài)正氫、液態(tài)正氘和液態(tài)仲氘未查到實驗數(shù)據(jù))及相應(yīng)的自由氣體模型計算的全截面進行比較分析。測試結(jié)果示于圖3~7。
圖3為常溫下輕水的散射截面評價值與實驗數(shù)據(jù)的比較。中子入射能量在4×10-10MeV以上,評價值與實驗值符合非常好;4×10-10MeV以下則出現(xiàn)評價值逐漸較實驗值偏高的情況。對于熱堆,1×10-9MeV以下的中子注量率已非常小,上述偏離對計算結(jié)果的影響可忽略。
圖3 輕水的熱區(qū)截面評價值與實驗值的比較
圖4為常溫下重水的散射截面評價值與實驗數(shù)據(jù)的比較,在1×10-9MeV和熱能點附近,評價值均較實驗值略偏高,有待進一步改進。
圖5示出了金屬鈹?shù)臒釁^(qū)截面。雖然圖中金屬鈹?shù)臒釁^(qū)實驗數(shù)據(jù)在5×10-9MeV以下存在較顯著的分歧,但評價值與文獻[16]的評價值符合,考慮文獻[15]的實驗可能存在的誤差情況下也與該實驗符合,故可認為整體符合良好。
圖4 重水的熱區(qū)截面評價值與實驗值的比較
圖5 鈹?shù)臒釁^(qū)截面評價值與實驗值的比較
圖6 聚乙烯的熱區(qū)截面評價值與實驗值的比較
圖6示出了聚乙烯的熱區(qū)截面,7×10-9~10-5MeV能區(qū)評價值與實驗值在誤差范圍內(nèi)一致,說明該材料的熱散射截面在常見的熱堆中是可靠的,但在7×10-9MeV能區(qū)以下,評價值略偏高。二者的差異可能與聚乙烯樣品中晶體化比例有關(guān)。
圖7示出了UO2的熱區(qū)截面評價值與實驗值的比較。比較結(jié)果顯示,雖然兩家實驗數(shù)據(jù)本身存在一定的分歧,但在5×10-9MeV以下,實驗值均比評價值偏高,且接近2倍。評價值與實驗值分歧的原因需進一步研究。
18種材料的比較結(jié)果列于表2。
圖7 UO2的熱區(qū)截面評價值與實驗值的比較
表2 18種材料的比較結(jié)果
其中,評價值與實驗值符合很好的材料有輕水、鈹、氧化鈹、石墨、苯、鐵、鋁、液態(tài)甲烷、聚乙烯;其次是重水和氫化鋯,重水有待改進的是在熱能點附近評價值較實驗值略有偏高,而氫化鋯則由于實際晶體中氫和鋯的比例存在一定范圍內(nèi)的不確定性,導(dǎo)致評價值較實驗值整體偏高;液態(tài)仲氫、正氘、仲氘缺少實驗數(shù)據(jù);氧化硅的評價值與實驗值符合情況一般,在熱能點之下兩者整體趨勢符合,但在熱能點之上評價值較實驗值偏高,可能的原因是非彈性散射被低估;液態(tài)仲氫的評價值在2×10-8MeV處低于實驗值,有待進一步改進;固態(tài)甲烷與氧化鈾的兩種數(shù)據(jù)仍需進一步研究證實??傮w而言,對于常用慢化劑,新制作的熱散射數(shù)據(jù)與實驗值符合良好,可應(yīng)用于熱堆中子學(xué)計算。
本文通過研究熱中子理論,利用NJOY99程序?qū)NDF/B-Ⅶ.1庫中的18種材料的熱散射率數(shù)據(jù)制作成ACE格式熱中子散射數(shù)據(jù)。為驗證熱中子ACE文檔的完整性和可用性,對加工得到的數(shù)據(jù)進行繪圖測試,并將熱散射截面的計算結(jié)果與實驗測量值進行比較。測試表明,所有ACE文檔數(shù)據(jù)準(zhǔn)確可靠,不存在異?;虿缓侠淼痊F(xiàn)象;對于常見反應(yīng)堆慢化劑材料,新制作的熱散射數(shù)據(jù)與實驗值符合良好,個別材料的熱散射律評價數(shù)據(jù)有待進一步研究與改進。
參考文獻:
[1] 謝仲生,尹邦華,羅經(jīng)宇. 核反應(yīng)堆物理分析[M]. 北京:原子能出版社,1996.
[2] LITTLE R C, TRELLUE H R, MACFARLANE R E, et al. New neutron, proton, andS(α,β) MCNP data libraries based on ENDF/B-Ⅶ, LA-UR-08-2909[R]. US: Los Alamos National Laboratory, 2008.
[3] 梅龍偉. MCNP溫度相關(guān)熱中子散射數(shù)據(jù)庫研制[D]. 上海:中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所,2012.
[4] 陳朝斌,陳義學(xué),王佳,等. MCNP程序用熱中子散射數(shù)據(jù)制作和檢驗[J]. 原子能科學(xué)技術(shù),2010,44(11):1 335-1 341.
CHEN Chaobin, CHEN Yixue, WANG Jia, et al. Generating and validation of thermal neutron scattering library for MCNP[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(11): 1 335-1 341(in Chinese).
[5] HEMAN M, TRKOV A. ENDF-6 formats manual, data formats and procedures for the evaluated nuclear data file ENDF/B-Ⅵ and ENDF/B-Ⅶ[R]. US: Brookhaven National Laboratory, 2009.
[6] MACFARLANE R E. NJOY99.0, code system for producing pointwise and multigroup neutron and photon cross section from ENDF/B data[R]. US: Los Alamos National Laboratory, 2000.
[7] MACFARLANE R E, KAHLER A C. Methods for processing ENDF/B-Ⅶ with NJOY[J]. Nuclear Data Sheets, 2010, 12(111): 2 739-2 890.
[8] 貝爾 G I,格拉斯登S. 核反應(yīng)堆理論[M]. 北京:原子能出版社,1970.
[9] RUSSELL J L, NEILL J M, BROWN J R. Total cross section measurements in H2O[R]. US: Gulf Energy and Environmental Systems, 1966.
[10] SMITH R R, TAYLOR T I. Data retrieved from the EXFOR database, file EXFOR 11172[R]. [S. l.]: [s. n.], 1953.
[11] HEINLOTH K. Scattering of subthermal neutrons by H2O, CH2O2and C6H6[J]. Zeitschrift fuer Physik, 1961, 163: 218.
[12] MEYERS V W. Data retrieved from the EXFOR database, file EXFOR 11019[R]. [S. l.]: [s. n.], 1953.
[13] DRITSA S, GAITANIS N. Data retrieved from the EXFOR database, file EXFOR 20038[R]. [S. l.]: [s. n.], 1971.
[14] KROPFF F, LATORRE J R, GRANADA J R, et al. Data retrieved from the EXFOR database, file EXFOR 30283[R]. [S. l.]: [s. n.], 1974.
[15] PALEVSKY H, SMITH R R. Data retrieved from the EXFOR database, file EXFOR 11204[R]. [S. l.]: [s. n.], 1952.
[16] GERASIMOV V F, ZENKEVICH V S, MOSKALEV S S, et al. The total neutron cross section of beryllium[R]. Russia: Institut Atomnoi Energii, 1972.
[17] HERDADE S B, BECHARA M J, RODRIGUEZ C, et al. Neutron cross-sections of polyethylene and light water in the energy range 8.2×10-4-1.3×10-1eV[R]. Sao Paulo, Brazil: de Pesquisas Energeticas e Nucleares, 1969.
[18] GRANADA J R, DAWIDOWSKI J, MAYER R E, et al. Thermal neutron cross section and transport properties of polyethylene[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1987, 261: 573-578.
[19] RODRIGUEZ C, VINHAS L A, HERDADE S B, et al. Total cross-section of UO2versus lambda and thermal absorption cross-section[R]. Sao Paulo, Brazil: de Pesquisas Energeticas e Nucleares, 1967.
[20] ADIB M, ABDEL-KAWY A, ASHRY A, et al. Measurements of the total neutron cross-sections of U and UO2below 2 eV at different temperatures[R]. Australia: [s. n.], 1982.