原文链接:万方
孙梦萍,邹俊,王芳,贾伟,胡丽琴
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.
中国科学技术大学%中国科学院核能安全技术研究所
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
核技术
2014009