加速器驅動次臨界系統高能核數據庫的制作及應用

李勛昭，吳宏春，鄭友琦，周生誠，何明濤

（西安交通大學 核科學與技術學院，陜西 西安 710049）

近年來，加速器驅動次臨界系統（ADS）作為可使核能大規模、可持續發展的創新技術路線在國際上形成了一個研究熱點，研究表明ADS是理想的長壽命放射性廢物焚燒爐［1］，是嬗變次錒系核素（MA）的有效技術途徑之一。ADS主要是由質子加速器、散裂靶及次臨界堆芯組成，質子加速器產生的高能質子轟擊重核散裂靶產生高能的散裂中子，從而驅動次臨界堆芯發生核反應，以達到嬗變核廢料和增殖核燃料的目的。

目前，對于ADS反應堆核設計采用的核數據庫主要是基于現有的反應堆核設計的核數據庫或改進后的核數據庫。大多核數據庫的能量上限為20 MeV，而ADS 中，散裂中子源的中子能量分布范圍廣、跨度大，可從10-5eV 到GeV。現有的專用核數據庫忽略20 MeV 以上的中子數據對ADS的影響，這必將給ADS的核設計帶來一定的偏差。

為分析高能核數據對ADS性能參數的影響，本文基于JENDL-HE-2007高能中子評價庫［2］，使用NJOY程序［3］加工適用于蒙特卡羅程序計算的ACE格式的ADS專用核數據庫NECL-HE／MC，并采用一系列的基準題實驗例題對該核數據庫進行校核以檢驗數據庫的合理性。最后基于NECL-HE／MC核數據庫，分析不同能量段的散裂中子源對ADS外中子源效率的影響。

1 NECL-HE／MC核數據庫的設計與制作

1.1 NECL-HE／MC核數據庫的NJOY建模

NECL-HE／MC核數據庫主要是針對ADS的蒙特卡羅程序模擬計算使用。該核數據庫的格式為ACE格式，制作流程如圖1所示。評價庫來源日本的JENDL-HE-2007。JENDL-HE-2007包含能量高達3GeV 的106種核素的中子核反應數據。由于NJOY 程序版本的問題，其中235U 和14N 兩種核素無法成功加工制作。本文共加工104種核素的高能核數據庫。

圖1 NECL-HE／MC核數據庫制作流程Fig.1 Processing sequence of NECL-HE／MC nuclear data library

1.2 NECL-HE／MC核數據庫制作參數選擇

本文加工的核素的溫度均取300K。制作過程中主要參數選擇列于表1。

表1 NECL-HE／MC核數據庫制作參數Table 1 Parameter of NECL-HE／MC nuclear data library

2 NECL-HE／MC核數據庫的數值驗證

2.1 散裂靶模型的計算

使用MCNPX［4］模擬計算質子束和208Pb靶的相互作用。計算模型參考MCNPX 說明書中附錄E 的例題1，靶直徑為10cm，長為30cm，質子束直徑為7 cm。分別采用LA150N 數據 庫、IAEA-ADS截 面 庫［5］網 站 上1GeV 的208Pb數據庫以及NECL-HE／MC 數據庫進行MCNPX 模擬計算，質子束的能量分別取1、1.5、2、2.5、3GeV。散裂中子產額如圖2所示。3種核數據庫吻合良好。1GeV 質子束轟擊208Pb靶產生的散裂中子能譜如圖3所示。散裂中子能譜分布趨勢一致。在低能量段，由于評價庫來源不同，散裂中子能譜偏差較大，在高能段，散裂中子能譜曲線幾乎重合。

圖2 采用不同核數據庫計算的不同能量質子束轟擊208Pb靶的散裂中子產額Fig.2 Spallation neutron yield of 208Pb target with different energy incident protons and nuclear data libraries

圖3 1GeV 質子束轟擊208Pb靶產生的散裂中子能譜Fig.3 Spallation neutron spectrum of 208Pb target with energy of 1GeV incident proton

2.2 臨界基準實驗裝置的驗證

利用國際臨界安全基準評價實驗（ISBEP2006［6］）中 的 高 富 集235U 裝 置、中 富集235U 裝 置、低 富 集235U 裝 置、Pu 裝 置、U-Pu裝 置和233U 裝 置6 類 臨 界 裝 置 對NECL-HE／MC 數據庫進行了數值驗證。基于NECLHE／MC數據庫和西安交通大學NECP實驗室自主開發的基于ENDF／B-Ⅶ.0［7］的NECL-1.0／MC［8］數據庫，使用MCNP5［9］統計keff，以及在10×10-5～0.625eV、0.625eV～100keV和100keV 以上3個能量區間的中子注量率、并將統計結果與臨界安全基準實驗裝置實驗值進行比較。各實驗裝置的描述列于表2。具體的幾何及材料描述見國際臨界安全基準評價實驗手冊ISBEP2006。keff計算結果如圖4所示。NECL-HE／MC和NECL-1.0／MC的結果基本一致，NECL-HE／MC 大多的計算結果與實驗值吻合良好。

臨界基準題在10×10-5～0.625 eV、0.625eV～100keV 和100keV 以上3個能量區間的中子注量率列于表3，NECL-HE／MC和NECL-1.0／MC 的 結 果 基 本 一 致，NECLHE／MC的計算結果更傾向于實驗值。NECLHE／MC與實驗的keff的結果基本吻合。

3 NECL-HE／MC核數據庫的應用

3.1 外中子源效率的定義和計算模型的建立

外中子源效率是評價ADS的重要參數之一。本文基于NECL-HE／MC核數據庫，建立簡化的ADS計算模型，模擬散裂中子源對ADS外中子源效率的影響。外中子源效率φ＊為：

將散裂中子源的能量分為4段，分別為0～5、5～20、20～150、150～1 500 MeV。對于每個能量段Si內的外中子源效率φ＊i 可表達為：

通過簡單的推導，可得到總外中子源效率與各能量段外中子源效率的關系，表達式如下：

式中，〈〉表示積分算符。

表2 臨界安全基準實驗裝置描述Table 2 Description of criticality safety benchmark experiment assembly

圖4 臨界安全基準題keff比較Fig.4 Comparison of criticality safety benchmark keff

質子束能量為1.5GeV，燃料為彌散體燃料（TRU-10Zr）-Zr＊。超鈾核素（TRU）中包含Pu向量和241Am。分別設置keff為0.94、0.96及0.98。

3.2 計算結果及分析

不同次臨界度下各能量段散裂中子源對外中子源效率的影響列于表4。計算結果表明，2.5%的高能散裂中子源（高于20 MeV）對外中子源效率的貢獻在20%左右，同時在一定的次臨界范圍內，這種貢獻值基本保持穩定。散裂中子源的能譜分布對外中子源效率的影響至關重要，由于本文所設計的模型中，散裂中子源主要分布在0～5MeV的能量區間內，但很明顯的是低能段由于散裂中子源能譜相對高能區較軟，故相應的外中子源效率比較小，隨著散裂中子源能量的增加，外中子源效率急劇增加，甚至高達20左右，遠大于20MeV 以下中子能量段所引起的外中子源效率。散裂中子源的能譜對外中子源效率的影響很大，同時，如果忽略高能散裂中子源，將會給ADS設計帶來較大的偏差。

表3 臨界安全基準題中子注量率比較Table 3 Comparison of criticality safety benchmark neutron fluence rate

表4 不同次臨界度下各能量段散裂中子源對外中子源效率的影響Table 4 Effect of spallation neutron source for different energy segments on external neutron source efficiency under different sub-criticalities

4 討論及結論

本工作針對ADS具有中子能量范圍廣、跨度大的特點，基于JENDL-HE-2007中子評價庫，使用NJOY 程序成功地加工NECL-HE／MC核數據庫。經過簡單的高能散裂靶和國際臨界安全基準題實驗裝置的驗證，驗證了該核數據庫的可靠性與合理性。針對散裂中子源對ADS外中子源效率的影響，設計了一簡化的ADS模型，分析了不同次臨界度下，0～5、5～20、20～150、150～1 500 MeV 4個能量段的散裂中子源對外中子源效率的影響，研究表明，2.5%的高能散裂中子源（高于20 MeV）對總外中子源效率的貢獻在20%左右，同時在一定的次臨界范圍內，這種貢獻值基本保持穩定。高能散裂中子源不容忽略。

由于高能數據基準題（尤其是達到GeV 以上數據）的缺乏，NECL-HE／MC 核數據庫的驗證還存在不足，有待進一步的驗證。高能散裂中子源對ADS的外中子源影響較大。對ADS設計的其他參數（如結構材料的原子離位損傷）的影響有待進一步分析研究。

［1］ 趙志祥，夏海鷗.加速器驅動次臨界系統（ADS）與核能可持續發展［J］.中國核電，2009，2（3）：202-211.ZHAO Zhixiang，XIA Haihong.Study on ADS and the sustainable development of nuclear energy［J］.China Nuclear Power，2009，2（3）：202-211（in Chinese）.

［2］ JENDL-HE-2007［DB／OL］.2014-10-25.http：∥www-nds.iaea.org／public／download-endf／JENDLHE-2007／.

［3］ MacFARLANE R，MUIR D.The NJOY nuclear data processing system，version 91，LA-12740-M［R］.USA：LANL，1994.

［4］ PELOWITZ D B.MCNPX［TM］user's manual，version 2.5.0，LA-CP-05-0369［R］.USA：LANL，2005.

［5］ ADS-HE nuclear data library［DB／OL］.2014-10-25.http：∥www-nds.iaea.org／ads／adshe.html.

［6］ YOLANDA R，ALI N，ENRICO S，et al.International criticality safety benchmark evaluation working group participants［R］.France：Organization for Economic Cooperation and Development Nuclear Energy Agency，2006.

［7］ ENDF／B-Ⅶ.0［DB／OL］.2014-10-25.http：∥wwwnds.iaea.org／public／download-endf／ENDF-B-Ⅶ.0／.

［8］ 劉志彥.中子學計算中的連續能量核數據庫和多群核數據庫的開發［D］.西安：西安交通大學，2011.

［9］ X-5 Monte Carlo Team. MCNP：A general Monte Carlo N-particle transport code，Version 5，LA-UR-03-1987［R］.USA：LANL，2003.