加速器驱动次临界系统高能核数据库的制作及应用

李勋昭，吴宏春，郑友琦，周生诚，何明涛

（西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安 710049）

近年来，加速器驱动次临界系统（ADS）作为可使核能大规模、可持续发展的创新技术路线在国际上形成了一个研究热点，研究表明ADS是理想的长寿命放射性废物焚烧炉［1］，是嬗变次锕系核素（MA）的有效技术途径之一。ADS主要是由质子加速器、散裂靶及次临界堆芯组成，质子加速器产生的高能质子轰击重核散裂靶产生高能的散裂中子，从而驱动次临界堆芯发生核反应，以达到嬗变核废料和增殖核燃料的目的。

目前，对于ADS反应堆核设计采用的核数据库主要是基于现有的反应堆核设计的核数据库或改进后的核数据库。大多核数据库的能量上限为20 MeV，而ADS 中，散裂中子源的中子能量分布范围广、跨度大，可从10-5eV 到GeV。现有的专用核数据库忽略20 MeV 以上的中子数据对ADS的影响，这必将给ADS的核设计带来一定的偏差。

为分析高能核数据对ADS性能参数的影响，本文基于JENDL-HE-2007高能中子评价库［2］，使用NJOY程序［3］加工适用于蒙特卡罗程序计算的ACE格式的ADS专用核数据库NECL-HE／MC，并采用一系列的基准题实验例题对该核数据库进行校核以检验数据库的合理性。最后基于NECL-HE／MC核数据库，分析不同能量段的散裂中子源对ADS外中子源效率的影响。

1 NECL-HE／MC核数据库的设计与制作

1.1 NECL-HE／MC核数据库的NJOY建模

NECL-HE／MC核数据库主要是针对ADS的蒙特卡罗程序模拟计算使用。该核数据库的格式为ACE格式，制作流程如图1所示。评价库来源日本的JENDL-HE-2007。JENDL-HE-2007包含能量高达3GeV 的106种核素的中子核反应数据。由于NJOY 程序版本的问题，其中235U 和14N 两种核素无法成功加工制作。本文共加工104种核素的高能核数据库。

图1 NECL-HE／MC核数据库制作流程Fig.1 Processing sequence of NECL-HE／MC nuclear data library

1.2 NECL-HE／MC核数据库制作参数选择

本文加工的核素的温度均取300K。制作过程中主要参数选择列于表1。

表1 NECL-HE／MC核数据库制作参数Table 1 Parameter of NECL-HE／MC nuclear data library

2 NECL-HE／MC核数据库的数值验证

2.1 散裂靶模型的计算

使用MCNPX［4］模拟计算质子束和208Pb靶的相互作用。计算模型参考MCNPX 说明书中附录E 的例题1，靶直径为10cm，长为30cm，质子束直径为7 cm。分别采用LA150N 数据 库、IAEA-ADS截 面 库［5］网 站 上1GeV 的208Pb数据库以及NECL-HE／MC 数据库进行MCNPX 模拟计算，质子束的能量分别取1、1.5、2、2.5、3GeV。散裂中子产额如图2所示。3种核数据库吻合良好。1GeV 质子束轰击208Pb靶产生的散裂中子能谱如图3所示。散裂中子能谱分布趋势一致。在低能量段，由于评价库来源不同，散裂中子能谱偏差较大，在高能段，散裂中子能谱曲线几乎重合。

图2 采用不同核数据库计算的不同能量质子束轰击208Pb靶的散裂中子产额Fig.2 Spallation neutron yield of 208Pb target with different energy incident protons and nuclear data libraries

图3 1GeV 质子束轰击208Pb靶产生的散裂中子能谱Fig.3 Spallation neutron spectrum of 208Pb target with energy of 1GeV incident proton

2.2 临界基准实验装置的验证

利用国际临界安全基准评价实验（ISBEP2006［6］）中 的 高 富 集235U 装 置、中 富集235U 装 置、低 富 集235U 装 置、Pu 装 置、U-Pu装 置和233U 装 置6 类 临 界 装 置 对NECL-HE／MC 数据库进行了数值验证。基于NECLHE／MC数据库和西安交通大学NECP实验室自主开发的基于ENDF／B-Ⅶ.0［7］的NECL-1.0／MC［8］数据库，使用MCNP5［9］统计keff，以及在10×10-5～0.625eV、0.625eV～100keV和100keV 以上3个能量区间的中子注量率、并将统计结果与临界安全基准实验装置实验值进行比较。各实验装置的描述列于表2。具体的几何及材料描述见国际临界安全基准评价实验手册ISBEP2006。keff计算结果如图4所示。NECL-HE／MC和NECL-1.0／MC的结果基本一致，NECL-HE／MC 大多的计算结果与实验值吻合良好。

临界基准题在10×10-5～0.625 eV、0.625eV～100keV 和100keV 以上3个能量区间的中子注量率列于表3，NECL-HE／MC和NECL-1.0／MC 的 结 果 基 本 一 致，NECLHE／MC的计算结果更倾向于实验值。NECLHE／MC与实验的keff的结果基本吻合。

3 NECL-HE／MC核数据库的应用

3.1 外中子源效率的定义和计算模型的建立

外中子源效率是评价ADS的重要参数之一。本文基于NECL-HE／MC核数据库，建立简化的ADS计算模型，模拟散裂中子源对ADS外中子源效率的影响。外中子源效率φ＊为：

将散裂中子源的能量分为4段，分别为0～5、5～20、20～150、150～1 500 MeV。对于每个能量段Si内的外中子源效率φ＊i 可表达为：

通过简单的推导，可得到总外中子源效率与各能量段外中子源效率的关系，表达式如下：

式中，〈〉表示积分算符。

表2 临界安全基准实验装置描述Table 2 Description of criticality safety benchmark experiment assembly

图4 临界安全基准题keff比较Fig.4 Comparison of criticality safety benchmark keff

质子束能量为1.5GeV，燃料为弥散体燃料（TRU-10Zr）-Zr＊。超铀核素（TRU）中包含Pu向量和241Am。分别设置keff为0.94、0.96及0.98。

3.2 计算结果及分析

不同次临界度下各能量段散裂中子源对外中子源效率的影响列于表4。计算结果表明，2.5%的高能散裂中子源（高于20 MeV）对外中子源效率的贡献在20%左右，同时在一定的次临界范围内，这种贡献值基本保持稳定。散裂中子源的能谱分布对外中子源效率的影响至关重要，由于本文所设计的模型中，散裂中子源主要分布在0～5MeV的能量区间内，但很明显的是低能段由于散裂中子源能谱相对高能区较软，故相应的外中子源效率比较小，随着散裂中子源能量的增加，外中子源效率急剧增加，甚至高达20左右，远大于20MeV 以下中子能量段所引起的外中子源效率。散裂中子源的能谱对外中子源效率的影响很大，同时，如果忽略高能散裂中子源，将会给ADS设计带来较大的偏差。

表3 临界安全基准题中子注量率比较Table 3 Comparison of criticality safety benchmark neutron fluence rate

表4 不同次临界度下各能量段散裂中子源对外中子源效率的影响Table 4 Effect of spallation neutron source for different energy segments on external neutron source efficiency under different sub-criticalities

4 讨论及结论

本工作针对ADS具有中子能量范围广、跨度大的特点，基于JENDL-HE-2007中子评价库，使用NJOY 程序成功地加工NECL-HE／MC核数据库。经过简单的高能散裂靶和国际临界安全基准题实验装置的验证，验证了该核数据库的可靠性与合理性。针对散裂中子源对ADS外中子源效率的影响，设计了一简化的ADS模型，分析了不同次临界度下，0～5、5～20、20～150、150～1 500 MeV 4个能量段的散裂中子源对外中子源效率的影响，研究表明，2.5%的高能散裂中子源（高于20 MeV）对总外中子源效率的贡献在20%左右，同时在一定的次临界范围内，这种贡献值基本保持稳定。高能散裂中子源不容忽略。

由于高能数据基准题（尤其是达到GeV 以上数据）的缺乏，NECL-HE／MC 核数据库的验证还存在不足，有待进一步的验证。高能散裂中子源对ADS的外中子源影响较大。对ADS设计的其他参数（如结构材料的原子离位损伤）的影响有待进一步分析研究。

［1］ 赵志祥，夏海鸥.加速器驱动次临界系统（ADS）与核能可持续发展［J］.中国核电，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］ 刘志彦.中子学计算中的连续能量核数据库和多群核数据库的开发［D］.西安：西安交通大学，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.