核数据评价与中国评价核数据库CENDL

葛智刚，续瑞瑞，刘 萍

(中国原子能科学研究院 核数据重点实验室，中国核数据中心，北京 102413)

核数据作为核反应与核结构基础研究的表征，是用来描述原子核自身特性以及原子核与其他粒子发生反应的基础数据。因此，一切与原子核本身特性和核反应有关的核基础研究、核工程研究以及核技术应用均离不开核数据的支撑。核数据也扮演着核基础研究与核工程应用的重要桥梁作用，核数据的准确性与可靠性将直接影响核基础研究、核工程与核技术应用的可靠性、安全性和经济性等。

19世纪Becquerel发现铀的放射性后[1]，科学家们就开始原子核特性的核数据研究。1932年Chadwick发现中子和1942年Fermi实现中子诱发重核链式反应后，人们就开始测量中子诱发核反应的数据。特别是美国在曼哈顿计划实施前及实施过程中就开始收集中子反应核数据，如：为第1颗原子弹设计研究，美国在1942年Y计划开始就开展235U和239Pu的中子反应截面、能谱等重要数据研究[2]，这些数据是235U、239Pu临界质量计算极为关键的数据。这些研究为原子弹成功研制提供了极重要的基础数据。1948年美国国家标准局开始建立了核数据计划，并收集包括同位素丰度、中子反应截面、衰变模式、转换系数、辐射能量、放射性半衰期等核数据。1966年美国启动截面评价工作组(CSEWG)计划，1967年正式成立了美国国家核数据中心[3]，并于1968年正式发布美国评价核数据库ENDF/B第1版[4]。

20世纪60年代后期随着原子核基础研究不断深入，原子能和平利用和核技术应用不断拓展，以及核数据需求和应用的发展，国际上科学技术发达国家与地区相应地建立了各自的核数据研究机构和研究计划。如经济合作组织核能署(OECD/NEA)建立的数据银行(DataBank)和国际核数据评价合作工作组计划(WPEC)、国际原子机构(IAEA)建立的核数据科和其牵头的国际核反应数据中心网络(NRDC)以及国际核数据评价网络(INDEN)计划等。这些计划包含了核数据实验测量、核数据评价建库以及核数据宏观检验技术研究。与此同时，美国、欧洲、苏联和IAEA之间的核数据国际合作也逐渐展开。我国于1975年正式成立了中国核数据中心(CNDC)，并在我国1984年正式加入IAEA后参与了核数据研究的国际合作。

由于核工程应用与核科学研究不但需要一些特定的原子核特性和核反应信息，而且也需要更全面的核数据信息。但实验测量面临以下问题：1) 目前人类所掌握的知识与技术无法利用实验获取所有原子核的特性与各种粒子与原子核发生反应信息；2) 对于一些已有的实验测量结果之间存在很大的分歧，需对其进行评价分析后才能提供给用户使用；3) 核工程、核装置的设计研制通常需要全能区、完整的核数据，而实验测量只能给出其中部分数据。

因此为解决上述问题，开展核数据评价研究，利用核反应、核结构相关模型理论来预测无法测量或实验测量有分歧的核数据，并结合已有的实验测量数据评价给出物理上合理、数据种类齐全和能区全的评价核数据尤为重要。将这些评价后的核数据根据不同需求形成不同种类和格式的评价核数据库，如全套评价中子核数据库、裂变产额数据库、衰变数据库等。

经过几十年发展，目前国际上主要的核数据评价计划包含美国ENDF[5]、欧洲JEFF[6]、日本JENDL[7]、中国CENDL[8]和俄罗斯BROND[9]。基于这些研究计划，已形成了国际五大主流评价核数据库系列，且这些评价核数据库已广泛地应用在核能开发、核技术应用以及核基础研究等领域，并发挥非常重要的作用。

20世纪70年代为更好地建设我国独立自主的原子能工业、满足国内核工程用户对核数据的急需，我国组建了包含国内20余家大专院校和科研院所的全国核数据工作协作网[10]，开展了核数据评价建库研究及核数据相关理论模型基础研究，并在微观光学势、预平衡发射机制、裂变反应机制、三体核反应以及辐射俘获等核理论和核数据评价方法等方面取得了较好的结果[11]。在此基础上建立了核数据理论计算框架和MUP[12]、UNF[13-14]计算程序与评价系统，同时还开展了核数据群常数制作与宏观检验方法研究。基于我国建立的核数据评价建库系统，结合我国独立自主测量的实验核数据，完成了CENDL-1[15]、CENDL-2[16]和最新版CENDL-3.2[8]通用评价核数据库以及一批专用核数据库研究建库任务，满足了我国原子能工业建设以及核技术应用对核数据的急需，同时带动了相关核反应与核结构基础研究。

1 评价核数据研究过程

目前国际上评价核数据大都以已有实验测量数据(微观测量数据)为基础，经分析、比较、取舍和适当数学处理，结合核反应理论模型进行计算，并选取合适模型参数使模型计算结果符合已有实验数据，并给出无法测量的核数据，也可根据模型计算结果对实验测量有分歧的数据进行判断。再将评价推荐的实验测量数据和模型计算结果进行合并、统调入库、检查，最终给出物理上自洽且唯一的、成套的评价核数据。为确保评价核数据可靠与适用，还须对其进行宏观基准实验检验，并把检验中发现的问题反馈给评价者，进行再评价(图1)。核数据评价是集实验数据测量与分析、模型理论研究与计算机技术的综合学科，且不断融合不同学科的新原理、新方法，使核数据评价方法更为完善可靠。

图1 核数据评价流程示意图Fig.1 Nuclear data evaluation flow diagram

1.1 实验数据评价

核数据实验核数据评价是对已有测量数据(如核反应截面、角分布、能谱等)进行分析、修正和数学处理，评价推荐给出最可靠实验结果。实验核数据评价有两个重要方面：1) 物理评价，在广泛收集各种有关实验数据基础上，对实验过程进行全面、详尽分析，对数据做出必要修正或取舍，并对其误差进行分析调整，以达到统计意义上一致；2) 数学处理，对在统计意义上一致的数据，经过合并或拟合给出统计意义上最佳推荐值与合理的推荐值误差。完整的实验数据评价过程主要包括实验测量信息与测量数据收集、分析、选取和修正以及处理。

为方便实验测量数据收集使用，IAEA的NRDC计划组织各国共同对国际上的实验核数据进行编纂并建立了实验核反应数据库(EXFOR)[17]。该数据库包括了中子核反应和部分带电粒子核反应实验测量数据。目前，EXFOR数据库已经编纂了24 418条实验测量数据，已成为评价核数据的主要实验数据来源。我国在20世纪80年代就参与该项国际合作，负责编纂我国实验测量的中子与带电粒子核反应实验数据。图2为CNDC近年来完成的EXFOR实验数据编纂统计。

图2 2010年以来CNDC完成编纂的EXFOR文档数量Fig.2 Number of EXFOR entries compiled by CNDC since 2010

对实验测量数据进行评价是核数据评价最重要过程，得到国际核数据界广泛重视。最具代表性的是由IAEA组织开展的国际标准截面评价。标准截面评价在对多核素大量实验数据收集、整理和分析基础上采用同时评价技术，应用核数据处理程序GMAP[18]，评价推荐给出氢中子弹性散射、235,238U中子裂变反应等共9个重要反应道截面数据[19]，这些数据作为核数据评价、核数据测量过程重要的标准数据被广泛应用。我国自加入IAEA开始就参与了国际标准截面评价组工作，并利用同时评价方法对235,238U、239,240Pu中子裂变截面、辐射俘获截面以及阿尔法比值测量等开展评价。图3给出了CNDC利用我国在中国散裂中子源白光中子源(CSNS Back-n)对235,238U裂变比值最新测量结果，用同时评价方法所得235U与239Pu中子裂变截面关联协方差实验评价结果。

图3 利用同时评价所得235U与239Pu中子裂变截面关联协方差实验评价结果Fig.3 Correlated absolute covariance matrix of fission cross sections between 239Pu and 235U

我国核数据评价针对多种核素、多种反应类型实验数据评价以及实验数据协方差分析积累了大量经验，研制了具有自主知识产权的SPCC、CURVEFIT、ASEU等实验数据分析程序[20]并应用到我国核数据评价工作中。图4为CNDC的27Al(n,α)24Na的评价结果，结果表明，中子能量在阈值到20 MeV范围内，实验评价值与国际反应堆剂量与聚变数据库(IRDFF-Ⅱ-b1)数据偏差小于5%。

图4 27Al(n,α)24Na实验数据最新评价结果(a)及与IRDFF-Ⅱ-b1比较结果(b)Fig.4 Comparison between UNF calculations and experimental data (a) and evaluated uncertainties compared with evaluation in IRDFF-Ⅱ-b1 (b) for 27Al(n,α)24Na

1.2 核数据模型计算

核数据模型计算是基于可靠的核理论建立核数据模型程序，并利用已有实验测量数据和模型参数计算得到所需核数据。国际上已发展了系列核数据模型与程序用于核数据评价并给出完整的核数据文档，并根据轻核、中重核、裂变核的核反应特点将核反应理论基础研究最新成果应用到核数据模型计算系统中。

对于轻核反应数据，由于轻核自身核子与参与反应核子数较少，通常基于多核子的统计理论不适用于对其进行描述。因而更多是利用R矩阵理论、微观核子-核子相互作用方法、少体法捷耶夫方程、相空间方法等开展轻核反应核数据计算。我国在1p壳轻核统计理论、两体、三体法捷耶夫方程、R矩阵理论等方面均取得了较好成果。其中，轻核双微分截面计算方法至今处于国际领先水平[21]。近年来，CNDC开展了基于微观裸核子-核子相互作用研究，完成了n-n、n-p散射数据的评价；基于三体法捷耶夫方程计算得到了n-d全套核数据等。图5给出了CENDL-3.2数据库最新的n-n散射数据与美国ENDF/B-Ⅷ.0评价结果的比较，在低能区两者的截面差异在5%左右。

图5 CENDL-3.2基于CD-Bonn势的中子-中子散射数据评价结果与ENDF/B-Ⅷ.0比对结果Fig.5 Comparison of n-n scattering cross sections based on CD-Bonn potential calculation at CNEDL-3.2 with ENDF/B-Ⅷ.0

中重核与裂变核核数据模型计算系统通常包含光学模型、耦合道模型、平衡与预平衡发射等多项核反应模型理论，适用于描述中子、光子、带电粒子等多种类粒子入射诱发核反应数据计算。表1列出了国际上主要用于核数据模型计算程序系统，其中TALYS[22]和EMPIRE[23]应用较广泛。

表1 国际主要核反应数据理论模型计算程序Table 1 Main codes for nuclear data calculation

为使核数据模型参数可靠与合理，20世纪90年代，IAEA主导开展核反应理论模型参数库(RIPL)国际合作研究，目前最新版RIPL已包括了核质量、核能级、核共振、光学势、能级密度、伽马巨共振参数、裂变位垒等核数据模型计算必需参数[24]。该参数库已广泛运用于核数据模型计算与核基础研究。

我国从20世纪80年代就开始独立自主建立核数据模型计算程序系统，分别建立了MUP[12]、UNF[13]和MEND[25]模型程序系统，其中UNF已成为我国核数据模型计算主流程序。UNF程序包含唯象与微观光学势的光学模型，统一的Hauser-Feshbach模型和描述预平衡发射的J、π相关激子模型。特别是在带宽度修正的Hauser-Feshbach模型描述平衡过程发射、核反应过程能量守恒、粒子发射双微分谱计算等研究方面有创新和特色。此外，利用DWBA和软、硬旋转子耦合道模型等进行直接反应模型计算，UNF模型框架如图6所示。图7～9给出了CENDL-3.2中用UNF程序计算的Zr同位素结果与实验值比较，可看出UNF程序计算较好地再现了实验测量结果。

图6 UNF程序中核反应理论模型体系Fig.6 Nuclear reaction model scheme of UNF

图7 UNF计算n+90,92,94,96Zr同位素(n,2n)反应截面与实验值比较Fig.7 Comparison of calculated (n,2n) cross sections of UNF with experimental data for 90,92,94,96Zr

图8 UNF计算n+90～96Zr同位素(n,2n)反应截面Fig.8 Calculated (n,2n) cross sections of UNF with experimental data for 90-96Zr

现有国际核反应程序大多基于唯象模型理论，已较大程度上满足核反应数据模型计算需求，但随着现代计算能力的不断提高，计算机模拟越来越精细，核数据用户对远离β稳定线不稳定核的模型计算可靠性、关键核数据精细结构计算等仍待提高。国际核数据界正积极开展多种类微观理论模型研究，如裂变微观理论等，以进一步提高理论预言能力、提高核数据精度。我国亟需在核反应数据与核结构数据模型研究的可靠性与不确定度分析方面加强研究，为不稳定核的核反应数据与结构数据评价提供更为可靠的基础。

图9 UNF计算n+208Pb弹性角分布与实验值和其他评价库数据比对结果Fig.9 Comparison for calculated angular distributions of neutron elastic scattering from n+208Pb by UNF, other evaluations in ENDF/B-Ⅷ.0, JENDL-5,TENDL-2021, and experimental data

1.3 评价数据建库

核数据评价建库是将评价后的核数据信息按照统一格式存储、建库。20世纪80年代中期IAEA发布了通用评价核数据库格式ENDF-6[26]，极大地方便了评价核数据交流与用户使用。近年来，为更大程度拓展评价核数据库中包含的核物理信息以及更为方便现代计算机系统与编程需要，美国、欧洲等在联合开发新的核数据格式GND[27]，目前GND格式正处于开发中并将会在未来10年内得到推广使用。GND格式的推广与使用将会对目前使用的核数据应用程序产生巨大的影响，我国核数据评价建库研究应尽快开展对GND格式以及相关的研究。

国际各核大国与地区均已建立了评价核数据库，目前美国ENDF/B、日本JENDL、欧洲JEFF、我国CENDL和俄罗斯BROND(现用ROSFOND或FOND)被国际公认为五大主流评价核数据库。近年来随着欧洲TALYS程序日益成熟，基于TALYS程序计算得到TENDL数据库也越来越得到认可。目前上述主流核数据库均朝着种类齐全、核素丰富、入射粒子能区范围更宽方向提升。图10给出了国际主流核数据库核素总数发展情况，可看出各主流数据库均已从最初用户关心的几十个核素增长为几百个，其中，2021年底最新发布的JENDL-5，核素数量已达到795个，且除中子全套评价数据库外，还包含质子、氘、α、光核的核反应数据以及光原子数据、放射性衰变数据、自发裂变产额数据与中子裂变产额数据、热中子散射数据等11个子库，很大程度满足了核工程各领域应用需求。

图10 国际主要评价核数据库核素总体情况Fig.10 Number of nuclides of major nuclear data libraries

1.4 中国评价核数据库最新版CENDL-3.2

2020年6月，我国发布了最新版评价核数据库CENDL-3.2库[8]，中子入射能量范围为10-5eV～20 MeV。较前一版本CENDL-3.1，核素数量由240种增至272种，具体核素列于表2。CENDL-3.2评价过程中使用了UNF程序最新版，并利用含我国自主测量在内的最新实验测量数据。CENDL-3.2对58个核素进行了重新评价和模型计算，对77个核素进行了部分更新评价，其中包括重要核素氢、7Li、56Fe、235,238U和240,241Pu等的中子反应数据。CENDL-3.2还给出了70个裂变产物核主要核反应截面模型相关协方差数据，实用性较前一版本有大幅提高。

表2 CENDL-3.2核素范围和主要更新Table 2 Nuclides list and major updates for CENDL-3.2

2 评价核数据库检验与应用

在核科研、核工程设计中，需使用大量材料的核数据来配套各种研究、设计程序。这些核数据指基于评价核数据制作的群常数库。群常数是求解输运方程必不可少的输入数据，群常数的精度与可靠性将直接影响计算精度和可靠性。

为评估评价核数据在核工程应用中的准确度，对其开展相应的积分检验计算是必不可少的环节。即利用可靠的输运计算程序计算可靠的积分实验的积分量，并将计算值与实验值进行比较分析，可分析评价核数据库的可靠性，使评价核数据能更好地应用于核科研、核工程设计中。

2.1 群常数库制作

群常数制作是应用核数据处理软件将评价核数据库加工制作成核工程应用程序所需的多群或连续点数据文件，并通过适当验证，最终建立应用程序可直接使用的核数据库。

1) 核数据制作程序

核数据制作程序是评价核数据与核工程应用之间的桥梁。目前由美国研制的NJOY[28]程序系统是最广泛应用的核数据制作程序，它可加工制作各种输运程序接口的数据库，如WIMS-D、MATXS、ACE等格式数据库。

为自主建立核数据制作方法与程序，中国核数据中心研发了群常数制作系统Ruler[29]。Ruler采用模块化结构，包含12个主要功能模块，可用来制作点的ENDF格式数据(PENDF)、多群的ENDF格式数据(GENDF)以及WIMS-D格式多群常数。相对NJOY采用的“多次读取，多次使用”的方式，Ruler采用数据输入输出与计算模块相对独立的框架设计，并具有独立的数据处理模块，具有“一次读取，多次使用”的特点。因此，Ruler计算速度快于NJOY。表3列出了Ruler加工制作不同核素的WIMS-D格式数据文件的时间与NJOY的时间的比较，图11、12给出了235U和239Pu的WIMS-D格式群截面的比较，包括吸收截面、输运截面、裂变产生截面、裂变截面、散射截面。结果表明，Ruler与NJOY的群截面的差别在万分之一内。

表3 Ruler与NJOY运行时间比较Table 3 Comparison of running time between Ruler and NJOY

图11 235U群截面比较Fig.11 Comparison of averaged groups cross sections for 235U

2) CENDL-3.2的群常数制作

群常数通常包括多群的或连续点的截面、转移矩阵等，连续点的截面库通常采用ACE格式，该格式数据库可直接应用于M-C输运程序MCNP[30]的输运计算。图13给出了采用NJOY2016制作CENDL-3.2的ACE库的流程。图14给出了部分核素的ACE库的结果。结果表明，CENDL-3.2库所有核素均能被核数据处理程序NJOY正常处理，产生的群常数库完整、数据内容合理。

图12 239Pu群截面比较Fig.12 Comparison of averaged groups cross sections for 239Pu

图13 NJOY2016制作ACE库流程图Fig.13 Flowchart of ACE file generation using NJOY2016

图14 CENDL-3.2的ACE库结果Fig.14 ACE file results of CENDL-3.2

2.2 评价数据库的积分检验

针对评价核数据库的积分检验是核数据评价、建库的重要环节之一。通过检验结果可发现评价核数据的描述积分实验的问题，并对评价核数据的再评价提供依据和反馈意见，更好地应用于核科学研究、核工程设计中。评价核数据积分检验包含了积分实验选取、基于评价核数据开展积分实验进行计算与对结果进行分析。用于评价核数据检验的积分基准实验通常选用几何形状简单、系统结构简单、经专家认可的基准实验，基准实验通常包括临界基准实验和屏蔽基准实验。

1) 临界基准检验

临界基准检验的理论方法通常包括确定论(SN)方法及蒙特卡罗(M-C)方法，通过采用SN方法或M-C方法计算临界装置的有效增殖因数keff、能谱指标、栅元反应率等。对评价核数据库的临界基准检验，基准装置通常是从国际核临界安全手册ICSBEP[31]中选取。

采用M-C程序MCNP对中国评价核数据库CENDL-3.2进行临界基准检验，其基本流程就是基于特定临界基准实验，通过辅助程序的预处理，将准备好的基准实验标准物理模型提交至高性能计算集群进行并行计算，通过计算keff并利用辅助程序提取MCNP计算结果并与实验基准值进行比较，通过绘图辅助程序完成计算结果与基准值、其他评价库的计算结果的比较。图15给出了CENDL-3.2临界基准检验流程图。针对CENDL-3.2的临界基准检验，选取了国际核临界安全手册ICSBEP中1 233个临界基准实验，包括3种类型临界基准实验：686个235U系统、376个钚系统、164个233U系统和7个U-Pu混合系统。

图15 CENDL-3.2临界基准检验流程图Fig.15 Flowchart of criticality benchmarking for CENDL-3.2

图16示出了235U系统的中浓铀系列装置(IEU)检验结果，图17示出了Pu系统的检验结果。其中，C为keff计算值，E为keff实验基准值。EALF为能谱指标，指诱发裂变的平均中子对数能降(勒)对应的能量，其表征了中子能谱的软硬程度，EALF越大，中子通量谱越硬，反之则越软。

图16 中浓铀基准装置的keff的C/E比较Fig.16 Comparison of C/E of keff for IEU

图17 Pu系统基准装置keff的C/E比较Fig.17 Comparison of C/E of keff for Pu system

为量化基准检验结果，还将不同评价库的keff的χ2平均值进行比较，比较结果列于表4。χ2表示计算值与实验基准值之间的偏离程度，χ2越大，两者偏差程度越大；反之，两者偏差越小。χ2的定义如式(1)。

表4 不同评价库的keff的C/E-1平均值、标准差及χ2比较Table 4 Comparison of C/E-1 average, standard deviation and χ2 for keff in different libraries

(1)

其中，Ci为不同评价库的keff计算值；Ei为不同评价库的keff实验基准值；δEi为不同评价库的keff的实验基准值的不确定度。

检验结果表明，与国外评价库检验结果比较，CENDL-3.2对235U系统keff预测能力优于其他主流核数据库；CENDL-3.2对233U系统keff预测能力与其他主流核数据库基本一致，但好于CENDL-3.1的结果；CENDL-3.2对于Pu系统keff预测能力也很好，相比CENDL-3.1结果有大幅提升。从1 233个实验基准检验结果来看，CENDL-3.2整体结果好于CENDL-3.1结果。

采用SN方法对CENDL进行临界基准检验，其基本流程就是基于NJOY等程序系统研制AMPX格式、WIMS-D格式等多群常数库，并采用SN方法计算临界装置的积分参数，并与实验基准值进行比较。图18、19给出了采用CNDC自主开发的PASC4程序系统计算临界装置keff结果比较，包括高浓铀金属快装置、钚金属快装置的检验结果。其中EXP表示实验值；TMSR-238表示基于钍铀循环专用评价核数据库CENDL-TMSR研制的SCALE[32]238群库的计算结果；TMSR-ACE表示基于CENDL-TMSR研制的ACE库的结果；Vitamin-B7表示美国橡树岭国家实验室基于ENDF/B-Ⅶ.0制作的199群中子-47群光子的多群截面库计算结果。检验结果表明，对于高浓铀金属快谱装置(HMF)，238群库的计算值与实验值的平均相对偏差为0.155 5%；对于钚金属快谱装置(PMF)，238群库的平均相对偏差为0.204 5%。

图18 高浓铀金属快装置keff的C/E比较Fig.18 Comparison of C/E of keff for HMF

图19 钚金属快装置keff的C/E比较Fig.19 Comparison of C/E of keff for PMF

2) 屏蔽基准检验

针对CENDL-3.2的屏蔽基准检验，选取了美国劳伦斯·利弗莫尔国家实验室的脉冲球基准实验[33]，该实验是利用飞行时间法测量各向同性的14 MeV脉冲D-T中子源在带有中心空腔的样品球的泄漏中子谱。记录的信息为脉冲之后中子到达探测器的时间(横坐标)和有靶球时的中子计数与没有靶球时的中子计数之比(纵坐标)的关系。采用M-C程序MCNP进行检验计算。图20～22给出了不同平均自由程(mfp)的56Fe脉冲球泄漏中子谱的计算值与实验值、其他评价库的计算值的比对。

图20 0.9 mfp的56Fe脉冲球泄漏中子谱的计算值与实验值的比对Fig.20 Comparison of calculated neutron leakage spectrum with experiment result for 0.9 mfp 56Fe sphere

图21 3.0 mfp的56Fe脉冲球泄漏中子谱的计算值与实验值的比对Fig.21 Comparison of calculated neutron leakage spectrum with experiment result for 3.0 mfp 56Fe sphere

3) CENDL-3.2检验及应用结果

为确保利用CENDL-3.2制作的群常数库精度及可靠性，CNDC对基于CENDL-3.2制作的连续点截面库进行了全面基准检验，包括临界基准检验和屏蔽基准检验，部分检验结果见2.2节。检验结果表明：CENDL-3.2具有良好的临界基准检验结果和屏蔽基准检验结果，特别是对235U系统优于现在其他主流数据库。

图22 4.8 mfp的56Fe脉冲球泄漏中子谱的计算值与实验值的比对Fig.22 Comparison of calculated neutron leakage spectrum with experiment result for 4.8 mfp 56Fe sphere

另外，国内用户也对基于CENDL-3.2制作的群常数库进行了相关基准验证和工程验证。西安交通大学利用CENDL-3.2对福清核电站1号机组启动物理试验、功率运行时关键参数：临界硼浓度、慢化剂温度系数、硼微分价值、控制棒价值、功率分布等数值模拟计算并与反应堆实测数据比较，列于表5。结果表明，CENDL-3.2数据精度整体与国际主流核数据库相当，在换料堆芯启动物理试验中临界硼浓度、慢化剂温度系数、硼微分价值的精度方面优于美国评价库ENDF/B-Ⅷ.0的结果，表明CENDL-3.2在压水堆的应用中具有竞争力[34]。同时，西安交通大学对基于CENDL-3.2制作的屏蔽库进行了基准验证[35]，验证结果表明，CENDL-3.2的截面数据的精度满足屏蔽设计的需求，在美国核管理委员会HBR-2反应堆屏蔽计算中，堆腔中子计量仪的平均C/E为1.06，优于ENDF/B-Ⅷ.0的0.76。

表5 启动物理试验的硼浓度计算结果与实测数据差别Table 5 Difference between calculated boron concentration and measurement value

华北电力大学选取了国际上重要的聚变谱和裂变谱屏蔽积分实验IPPE-Fe、OKTAVIAN-Fe、ILL-Fe等，分析了CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0中56Fe的截面分歧对高能屏蔽计算结果的影响。研究结果显示，基于CENDL-3.2的屏蔽积分实验计算结果整体与实验值符合得较好，表明CENDL-3.2中56Fe的反应截面的准确度较高。同时，华北电力大学还利用VENUS-3屏蔽基准实验验证了CENDL-3.2数据库反应堆屏蔽应用能力[36]。

清华大学开展了CENDL-3.2高温堆的计算适用性的验证[37]。研究结果显示，基于CENDL-3.2的计算结果与实验值差别较小，表明CENDL-3.2可应用于高温堆的工程计算中。

3 小结

作为连接核基础研究与核工程和核技术应用的桥梁的核数据研究，不但在国民经济与国防建设中起着非常重要的基础支撑作用，同时由于应用需求对核数据要求不断地提高，也不断地带动核物理基础实验与基础理论的发展。

国际上科技发达国家与地区仍高度重视核数据需求发展和核数据评价建库研究，并制定了各种核数据相关计划并积极开展国际合作研究。但一些关键核数据和核数据评价方法、重要程序系统仍对我国保持封锁。

我国核数据评价研究经过近50年的发展，在全国核数据工作协作网成员单位的共同努力下，已建立具有我国特色的核数据评价体系。基于自主建立的核数据评价建库与检验体系，建立了以中国评价核数据库CENDL为代表的一系列的通用与专用评价核数据库，且CENDL也已成为国际公认的五大核数据库之一，为国防与国民经济建设与核科学发展做出了应有的贡献。

通过对中国评价核数据库最新研究成果CENDL-3.2开展的群常数库制作以及基准检验和工程检验结果表明：CENDL-3.2数据库格式和内容完整、合理，且能利用核数据制作程序正常处理。相比国际其他主流评价核数据库，宏观基准实验检验结果表明CENDL-3.2在压水堆应用中具有很好的竞争力，特别是对235U临界基准装置keff预测能力优于其他库；同时CENDL-3.2在反应堆屏蔽设计以及高温堆的应用中也有很好表现。

感谢中国核数据中心以及全国核数据工作协作网成员单位在CENDL核数据评价工作与评价建库与宏观检验方法学研究的辛勤付出与贡献。