基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证

陈义学; 陈朝斌; 吴军; 杨寿海; 张斌; 陆道纲

基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证

1. 华北电力大学核科学与工程学院, 北京, 102206;
2. 北京应用物理与计算数学研究所, 北京, 100088

基金项目:

国家自然科学基金资助项目(10705011,10875042)

长江学者和创新团队发展计划资助项目(IRT0720)

国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800)

详细信息

作者简介:
陈义学（1972—)，男，教授。2004年博士毕业于德国卡尔斯鲁厄大学，核反应堆物理与屏蔽专业。陈朝斌（1974一），男，助理研究员。2004年毕业于等离子体所核科学与工程专业，获硕士学位。主要从事核参数库研制及基准实验研究工作。吴军（1984一)，男，助理工程师。2007年毕业于兰州大学核物理专业，获学士学位。主要从事核参数库研制及基准实验研究工作。

中图分类号: TL32
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出版历程
- 收稿日期: 2009-01-15
- 修回日期: 2009-05-04
- 网络出版日期: 2025-07-29
- 刊出日期: 2010-04-01

Verification and Validation of Multi-Group Library MUSE1.0 Created from ENDF/B-VII.0

1. School of Nuclear Science and Engineering of North China Electric Power University, Beijing 102206, China;
2. Institute of Applied Physics and Calculation Mathematics, Beijing 100088, China

摘要

摘要: 采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。
- ENDF/B-VII.0评价库 /
- 多群参数库 /
- 积分检验 /
- MCNP程序
Abstract: A multi-group library set named MUSE1.0 with 172-neutron group and 42-photon group is produced based on ENDF/B-VII.0 using NJOY code.Weight function of the multi-group library set is taken from the Vitanim-e library and the max legendre order of scattering matrix is six.All the nuclides have thermal scattering data created using free-gas scattering law and 10 Bondarenko background cross sections se lected to generate the self-shielded multi-group cross sections.The final libraries have GENDF-format,MATXS-format and ACE-multi-group sub-libraries and each sub-library generated under 4 temperatures（293 K,600 K,800 K and 900 K）.This paper provides a summary of the procedure to produce the library set and a detail description of the validation of the multi-group library set by several critical benchmark devices and shielding benchmark devices using MCNP code.The ability to handle the thermal neutron transport and resonance self-shielding problems are investigated specially.In the end,we draw the conclusion that the multi-group libraries produced is credible and can be used in the R＆D process of Supercritical Water Reactor.Design.
- ENDF/B-VII.0 appraise library /
- Multi-group library /
- Integral validation /
- MCNP code