摘要：采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的腐蚀过程基本由电化学活化控制。温度对原始、敏化和固溶等组织状态下的904L不锈钢的耐腐蚀性能有很大影响,随温度升高,电化学反应极化电阻降低,钝化区变窄,腐蚀电位下降,3种组织状态的904L不锈钢耐蚀性均急剧降低。3种组织状态的904L不锈钢在模拟核电一回路环境中均存在一定SCC敏感性。表面腐蚀产物膜内层为均匀较薄的黑色腐蚀产物,外层为尺寸较大的颗粒状白色腐蚀产物。敏化组织的904L不锈钢SCC敏感性最高,固溶处理能降低其SCC敏感性。

摘要：中子辐射俘获截面及共振参数在核工程设计、核天体物理等研究领域中有重要的应用价值。在中国散裂中子源(CSNS)反角白光中子束线(Back-n)上,使用C_(6)D_(6)测量系统开展了^(169)Tm辐射俘获反应测量。通过脉冲高度权重技术、共振吸收法和饱和归一法得到^(169)Tm辐射俘获反应的产额。利用SAMMY程序拟合^(169)Tm的产额数据,得到^(169)Tm在1~100 eV能量区间的共振能量、中子宽度、辐射俘获宽度等共振参数。使用实验测得的共振参数和Reich-Moore近似计算了^(169)Tm在1~100 eV能量区间的辐射俘获截面。实验测量结果与ENDF/B-Ⅷ.0数据库的推荐值总体符合较好,部分共振参数和截面存在一定的差异。产生这些差异的原因与Back-n的源中子能谱结构、能量分辨率、实验本底的精度有关。

摘要：核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL-3.2以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL-3.2在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。

摘要：为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。

摘要：中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。

摘要：为检验和改进233 U核反应全套中子评价数据的质量,从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置,对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的233 U评价数据进行了基准检验。采用蒙特卡罗程序MCNP5计算了所选基准装置的有效增殖因数keff,并与基准值进行比较。运用基于能谱指标的趋势分析、灵敏度分析等方法进行了分析。在基准检验中,现有的233 U评价数据的主要问题是从热临界基准中能谱较硬的装置到超热谱基准装置再到部分快谱临界基准装置,较为普遍地存在keff的严重低估。从热堆设计角度考虑,ENDF/B-Ⅶ.0库233 U评价数据表现较好,但仍高估了共振俘获的贡献。

摘要：为满足新一代核能系统钍基熔盐堆核设计用AMPX格式多群中子-光子耦合常数库的需求,基于为钍基熔盐堆推荐的微观评价核数据库CENDL-TMSR和ENDF/B-Ⅶ.1热散射数据子库及光子-原子相互作用数据子库,采用中子-光子耦合群常数制作系统NPLC-2研制了一套AMPX格式的238群中子-48群光子耦合多群常数库。该库包含400个核素、12种热散射材料,温度从300~2 500K共5个温度点。该库采用窄共振近似进行共振自屏处理,重点锕系核素支持Nordheim方法处理共振自屏。经初步的临界基准验证和屏蔽基准验证,证明了该库的可靠性。

摘要：关于核数据的宏观参数工作刘桂生（中国原子能科学研究院，中国核数据中心，北京，１０２４１３）为了对ＣＥＮＤＬ－２进行基准检验，更好地使核数据服务于核工程研究设计工作，多年来核数据的宏观参数工作集中于群常数制作和基准检验的方法研究，编制并引进开发了群常数...

摘要：随着新一代组件计算程序计算精度要求的不断提高,组件计算程序对配套多群常数库提出了更高的要求,例如:要求能群结构更加精细、共振参数更加多样、燃耗数据更加精确等。为满足新一代组件计算程序的这一系列需求研发了一套制作多群常数库的系统NPLC-3。NPLC-3系统以NJOY程序为中心包含了输入参数库、驱动程序、主库制作程序、并群、并库、删除、添加、进制转换、数据自动检验等功能模块,针对各功能模块采用不同方法初步验证了系统的正确性。相对传统的数据制作方法,NPLC-3系统在燃耗链设计、燃耗数据计算以及共振数据制作等方面增加新的特性,而且系统采用独立的I/O接口、全自动读取参数库并生成输入卡,相对过去制作数据库的手段有了很大的改进。

摘要：先进核能研究需要更高精度的核裂变数据的支撑,但核裂变的微观理论描述和实验测量都非常困难.目前部分裂变实验数据存在精度不足、不完整、有分歧等问题.本文基于贝叶斯机器学习建立了对不够精确的核裂变产额分布的评价方法,以中子诱发^(235)U裂变为例,细致研究了误差传递对核裂变产额评价的影响.结果表明误差传递是一个综合效应,与临近的数据信息有关,这也说明机器学习包含了复杂的数据关联.核数据的不确定度评价对核装置的安全设计非常关键,也是进一步进行数据融合评价的必要基础.