锆评价核数据的聚变中子学积分实验研究

Neutronics integral experiment has been a powerful tool and method for examining the reliability of evaluated nuclear data. Zirconium is widely used as nuclear reactor fuel cladding and other structure materials, because of its high melting point, strong corrosion resistance, low neutron absorption cross section. The accuracy of zirconium evaluated neutron nuclear data directly affect the results of reactor neutronics calculation, nuclear facility design and nuclear theoretical calculations. The most recently evaluated nuclear data and the available experimental data still show large discrepancies. At present, the integral experiments of zirconium evaluated neutron data are very scarce worldwide. However, it have very important meaning to perform the zirconium neutronics integral experiments for testing and improving of present evaluated data, and increasing the quality of nuclear data. In this proposal, leakage neutron spectra at different emission angles from zirconium slab sample are measured with a new type of neutron detector EJ-299-33A at the D-T neutron source integral experimental facility of China Institute of Atomic Energy. Also, the calculations of leakage neutron spectra are performed by using the MCNP code and the evaluated nuclear data from different libraries following the same experimental conditions. Neutronics benchmark validations of zirconium evaluated neutron data will be studied by the comparisons between experimental leakage neutron spectra with calculated ones.

中子学积分实验是检验评价核数据可靠性的重要手段和研究方法。锆的热中子吸收截面低，熔点高、耐腐蚀性能好，被广泛用作核反应堆燃料包壳和堆芯结构材料，其评价中子核数据的准确性直接影响着中子学计算、核装置设计与安全及核理论计算结果的质量。最新版本不同评价库的锆数据之间，以及与实验数据之间仍存在着较大分歧。当前关于锆评价核数据的积分实验非常稀少，因此开展锆的中子学积分实验对检验和改进现有评价数据、提高数据质量具有十分重要的意义。本项目计划在中国原子能科学研究院D-T中子源积分实验装置上，利用一种新型中子探测器EJ-299-33A测量锆平板样品不同方向泄漏的中子谱。同时，利用MCNP程序结合不同评价中子数据库，计算得到相同实验条件的中子谱。通过比较分析实验泄漏中子谱与计算结果，对锆评价中子核数据进行中子学基准检验研究。

本项目基于中国原子能科学研究院氘氚（D-T）中子源积分实验装置，开展了核反应堆燃料包壳和堆芯结构材料天然锆（natZr）的评价中子核数据积分基准检验实验。采用飞行时间法结合具有粒子鉴别本领的有机闪烁体中子探测器，测量了D-T聚变反应产生的14.8MeV中子与锆相互作用后出射角60˚和120˚方向的泄漏中子谱。同时，利用MCNP蒙特卡罗模拟程序输入国际各家中子评价核数据库的微分截面数据，计算得到了相同实验条件下的泄漏中子谱。通过比较实验与模拟结果，检验了各个评价数据库的锆中子核数据的准确性。结果表明，JENDL-4.0评价库的模拟结果与实验数据在60˚方向符合很好；在120˚方向，尤其中子能量在4-13.5MeV区域存在很大的分歧。ENDF/B-VII.0，ENDF/B-VIII.0和 CENDL-3.1库模拟的结果与实验结果有一定的差别。通过深入分析微分截面数据发现，这些分歧来自于中子评价核数据库中的弹性散射、非弹性散射及(n,2n)反应道相关的角分布和次级中子能谱分布的不准确性。通过本项目研究完成了锆评价中子核数据的积分基准检验工作，为核装置设计、核理论计算以及核数据的再评价提供依据。本课题执行三年期间，进一步增加了国内外学术交流与合作，项目组成员累计参加的国内外学术会议20余次；组织举办了一次50余名专家参与的学术研讨会：“核物理前沿研讨会”。邀请了国外2名专家、国内10余名专家访问本校，开展相关研究工作的讨论与学术交流。于2019年5月在中国北京举办的“2019 International Conference on Nuclear Data for Science and Technology”核数据国际会议上汇报了本课题研究成果，受到了国内外同行的高度认可。在国内外著名学术期刊上标注本项目批准号的已发表期刊论文共12篇（其中11篇SCI），专著1部。

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