therm是什么意思rm在线翻译读音例句

第

３３

卷

第

４

期核科学与工程

Ｖｏｌ．３３

Ｎｏ．４

２０１３

年

１２

月

Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｓｃｉｅｎｃｅ

ａｎｄ

Ｅｎ

ｇ

ｉｎｅｅｒｉｎ

ｇ

Ｄｅｃ．２０１３

ＭＣＮＰ

温度相关热中子散射数据库研制

梅龙伟１

，

２，

蔡翔舟１，

蒋大真１，

陈金根１，

郭

威１

（

１．

中国科学院上海应用物理研究所

，

上海

２０１８００

；

２．

中国科学院大学

，

北京

１０００４９

）

摘要

：

基于

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－Ⅶ

中子库

，

完成了针对熔盐堆的慢化剂热中子散射库

ｔｈｅｒｍａｌ

库的制作

。

温度点选取为

熔盐堆特征温度

。

针对加工的

ＡＣＥ

格式热中子散射库进行了热散射截面分析

，

并通过了基准题的积分检验

，

同时还与

ＭＣＮＰ

自带热中子散射库

ｔｍｃｃｓ

做了对比

，

偏差在合理范围内

，

证明得到的热散射库可以用作熔盐

堆设计

。

关键词

：

慢化剂

；

热中子散射

；

ＮＪＯＹ

；

Ｓ

（

，

）

中图分类号

：

ＴＬ３２９．３

文章标志码

：

Ａ

文章编号

：

０２５８

－

０汉江临眺王维翻译 ９１８

（

２０１３

）

０４

－

０３６２

－

０６

收稿日期

：

２０１２

－

０３

－

０１

；

修回日期

：

２０１３

－

０２

－

１４

基金项目

：

中国科学院战略先导科技专项资助

，

任务编号

ＸＤＡ０２０１０１００

；

自然科学基金

（

１０８０５０６７

）

作者简介

：

梅龙伟

（

１９８５

—），

男

，

重庆人

，

博士生

，

现主要从事熔盐堆核数据库研制及反应堆物理计算

Ｄｅｖｅｌｏ

ｐ

ｍｅｎｔ

ｏｆ

Ｔｅｍ

ｐ

ｅｒａｔｕｒｅ

Ｒｅｌａｔｅｄ

Ｔｈｅｒｍａｌ

Ｎｅｕｔｒｏｎ

Ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

Ｄａｔａｂａｓｅ

ｆｏｒ

ＭＣＮＰ

ＭＥＩ

Ｌｏｎ

ｇ

－

ｗｅｉ

１

，

２，

ＣＡＩ

Ｘｉａｎ

ｇ

－

ｚｈｏｕ１，

ＪＩＡＮＧ

Ｄａ

－

ｚｈｅｎ１，

ＣＨＥＮ

Ｊｉｎ

－

ｇ

ｅｎ１，

ＧＵＯ

Ｗｅｉ

１

（

１．Ｓｈａｎ

ｇ

ｈａｉ

Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ

ｏｆ

Ａ

ｐｐ

ｌｉｅｄ

Ｐｈ

ｙ

ｓｉｃｓ

，

Ｓｈａｎ

ｇ

ｈａｉ

２０１８００

；

２．Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔ

ｙ

ｏｆ

Ｃｈｉｎｅｓｅ

Ａｃａｄｅｍ

ｙ

ｏｆ

Ｓｃｉｅｎｃｅｓ

，

Ｂｅｉ

ｊ

ｉｎ

ｇ

１０００４９

）

Ａｂｓｔｒａｃｔ

：

Ｂａｓｅｄ

ｏｎ

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

ＶＩＩｎｅｕｔｒｏｎ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

，

ｔｈｅ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

Ｓ

（

，

）

ｆｏｒ

ｍｏｌｔｅｎ

ｓａｌｔ

ｒｅａｃｔｏｒ

ｍｏｄｅｒａｔｏｒｓｗａｓ

ｄｅｖｅｌｏ

ｐ

ｅｄ．Ｔｈｅ

ｔｅｍ

ｐ

ｅｒａｔｕｒｅｓ

ｏｆ

ｔｈｉｓ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｗｅｒｅ

ｃｈｏｓｅ

ａｓ

ｔｈｅ

ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃ

ｔｅｍ

ｐ

ｅｒａｔｕｒｅｏｆ

ｔｈｅ

ｍｏｌｔｅｎ

ｓａｌｔ

ｒｅａｃｔｏｒ．Ｔｈｅｃｒｏｓｓ

ｓｅｃｔｉｏｎ

ｏｆ

ｔｈｅ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｏｆ

ＡＣＥ

ｆｏｒｍａｔ

ｗａｓ

ｉｎｖｅｓｔｉ

ｇ

ａｔｅｄ

，

ａｎｄ

ｔｈｉｓ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｗａｓ

ａｌｓｏ

ｖａｌｉｄａｔｅｄ

ｂ

ｙ

ｔｈｅ

ｂｅｎｃｈｍａｒｋｓ

ｏｆ

ＩＣＳＢＥＰ．Ｔｈｅ

ｕｎｃｅｒｔａｉｎｔｉｅｓ

ｓｈｏｗｎ

ｉｎ

ｔｈｅ

ｖａｌｉｄａｔｉｏｎ

ｗｅｒｅ

ｉｎ

ｒｅａｓｏｎａｂｌｅ

ｒａｎ

ｇ

ｅ

ｗｈｅｎ

ｃｏｍ

ｐ

ａｒｅｄ

ｗｉｔｈ

ｔｈｅ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｔｍｃｃｓ

ｗｈｉｃｈ

ｉｎｃｌｕｄｅｄ

ｉｎｔｈｅ

ＭＣＮＰ

ｄａｔａ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

．Ｉｔ

ｗａｓ

ｐ

ｒｏｖｅｄ

ｔｈａｔ

ｔｈｅ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｐ

ｒｏｃｅｓｓｅｄ

ｉｎ

ｔｈｉｓ

ｓｔｕｄ

ｙ

ｃｏｕｌｄ

ｂｅ

ｕｓｅｄ

ｉｎ

ｔｈｅ

ｍｏｌｔｅｎ

ｓａｌｔ

ｒｅａｃｔｏｒ

ｄｅｓｉ

ｇ

ｎ．

Ｋｅ

ｙ

ｗｏｒｄｓ

：

ｍｏｄｅｒａｔｏｒ

；

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

；

ＮＪＯＹ

；

Ｓ

（

，

）

ＭＣＮＰ

是国际上通用的蒙特卡罗中子

－

光

子

－

电子输运程序

，

目前最新版本已经更新到

ＭＣＮＰ６［

１

］。

ＭＣＮＰ

自带有多种数据库

，

在通

常的反应堆中子输运计算中用的较多的是中子

截面库和热中子散射库

，

另外在计算辐照损伤

、

光核反应时候还要使用光子库

、

剂量库

、

光核反

２６３

应库等数据库

。

表

１

给出了各种库对应的

名称［

２

，

３

］。

表

１

ＭＣＮＰ５

自带各种数据库名称

Ｔａｂｌｅ

１

Ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｎａｍｅｓ

ｏｆ

ＭＣＮＰ５

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｃ

连续能量点截面

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｄ

离散能量点截面

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎ

ｙ

剂量数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｔ

热中子散射数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｏ

连续能量氘核数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｓ

连续能量３

Ｈｅ

数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎ

ｐ

光子

－

原子数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｍ

耦合中子光子多群截面

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｕ

连续能量光核数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｈ

连续能量质子数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎｒ

连续能量氚数据

ＺＺＺＡＡＡ．ｎｎａ

连续能量４

Ｈｅ

数据

ＭＣＮＰ

热中子散射库是考虑了向上散射

的原子束缚态模型来代替自由气体模型

，

使中

子在热区的碰撞更接近实际情况

。

ＭＣＮＰ

自带热散射库有

ｓａｂ２００２［

４

］

（

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－Ⅵ

．３

）

和

ｔｍｃｃｓ［

５

］（

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

Ｖ［

６

］）

两

个库文件

，

后者数据较老但是相对来说温度点

较多

，

数据较全［

２

］。

因此本文使用

ｔｍｃｃｓ

库来

做对比计算

，

评价库来源是

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－Ⅶ［

７

］中子

截面库

。

首先选取了水作为慢化剂的

ＩＣＳＢＥＰ

中的基秋风引古诗视频 准题［

８

］和石墨慢化的

ＭＳＲＥ

模型［

９

］，

针

对水和石墨做慢化剂使用

ｔｍｃｃｓ

库分别在不同

温度点下做了测试计算

，

发现同样的输入文件

，

仅仅改变热散射数据的温度点

，

得到的结果有

明显差别

，

见图

１

。

图

１

（

ａ

）

是石墨慢化的反应

堆模型

ＭＳＲＥ

。

随着热中子散射库选取的温

度的增加

，

ｋｅｆｆ

降低很明显

；

图

１

（

ｂ

）

是选取一个

以水做慢化剂的基准题

，

发现热中子散射库所

处温度对结果影响也较大

。

国内有人发表文章

针对超临界水堆制作了专用的热中子散射

库［

１０

］，

其温度选择主要考虑超临界水堆运行温

度范围

。

熔盐堆慢化剂材料和运行温度和其他

反应堆都有很大区别

，

为了配合我国钍基熔盐

堆

ＴＭＳＲ［

１１

］的研究

，

有必要制作熔盐堆专用的

温度相关

ＡＣＥ

格式［

２

］数据库

，

其中包括热中子

散射库

、

中子连续

／

离散能量截面库

、

多群中子

截面库

、

剂量库等

。

我们第一步是制作热中子

散射库

，

并与

ＭＣＮＰ

自带热散射库

ｔｍｃｃｓ

作

对比

。

图

１

慢化剂不同温度下

热散射库对

ｋｅｆｆ

的影响

Ｆｉ

ｇ

．１

Ｔｈｅ

ｉｎｆｌｕｅｎｃｅ

ｏｆ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｄａｔａ

ｏｎ

ｋｅｆｆａｔ

ｄｉｆｆｅｒｅｎｔ

ｔｅｍ

ｐ

ｅｒａｔｕｒｅｓ

ｆｏｒ

ｍｏｄｅｒａｔｏｒ

１

热中子散射

中子在低能区域

（

４ｅＶ

以下

），

热中子散

射对于热中子反应堆计算异常重要

。

此时

的散射受到散射核束缚态的影响

，

中子散射

过程中可能把能量传递给材料使之激发

，

也

可能由于散射核振动获得能量而导致向上

散射

。

ＥＮＤＦ

－

６

格式的热中子散射文件存储

在文档

７

中［

１２

］。

３６３

１．１

相干散射和非相干散射［

１３

］

具有自旋随机分布的多粒子系统的中子散

射可以表示为一系列相干和非相干部分的和

，

相干散射包含来自于波的相干叠加

；

非相干散

射仅仅是非相干波简单相加

。

另外

，

相干和非相干都包括弹性和非弹性

部分

。

弹性散射没有能量变化

，

这和快中子在

慢化时候与单个原子核弹性散射不同

，

热中子

弹性散射是与晶格作用

，

而晶格质量可被看作

无限大

，

因此中子不损失能量

。

热区非弹性散

射导致靶的激发

（

退激发

）

而损失

（

获取

）

能量

。

激发对应晶格中一个或者多个声子产生

，

使得

分子旋转或者振动

。

对于非弹性散射

，

相干散射部分也包含了

不同粒耸的拼音组词 子和方向的散射波的相干效应

，

而对于

气体

、

液体和固体

，

散射波方向是对晶格随机分

布的

，

这使得它们的相干部分具有相同形式

。

相干通常忽略掉了

，

非弹性散射仅仅当做非相

干散射处理

。

因此

，

可把热散射截面分为三类

：

非相干弹性

：

对含氢固体慢化剂

（

苯

、

聚乙

烯

、

氢化锆等

）

重要

；

相干弹性

：

对晶体慢化剂

（

石墨

、

铍

、

氧化

铍

）

重要

；

非弹性

：

对所有材料都重要

。

对于由无序微晶体组成的气体

、

液体和固

体的热中子双微分散射截面表达式是

：

（

Ｅ

→

Ｅ′

，

）

＝

ｂ

２ｋＴ

Ｅ′槡Ｅ

Ｓ

（

，

）

式中

是动量转移

，

是能量转移

，

表达式分别为

：

＝

Ｅ′＋Ｅ－２槡ＥＥ′

ＡｋＴ

＝

Ｅ′－Ｅ

ｋＴ

为负代表损失能量

，

为正代表获得能量

。

Ａ

表示散射核的原子量

。

Ｓ

（

，

）

采用声子展开

，

含氢固体中的零声子项导致了弹性散射

；

对于

较大的情况

，

散射过程采用自由气体模型

，

并

且在一个有效温度下用短时近似

（

ＳＣＴ

）。

１．２

热散射库选取参数

ＮＪＯＹ［

１４

］制作热中子散射库主要用到几个

模块无人不道看花回

：

ｌｅａ

ｐ

ｒ

、

ｍｏｄｅｒ

、

ｒｅｃｏｎｒ

、

ｂｒｏａｄｒ

、

ｔｈｅｒｍｒ

、

ａｃｅｒ

。

其中

ｌｅａ

ｐ

ｒ［

１３

］模块产生

ＥＮＤＦ

－

６

格式的

热中子散射数据

，

用在

ｔｈｅｒｍｒ

模块来代替热区

的自由气体模型

。

ｌｅａ

ｐ

ｒ

模块产生的热中子散

射文件也可以直接在网上下载［

１５

］，

但是由于下

载的温度点有限

，

还是需要自己产生

。

本文的

评价数据库来源是

ＥＮＤＦ

－

Ｂ

／

Ⅶ

，

ＡＣＥ

格式热

散射库加工流程见图

２

。

ｌｅａ

ｐ

ｒ

模块输入卡中

，

比较重要的参数包括以下几种

。

自由原子截面

关系到整个热散射截面幅度的大小

，

进而影响

到宏观物理量

ｋｅｆｆ

，

ＥＮＤＦ

－

Ｂ

／

Ⅶ

库的自由核子

散射截面在热区与

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

Ｖ

数据有较小差

别

；

相干散射与非相干散射类型按照文中

１．１

来分类

；

慢化剂材料性能

（

固体主要是声子谱

，

液体还包括平移权重以及扩散常数等量

）

会影

响散射截面形状

，

因此尽量使用已有数

据［

１３

，

１５

］，

一定范围内动量转移

和能量转移

的网格不同划分对截面影响较小

，

基本按值越

小网格越密来进行划分

。

所有慢化剂

Ｓ

（

，

）

的声子展开

，

都默认展开到

１００

阶

。

对于只包

含一种元素的慢化剂

（

石墨

、

铍

、

液氢等

）

没有次

级散射

；

化合物慢化剂

（

水

、

重水

、

甲烷

、

聚乙烯

、

苯等

）

还需要考虑次级散射核

。

水

、

重水和氧化

铍的次级散射核都是１６

Ｏ

，

苯

、

甲烷和聚乙烯的

次级散射核是１２

Ｃ

；

氢化锆比较例外

，

氢核和锆

核都是主散射核

，

分开评价

，

没有次级散射核

；

本文中氧化铍也分开评价

。

在制作热散射库的

时候

，

选取

６４

个出射能量点

，

出射角度为

１６

个

。

相比

ｔｍｃｃｓ

库

，

能量点数提高到

３

倍

，

出射

角增加到两倍

，

精度更好

。

图

２

热散射库加工流程图

Ｆｉ

ｇ

．２

Ｔｈｅ

ｆｌｏｗ

ｄｉａ

ｇ

ｒａｍ

ｏｆ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｄａｔａ

ｐ

ｒｏｃｅｓｓｉｎ

ｇ

由于

ＮＪＯＹ

在加工时候每次最多只能加工

１０

个温度点

，

因此在用

ｌｅａ

ｐ

ｒ

制作热中子散射的

ＥＮＤＦ

－

６

格式的子库中

，

我们对每个输入文件选取

１０

个温度点

，

每种慢化剂材料分两次加工共生成

２０

个温度点

。

对于在熔盐堆中作为慢化剂的石

墨特意取了

３０

个温度点

。

具体情况见表

２

。

４６３

表

２

慢化剂热中子散射库名称及对应的温度点

Ｔａｂｌｅ

２

Ｎａｍｅｓ

ａｎｄ

ｃｏｒｒｅｓ

ｐ

ｏｎｄｉｎ

ｇ

ｔｅｍ

ｐ

ｅｒａｔｕｒｅｓ

ｏｆ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｆｏｒ

ｍｏｄｅｒａｔｏｒｓ

慢化剂

（

热散射库名

）

温度

／

Ｋ

慢化剂温

度

重水

（

Ｄ２Ｏ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１０００

１

０５０

１

１００

１

２００

水

（

Ｈ２Ｏ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１

０００

１

０５０

１

１００

１

２００

氧化铍中的铍

（

Ｂｅ

／

ＢｅＯ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１

０００

１

０５０

１

１００

１

２００

氧化铍中的氧

（

Ｏ

／

ＢｅＯ

）

３００

４００

５００

６００

７００

８００

９００

１

０００

１

１００

１

２００

铍

（

Ｂｅ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１

０００

１

０５０

１

１００

１

２００

石墨

（

ｇ

ｒａ

ｐ

ｈ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１

０００

１

０５０

１

１００

１

２００

１

３００

１

４００

１

５００

１

６００

１

７００

１

８００

１

９００

２

０００

２

１００

２

２００

氢化锆中的氢

（

Ｈ

／

ＺｒＨ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１

０００

１

０５０

１

１００

１

２００

氢化锆中的锆

（

Ｚｒ

／

ＺｒＨ

）

３００

４００

５００

６００

７００

７５０

８００

８２０

８４０

８６０

８８０

９００

９２０

９４０

９６０

９８０

１

０００

１

０５０

１

１００

１

２００

正氢

（

Ｏ

－

Ｈ

）

２０

仲氢

（

Ｐ

－

Ｈ

）

２０

正氘

（

Ｏ

－

Ｄ

）

１９

仲氘

（

Ｐ

－

Ｄ

）

１９

聚乙烯

（

ｐ

ｏｌ

ｙ

）

３００

３５０

苯

（

Ｂｅｎｚ

）

３００

液态甲烷

（

ｌ

－

ＣＨ４

）

１００

固态甲烷

（

ｓ

－

ＣＨ４

）

５０

２

ｔｈｅｒｍａｌ

库中石墨及碳素各种

截面对比

针对制作的热散射库

，

选取石墨的截面来做

了简单分析

。

图

３

是加工得到的石墨热散射库的

截面与碳素截面对比

。

其中

，

图

３

（

ａ

）

是

ＭＣＮＰＤＡＴＡ

中常温下的天然碳素总截面

，

ｔｈｅｒｍａｌ

库中石墨在热区的弹性截面

、

非弹性截面

以及总截面对比

。

可以看到在热区石墨总截面与

碳素总截面是有区别的

，

这是因为热散射库中考

虑到了石墨结构中的晶格振动导致的向上散射

，

这与文献

［

１０

］

中给的结果一致

，

说明我们加工得

到的热散射截面库的方法是正确的

。

图

３

（

ｂ

）

中对

比了加工得到的热散射库中的石墨在

３００Ｋ

、

８８０Ｋ

以及

１

２００Ｋ

下的弹性截面和非弹性截面

。

三个温度点热区弹性截面分别随着温度升高而增

大

，

这种差别在入射中子能量达到

１０ｅＶ

时候就

变得很小

；

而对于非弹性散射截面

，

则是与弹性截

面完全不同

，

首先是非弹性散射有阈值

，

图

３

（

ｂ

）

中

的入射中子能量阈值在约

０．００５ｅＶ

，

从

３００Ｋ

、

８００Ｋ

到

１

２００Ｋ

，

非弹性截面依次递减

，

并且这

种差别随着入射中子能量降低减小

。

图

３

（

ａ

）

天然碳素和

３００Ｋ

下石墨截面对比

；（

ｂ

）

３００Ｋ

、

８８０Ｋ

和

１

２００Ｋ

石墨热散射截面

Ｆｉ

ｇ

．３

（

ａ

）

Ｔｈｅ

ｃｒｏｓｓ

ｓｅｃｔｉｏｎ

ｃｏｍ

ｐ

ａｒｉｓｏｎ

ｂｅｔｗｅｅｎ

ｎａｔｕｒａ七年级上册咏雪翻译课文 ｌ

ｃａｒｂｏｎ

ａｎｄ

ｇ

ｒａ

ｐ

ｈｉｔｅ

ａｔ

３００Ｋ．

（

ｂ

）

Ｔｈｅ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｃｒｏｓｓ

ｓｅｃｔｉｏｎｓ

ｏｆ

ｇ

ｒａ

ｐ

ｈｉｔｅ

ａｔ

３００Ｋ

，

８８０Ｋａｎｄ

１

２００Ｋ．

５６３

３

临界基准验证

我们选取了

ＩＣＳＢＥＰ

上面的

１４

个基准题

在常温

（

３００Ｋ

）

下进行临界计算

，

截面库采用

ＭＣＮＰＤＡＴＡ

中的

５０ｃ

库

，

热散射库分别采用

ｔｍｃｃｓ

库克我们加工得到的

ｔｈｅｒｍａｌ

库进行对

比

。

两个热散射库计算结果符合很好

，

并在后

面给出了相对于

ｔｍｃｃｓ

热散射库计算的偏差

，

最大为

０．１５３％

。

需要说明的是这里偏差是与

ｔｍｃｃｓ

库对比的

，

反映了热散射率数据不同带

来的差异

，

而不是与评价值对比

，

因为与评价值

之间的偏差还与

ＭＣＮＰ

程序本身以及所使用

的截面库有关系

。

结果见表

３

所示

。

表

３

基准题临界计算

Ｔａｂｌｅ

３

Ｂｅｎｃｈｍａｒｋ

ｃｒｉｔｉｃａｌｉｔ

ｙ

ｃｏｍ

ｐ

ｕｔａｔｉｏｎ

基准题编号备注

ｋｅｆｆ

ｔｍｃｃｓ

库

Ｔｈｅｒｍａｌ

库评价值偏差绝对值

Ｕ２３３

－

ＣＯＭＰ

－

ＴＨＥＲＭ

－

００１Ｃａｓｅ

３

，

轻水反射

１．００３

０６

１．００２

７７

１．０００

０

（

２４

）

０．０２９％

ＰＵ

－

ＳＯＬ

－

ＴＨＥＲＭ

－

０２１Ｃａｓｅ８

，

轻水慢化

１．００８

９８

１．００８

０２

１．０００

０

（

６５

）

０．０９５％

ＨＥＵ

－

ＳＯＬ

－

ＴＨＥＲＭ

－

００４Ｃａｓｅ３

，

重水慢化

，

重水反射

０．９９９

９１

１．０００

６０

１．０００

０

（

７８

）

０．０６９％

ＨＥＵ

－

ＳＯＬ

－

ＴＨＥＲＭ

－

０３２Ｃａｓｅ

１

，

轻水慢化

１．０００

０４

０．９９９

９１

１．００１

５

（

２６

）

０．０１３％

ＰＵ

－

ＣＯＭＰ

－

ＩＮＴＥＲ

－

００１Ｃａｓｅ

１

，

石墨慢化

１．０００

６２

１．００２

１２

１．０００

（

１１

）

０．０１５％

ＬＥＵ

－

ＳＯＬ

－

ＴＨＥＲＭ

－

００２Ｃａｓｅ１

，

轻水慢化

１．００１

３６

１．００２

３１

１．００３

８

（

４０

）

０．０９％

Ｕ２３３

－

ＳＯＬ

－

ＩＮＴＥＲ

－

００１Ｃａｓｅ１

，

轻水慢化

，

铍反射

０．９９０

６７

０．９９０

１３

１．０００

０

（

８３

）

０．０５４％

Ｕ２３３

－

ＭＥＴ

－

ＦＡＳＴ

－

００５Ｃａｓｅ１

，

氧化铍反射层

０．９９６

３８

０．９９５

６６

１．０００

０

（

３０

）

０．０７２％

ＨＥＵ

－

ＭＥＴ

－

ＦＡＳＴ

－

００７Ｃａｓｅ１０

，

聚乙烯反射

０．９９１

９２

０．９９１

８７

０．９９９

５

（

２７

）

０．００５％

ＨＥＵ

－

ＭＥＴ

－

ＦＡＳＴ

－

０４８Ｃａｓｅ１

，

聚乙烯反射慢化

０．９９５

６９

０．９９６

４０

０．９９９

８

（

２７

）

０．０７１％

ＰＵ

－

ＣＯＭＰ

－

ＭＩＸＥＤ

－

００１Ｃａｓｅ１

，

聚乙烯慢化

１．０３０

９４

１．０３０

４０

０．９９８

６

（

４１

）

０．０５２％

ＨＥＵ

－

ＭＥＴ

－

ＴＨＥＲＭ

－

００１

聚乙烯反射慢化

１．００８

５６

１．００７

２５

１．００１

０

（

６０

）

０．１３１％

ＨＥＵ

－

ＭＥＴ

－

ＩＮＴＥＲ

－

００６Ｃａｓｅ１

，

石墨慢化

０．９９７

３２

０．９９６

０８

１．０００

１

（

６５

）

０．１２４％

ＨＥＵ

－

ＳＯＬ

－

ＴＨＥＲＭ

－

０２０Ｃａｓｅ１

，

重水慢化

１．００２

３５

１．００３

８８

０．９９６

６

（

１１６

）

０．１５３％

４

ｔｈｅｒｍａｌ

库与

ｔｍｃｃｓ

库对比慢化

剂热中子散射的温度效应

我们制作温度相关热散射库的最终目的是

为了计算温度效应

，

为此专门选取了两个模型

来看计算结果

，

一个是水做慢化剂［

８

］，

见图

４

（

ａ

），

另一个是石墨慢化剂［

９

］，

见图

４

（

ｂ

）。

计算

中采用的截面库都是

ＭＣＮＰＤＡＴＡ

中的

５０ｃ

库

，

热散射库则是我们自己制作的

ｔｈｅｒｍａｌ

库

文件与

ＭＣＮＰＤＡＴＡ

中的

ｔｍｃｃｓ

库文件来对

比

。

ｔｍｃｃｓ

库中不同慢化剂温度点有所区别

，

对于水来说只有

３００

、

４００

、

５００

、

６００

和

８００

五个

温度点

，

因此我们在

ｔｈｅｒｍａｌ

库中也只选取这

几个温度来做对比

；

而对于石墨来说

，

ｔｍｃｃｓ

库

中温度点跨度就比较大

，

有

３００

、

６００

、

８００

、

１

２００

、

１

６００

和

２

０００

六个温度点

，

我们在用

ｔｈｅｒｍａｌ

库中的石墨热散射数据时候

，

则把这

几个温度点之间的一些温度也做了计算

，

相当

于做了插值计算

。

不管是水还是石墨慢化剂

，

ｔｈｅｒｍａｌ

与

ｔｍｃｃｓ

库都符合得较好

，

二者偏差最

大为

０．０８％

。

水的

ｋｅｆｆ

基本随着温度升高呈线

性增加

，

石墨的

ｋｅｆｆ

则随着慢化剂温度增高随降

低呈线性降低

。

对比图

３

中的两个图

，

发现石墨与水的热

散射温度效应呈相反的变化

，

这与图

１

（

ａ

）

和图

１

（

ｂ

）

是一致的

。

其实

，

石墨的热散射比较复

杂

，

并且石墨温度效应也不是固定趋势

，

这与它

层状晶格结构有关系［

１６

］。

６６３

图

４

水和石墨的热散射库的温度效应比较

Ｆｉ

ｇ

．４

Ｔｅｍ

ｐ

ｅｒａｔｕｒｅ

ｅｆｆｅｃｔ

ｏｆ

ｗａｔｅｒ

ａｎｄ

ｇ

ｒａ

ｐ

ｈｉｔｅ．

（

ａ

）

Ｌｉ

ｇ

ｈｔ

ｗａｔｅｒ

ｍｏｄｅｒａｔｉｎ

ｇ

；（

ｂ

）

Ｇｒａ

ｐ

ｈｉｔｅ

ｍｏｄｅｒａｔｉｎ

ｇ

．

（

ａ

）

轻水慢化

；（

ｂ

）

石墨慢化

５

结论

本文对部分基准题模型进行了常温下临界积

分检验

；

分别针对水和石墨做慢化剂的反应堆模

型对比了

ｔｈｅｒｍａｌ

库和

ｔｍｃｃｓ

库的热中子散射所

引起的温度效应

；

同时还分析了石墨不同温度下

的热散射截面

。

临界基准验证计算中

，

我们加工

得到的

ｔｈｅｒｍａｌ

库与自带的

ｔｍｃｃｓ

库计算结果具

有可比性

，

最大偏差

０．１５３％

，

平均偏差在

０．４８％

；

加工库和自带库的热中子散射温度效应对比计算

中得到的曲线吻合较好

，

偏差在

０．０８％

以内

。

因

此

，

我们认为本工作中制作的温度相关热散射库

可以供基于

ＭＣＮＰ

的熔盐堆设计使用

。

同时通过分析石墨的热散射截面发现弹性散

射和非弹性散射受温度影响明显

，

并且随温度变

化趋势相反

。

由于石墨的温度反应性系数比较复

杂

，

不仅受到热散射雾字组词 影响

，

还受到本身膨胀

、

截面

多普勒展宽等影响

，

因此还需要进一步专门研究

。

致谢

在热散射库加工过程中与北京应用物理与

计算数学研究所陈朝斌进行了有益讨论

，

在此

表示诚挚感谢

！

参考文献

：

［

１

］

Ｓｔｅ

ｐ

ａｎ

Ｇ

，

Ｍａｓｈｎｉｋ．Ｖａｌｉｄａｔｉｏｎ

ａｎｄ

ｖｅｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ

ｏｆ

ＭＣＮＰ６ａ

ｇ

ａｉｎｓｔ

ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ

ａｎｄ

ｈｉ

ｇ

ｈ

－

ｅｎｅｒ

ｇｙ

ｅｘ

ｐ

ｅｒｉｍｅｎｔａｌ

ｄａｔａ

ａｎｄ

ｒｅｓｕｌｔｓ

ｂ

ｙ

ｏｔｈｅｒ

ｃｏｄｅｓ

［

Ｃ

］

．Ｍ＆Ｃ

２０１１

（

５

）

ＬＡＮＬ．

［

２

］

Ｘ古代诗歌经典

－

５Ｍｏｎｔｅ

Ｃａｒｌｏ

Ｔｅａｍ．ＭＣＮＰ

—

Ａ

Ｇｅｎｅｒａｌ

Ｍｏｎｔｅ

Ｃａｒｌｏ

Ｎ

－

Ｐａｒｔｉｃｌｅ

Ｔｒａｎｓ

ｐ

ｏｒｔ

Ｃｏｄｅ

，

Ｖｅｒｓｉｏｎ

Ｖｏｌｕｍｅ

Ｉ

：

Ｏｖｅｒｖｉｅｗ

ａｎｄ

Ｔｈｅｏｒ

ｙ

［

Ｒ

］

．Ｎｅｗ

Ｍｅｘｉｃｏ

：

ＬＡＮＬ

，

２００３

（

０４

），

２３９

－

３１０．ＬＡ

－

ＵＲ

－

０３

－

１９８７．

［

３

］

ＭａｃＦａｒｌａｎｅ

Ｒ

Ｅ

，

Ｋａｈｌｅｒ

Ａ

Ｃ．Ｍｅｔｈｏｄｓ

ｆｏｒ

Ｐｒｏｃｅｓｓｉｎ

ｇ

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

ＶＩＩ

ｗｉｔｈ

ＮＪＯＹ

［

Ｊ

］

．Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｄａｔａ

Ｓｈｅｅｔｓ

，

２０１０

，

１１１

：

２７８０．

［

４

］

Ｌｉｔｔｌｅ

Ｒ

Ｃ

，

ＭａｃＦａｒｌａｎｅ

Ｒ

Ｅ．ＳＡＢ２００２

－

Ａｎ

Ｓ

（

ａ

，

ｂ

）

Ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｆｏｒ

ＭＣＮＰ

（

ｍｅｍｏｒａｎｄｕｍ

）［

Ｒ

］，

Ｎｅｗ

Ｍｅｘｉｃｏ

：

ＬＡＮＬ

，

２００３．ＬＡ

－

ＵＲ

－

０３

－

８０８．

［

５

］

Ｌｏｓ

Ａｌａｍｏｓ

Ｎａｔｉｏｎａｌ

Ｌａｂｏｒａｔｏｒ

ｙ

，

ＭＣＮＰＸＳ

－

Ｓｔａｎｄａｒｄ

Ｎｅｕｔｒｏｎ

，

Ｐｈｏｔｏｎ

ａｎｄ

Ｅｌｅｃｔｒｏｎ

Ｄａｔａ

Ｌｉｂｒａｒｉｅｓ

ｆｏｒ

ＭＣＮＰ４Ｂ

［

Ｒ

］，

Ｎｅｗ

Ｍｅｘｉｃｏ

：

ＬＡＮＬ

，

１９９７

，

ＲＳＩＣＣ

Ｄａｔａ

Ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ＤＬＣ

－

１８９．

［

６

］

Ｍａ

ｇ

ｕｒｎｏ

Ｂ

Ａ

，

Ｙｏｕｎ

ｇ

Ｐ

Ｇ．ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

Ｖ．２Ｓｕｍｍａｒ

ｙ

Ｄｏｃｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ

［

Ｒ

］

．Ｎｅｗ

Ｙｏｒｋ

：

Ｂｒｏｏｋｈａｖｅｎ

Ｎａｔｉｏｎａｌ

Ｌａｂｏｒａｔｏｒ

ｙ

，

１９８５．ＢＮＬ

－

ＮＣＳ

－

１７５４１

（

ＥＮＤＦ

－

２０１

３ｒｄ

ｅｄｉｔｉｏｎ

）

．

［

７

］

Ｃｈａｄｗｉｃｋ

Ｍ

Ｂ

，

Ｏｂｌｏｚｉｎｓｋ

ｙ

Ｐ

，

Ｈｅｒｍａｎ

Ｍ

，

ｅｔ

ａｌ．ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

ＶＩＩ．０

：

Ｎｅｘｔ

Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ

Ｅｖａｌｕａｔｅｄ

Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｄａｔａ

Ｌｉｂｒａｒ

ｙ

ｆｏｒ

Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｓｃｉｅｎｃｅ

ａｎｄ

Ｔｅｃｈｎｏｌｏ

ｇｙ

［

Ｊ

］

．Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｄａｔａ

Ｓｈｅｅｔｓ

，

２００６

，

１０７

（

１２

）：

２９３１

－

３０６０．

［

８

］

Ｂｌａｉｒ

Ｊ

Ｂ

，

Ｍｉｃｈａｅｌ

Ａ

Ｔ

，

Ｙｏｌａｎｄａ

Ｒ

，

ｅｔ．ａｌ．Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ

ｈａｎｄｂｏｏｋ

ｏｆ

ｅｖａｌｕａｔｅｄ

ｃｒｉｔｉｃａｌｉｔ

ｙ

ｓａｆｅｔ

ｙ

ｂｅｎｃｈｍａｒｋ

ｅｘ

ｐ

ｅｒｉｍｅｎｔｓ

［

Ｒ

］

．Ｎｏｒｔｈ

Ｆｒｅｍｏｎｔ

：

Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｅｎｅｒ

ｇｙ

Ａ

ｇ

ｅｎｃ

ｙ

．ＮＥＡ

／

ＮＳＣ

／

ＤＯＣ９５．

［

９

］

Ｐｒｉｃｅ

Ｂ

Ｅ

，

Ｅｎ

ｇ

ｅｌ

Ｊ

Ｒ

，

Ｂａｌｌ

Ｓ

Ｊ

，

ｅｔ

ａｌ．ｚｅｒｏ

ｐ

ｏｗｅｒ

ｐ

ｈ

ｙ

ｓｉｃｓ

ｅｘ

ｐ

ｅｒｉｍｅｎｔｓ

ｏｎ

ｔｈｅ

ｍｏｌｔｅｎ

－

ｓａｌｔ

ｒｅａｃｔｏｒ

ｅｘ

ｐ

ｅｒｉｍｅｎｔ

［

Ｒ

］

．

Ｔｅｎｎｅｓｓｅｅ

：

ＯＲＮＬ

，

１９６８．ＯＲＮＬ

－

４２３３．

［

１０

］

陈朝斌

，

陈义学

，

胡泽华

，

等

．ＭＣＮＰ

程序用热中子散射

数据制作和检验

［

Ｊ

］

．

原子能科学技术

，

２０１０

，

４４

（

１１

）：

１３３５

－

１３４０．

［

１１

］

中国科学院

２００１

年度工作会议

［

ＯＬ

／

Ｒ

］

ｈｔｔ

ｐ

：／／

ｗｗｗ．ｃａｓ．ｃｎ

／

ｚｔ

／

ｈ

ｙ

ｚｔ

／

２０１１ｎｄ

ｇ

ｚｈ

ｙ

／

ｘｗｆｂｈ

／

２０１１０１

／

ｔ２０１１０１２７

＿

３０６８４５７．ｈｔｍｌ．

［

１２

］

Ｃｒｏｓｓ

Ｓｅｃｔｉｏｎｓ

Ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ

Ｗｏｒｋｉｎ

ｇ

Ｇｒｏｕ

ｐ

（

Ｅｄｉｔｅｄ

ｂ

ｙ

Ｈｅｒｍａｎ

ａｎｄ

Ａ．Ｔｒｋｏｖ

），

ＥＮＤＦ

－

６Ｆｏｒｍａｔｓ

Ｍａｎｕａｌ

［

Ｒ

］

．

Ｎｅｗ

Ｙｏｒｋ

：

Ｂｒｏｏｋｈａｖｅｎ

Ｎａｔｉｏｎａｌ

Ｌａｂｏｒａｔｏｒ

ｙ

，

２００９．

（

下转第

４０３

页

）

７６３

图

９

轴承内部流道的流场分布状态

Ｆｉ

ｇ

．９

Ｔｈｅ

ｆｌｕｉｄ

ｆｉｅｌｄ

ｉｎ

ｔｈｅ

ｃｈａｎｎｅｌ

ｉｎ

ｔｈｅ

ｔｈｒｕｓｔ

ｂｅａｒｉｎ

ｇ

（

ａ

）

流线分布

；（

ｂ

）

流线分布

；

（

ｃ

）

流场剪切面的等速线

；（

ｄ

）

流道内部的等速面

３

总结

本文所叙述的有限元分析以及后续的后处

理工作

，

是对内部流场流动状态的探索研究

。

该研究工作的重心不仅在于如何更精确地计算

内部流场以更好地反映泵内实际流动

，

同时也

十分关注计算结束后如何处理得到的大量的计

算数据

。

前期根据已经掌握的屏蔽泵的尺寸资料确

定流道尺寸和该处流体流量和温度等流体的参

数

，

为有限元分析奠定基础

。

其后使用商业软

件

ＧＡＭＢＩＴ

软件划分网格

，

为保证精度

，

网格

划分的比较细

，

由商业软件

Ｆｌｕｅｎｔ

进行计算

，

最终使用商业软件

Ｅｎｓｉ

ｇ

ｈｔ

进行流场后处理

，

提取总结计算数据

，

并以赞美雪景的诗词 更为形象生动的方式

进行展示和交流

。

屏蔽式电动泵内部的流动激烈复杂

，

在接

近转子屏蔽套附近极小的尺寸范围内流体速度

变化很大

；

雷诺数高

，

处于湍流区域

。

在这些区

域内使用了网格加密等技术

，

但是由于非线性

现象十分强烈

，

这些地方可能会是整个有限元

分析的误差来源之一

。

文中的有限元分析从大

的尺寸范围内研究流场分布

，

从宏观角度揭示

出屏蔽式电动泵内部流动的部分规律

。

文中计算了屏蔽式电动泵内部几个关键部

位的流场分布

，

后期的工作可以集中在有限元

模型的修改优化上

，

同时可以进一步计算其余

区域的流场分布状态

。

使用

Ｅｎｓｉ

ｇ

ｈｔ

软件将各

部分的数据整合起来形成完整的流体循环图

。

参考文献

：

［

１

］

Ｃｕｍｍｉｎｓ

Ｗ

Ｅ

，

Ｃｏｒｌｅｔｔｉ

Ｍ

Ｍ

，

Ｓｃｈｕｌｚ

Ｔ

Ｌ．Ｗｅｓｔｉｎ

ｇ

ｈｏｕｓｅ

ＡＰ１０００Ａｄｖａｎｃｅｄ

Ｐａｓｓｉｖｅ

Ｐｌａｎｔ

［

Ｃ

］，

ＩＣＡＰＰ０４

－

４２５４

，

２００４．

［

２

］

项京锋

，

郭鹏

，

周新华

．ＡＰ

１０００

屏蔽式主泵的制造难点

及国产

［

Ｊ

］

．

中国核工业

．２００７

，

６

：

１３８

－

１４４．

［

３

］

张明乾

，

刘昱

，

李承亮

．

浅谈压水堆核电站

ＡＰ１０００

屏

蔽式电动主泵

［

Ｊ

］

．

水泵技术

．２００８

，

４

：

１

－

５．

［

４

］

庄亚平

．ＡＰ１０００

屏蔽泵的应用分析

［

Ｊ

］

．

电力建设

．

２０１０

，

１１

：

４４

－

４６．

［

５

］

薛劲橹

，

张兵志

，

徐国英

，

等

．Ｆｌｕｅｎｔ

在汽车气动特性研

究中的应用

［

Ｊ

］

．

装甲兵工程学院学报

．２００９

，

６

：

３３

－

３７．

［

６

］

王福军

．

计算流体动力学分析

———

ＣＦＤ

软件原理与应

用

［

Ｍ

］

．

北京

：

清华大学出版社

，

２００４

：

７

－

１１．

［

７

］

Ｃｏｍ

ｐ

ｕｔａｔｉｏｎａｌ

Ｅｎ

ｇ

ｉｎｅｅｒｉｎ

ｇ

Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ

［

Ｍ

］

．Ｅｎｓｉ

ｇ

ｈｔ

Ｕｓｅｒ

Ｍａｎｕａｌ

ｆｏｒ

Ｖｅｒｓｉｏｎ

９．２

，

２００９．

（

上接第

３６７

页

）

［

１３

］

ＭａｃＦａｒｌａｎｅ

Ｒ

Ｅ．Ｎｅｗ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｆｉｌｅｓ

ｆｏｒ

ＥＮＤＦ

／

Ｂ

－

ＶＩ

ｒｅｌｅａｓｅ

２

［

Ｒ

］

．Ｎｅｗ

Ｍｅｘｉｃｏ

：

ＬＡＮＬ

，

１９９４．ＬＡ

－

１２６３９

－

ＭＳ．

［

１４

］

ＭａｃＦａｒｌａｎｅ

Ｒ

Ｅ

，

Ｍｕｉｒ

Ｄ

Ｗ．Ｔｈｅ

ＮＪＯＹ

Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｄａｔａ

Ｐｒｏｃｅｓｓｉｎ

ｇ

Ｓ

ｙ

ｓｔｅｍ

，

Ｖｅｒｓｉｏｎ

９１

［

Ｒ

］

．Ｎｅｗ

Ｍｅｘｉｃｏ

：

ＬＡＮＬ

，

１９９４．ＬＡ

－

１２７４０

－

Ｍ．

［

１５

］

［

ＯＬ

／

Ｒ

］

ｈｔｔ

ｐ

：／／

ｔ２．ｌａｎｌ．

ｇ

ｏｖ

／

ｄａｔａ

／

ｅｎｄｆ

／

ｅｎｄｆｖｉｉ

－

ｔｈｅｒｍａｌ．ｈｔｍｌ．

［

１６

］

Ｈａｗａｒｉ

Ａ

ｙ

ｍａｎ

Ｉ

，

Ｉ

ｙ

ａｄ

Ｉ．Ａｌ

－

Ｑａｓｉｒ．Ｉｎｖｅｓｔｉ

ｇ

ａｔｉｏｎ

ｏｆ

ｔｈｅ

ｉｍ

ｐ

ａｃｔ

ｏｆ

ｓｉｍ

ｐ

ｌｅ

ｃａｒｂｏｎ

ｉｎｔｅｒｓｔｉｔｉａｌ

ｆｏｒｍａｔｉｏｎｓ

ｏｎ

ｔｈｅｒｍａｌ

ｎｅｕｔｒｏｎ

ｓｃａｔｔｅｒｉｎ

ｇ

ｉｎ

Ｇｒａ

ｐ

ｈｉｔｅ

［

Ｊ

］

．Ｎｕｃｌｅａｒ

Ｓｃｉｅｎｃｅ

ａｎｄ

Ｅｎ

ｇ

ｉｎｅｅｒｉｎ

ｇ

，

２００７

，

１５５

，

４４９

－

４６２．

３０４