孙梦萍 邹 俊 王 芳 贾 伟 胡丽琴

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

孙梦萍1,2邹 俊2王 芳2贾 伟2胡丽琴1,2

1（中国科学技术大学 合肥 230026）
2（中国科学院核能安全技术研究所 合肥 230031）

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度，在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG (Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上，本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY，设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核，验证了数据的可靠性与正确性。同时，采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析，分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。

水冷慢化聚变驱动次临界堆，热中子上散射效应，细群核数据库，中子通量密度，有效增殖因数(keff)

聚变驱动次临界核能系统是聚变能技术的早期应用途径[1]，轻水作为一种理想的中子慢化材料已被广泛应用于包层的概念设计之中。目前，国内外开展了大量关于水冷慢化聚变驱动次临界堆的研究：如西安交通大学的水冷压力管式能量增殖包层(Water-cooled Pressure Tube Energy Production Blanket, WPTE)[2]、双冷嬗变包层(Dual-cooled Waste Transmutation Blanket, DWTB)[3]；中国工程物理研究院的聚变裂变混合能源堆(Fusion-fission Hybrid Energy Reactor, FFHER)[4-5]；中国科学院核能安全技术研究所的FDS-EM[6-10]；德国马克斯普朗克等离子物理研究所的螺旋仿星器(The helical advanced stellarator (Helias) reactor, HSR)[11]；……