基于LR-0基准题的CENDL-TMSR-V1数据库验证
Atomic Energy Science and Technology（2021）
Abstract
为验证氟盐冷却先进堆型的物理特性,在捷克LR-0装置上开展了关于石墨和FLiNa盐的中子物理实验,形成了满足国际临界安全分析评价标准的基准题.基于上述基准题,利用MCNP和SCALE程序,对中国核数据中心研制的钍-铀循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1进行了验证.结果表明,CENDL-TMSR-V1计算得到的石墨和FLiNa盐样品组临界实验keff、能谱和中子通量均与实验结果符合.临界计算最大差异为-0.001 87,在实验不确定度范围内.相较于ENDF/B-Ⅶ.0的计算结果,CENDL-TMSR-V1计算值与实验结果更接近.不确定度分析表明,CENDL-TMSR-V1计算得到的石墨和FLiNa盐核数据不确定度明显小于SCALE6.1自带协方差数据库的计算结果.
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