反应堆石墨的热中子散射截面研究

In reactor design calculations, it is significant to use more accurate thermal neutron scattering cross section libraries of reactor-grade graphite for neutronics and safety. Currently used libraries (ENDF/B-VII or JEF) based on many physical approximations and 1960’s experiment show noticeable discrepancies with experimental data. Molecular dynamics (MD) techniques were employed to construct reactor-grade graphite structures and generate the phonon density of states by velocity autocorrelation functions. The Scattering law S(α,β,T) values derived from the differential scattering cross-section of reactor-grade graphite measured by neutron Triple-Axis spectrometer. Using the generated phonon density of states and S(α,β,T) values, the thermal neutron scattering cross sections were calculated using the SIRIUS and NJOY code system. The transmission experiments of reactor-grade graphite were performed for different energy of neutron using the time-of-flight spectrometer. The 800mm×800mm×800mm graphite assembly was constructed to benchmark the thermal scattering cross section data at room temperatures and higher temperatures by Slowing-Down-Timing method. The generated libraries can be used in reactor design to improved neutronics and safety performance.

在反应堆设计中反应堆石墨的热中子散射截面精确性对中子学性能和安全性有着至关重要的意义，但目前用于反应堆设计的评价数据(ENDF/B或者JEF)与实验数据存在着明显的偏差。本课题拟采用分子动力学方法，建立核级石墨的结构模型，计算不同温度下国产核级石墨的速度自相关函数以得到声子谱；同时利用三轴谱仪测量其双微分散射截面获得精确的S(α,β,T)值；利用SIRIUS和NJOY程序、声子谱及S(α,β,T)制作核级石墨与温度相关的热中子散射数据库，再通过透射率实验数据对单能的截面进行检验、宏观基准实验数据对热中子散射数据进行校验。获得经校验的核级石墨热中子散射数据库，可为反应堆设计的中子学性能和本征安全提供数据支持。

超高温气冷反应堆（The Very-High-TemperatureReactor, VHTR）作为第四代先进核反应堆六种候选堆型之一，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次性循环方式，具有很好的“被动安全”特性。在反应堆设计中核级石墨的热中子散射截面精确性对中子学性能和安全性有着至关重要的意义。本论文以 VHTR 中核级石墨为研究对象，以微观结构测量、理论计算和核宏观验证等参数的方式，给出核级石墨的热中子散射截面数据。.文中利用核物理与化学研究所中国绵阳堆热中子和X射线的衍射技术，测量了核级石墨在不同温度下的衍射谱，推算出核级石墨常温和高温下的微观结构的相关参数。基于微观结构参数和孔隙度等，建立了核级石墨的微观结构模型，利用第一性原理计算了核级石墨的声子谱。采用自编的SIRIUS，计算获得了核级石墨的热中子散射截面数据。几种不同厚度核级石墨的中子透射率实验用来校验计算获得散射截面数据。分析发现理论计算获得的热中子截面数据，与宏观校验数据的数据存在一定的偏差。.本项目掌握的实验技术和获得的实验数据，为核数据评价和计算方法研究提供了基准实验数据，为VHTR设计提供了参考的热中子散射截面。建议继续深入开展是空隙度和无定型碳中子的输运的影响研究。