当前，全世界有十几万吨的核放射性废料，还以每年约8000 t高速增长^[1]，加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical Systems, ADS)能有效嬗变核废料^[2]。ADS系统的散裂源中子可达到上百MeV甚至GeV的能量，而当前国际上多数的群状中子数据库的能群能量上限只有20 MeV，如国际原子能机构研发设计的ADS-Lib1.0、2.0^[3-4]。一些针对加速器装置等特殊用途数据的数据库，如LAL150^[5]核数据库，中子最高能量达到150 MeV，但只包含几十种轻核材料。国内，针对ADS开发的核数据库HENDL-ADS/MG^[6]，高能权重函数采用了线性的分布谱，并未考虑ADS能谱分布复杂的特性，采用的评价库为较早的评价源，如TENDL-2009。

通常制作完整的一套多个温度点的核数据库包含了数千次生成单个核素的操作，传统的制作方法人工操作干预过多、耗时、繁琐且易出错。在ADS反应堆设计中，堆芯设计与热工设计不断进行着耦合，而每一组热工参数对应着一套堆芯设计。二者在耦合过程中，反应堆设计中的中子输运计算程序所需核数据库的温度不断进行变化。自动生成多温度（任意指定温度）程序正是为处理这些问题而开发的。

根据加速器驱动次临界系统特点设计能群结构、权重函数等参数，通过自动生成多温度数据库程序生成ADS核数据库ANDL-ADS (Auto-generated Nuclear Date Library for ADS)，包括ACE格式点状中子数据库ANDL-ADS(MC)和471群MATXS^[7]格式多群中子数据库ANDL-ADS (MG)。采用一系列的基准例题对数据库截面的准确性进行初步的验证。

程序编写使用了面向对象的语言C++，运行在Windows系统环境下。首先，程序提取MCNP (Monte Carlo N Particle Transport Code)、TRANSX (A Code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries to Nuclear Transport Codes)等中子学软件输入文件中材料部分的关键核素信息，通过查重步骤忽略重复的核素后生成需要制作核素的材料列表。其次，根据预先设定的参数生成NJOY (The NJOY Nuclear Data Processing System)^[8]的输入文件，通过制作的核素名称、原子量等信息在评价截面库中提取并重命名该评价核素作为输入文件。最后，调用NJOY软件自动制作相应温度下的工作核数据库，并对其进行必要的后处理。

整个制作过程涉及多个文件操作、数据提取传递等，通过程序实现自动化可减少人工操作，从而降低出错概率；程序通过并行调用NJOY程序充分利用计算机多核处理器的性能，从而极大地缩短了制作一套完整的包含多核素多温度点数据库的时间。以制作的ACE与MATXS格式中子数据库为例，程序处理过程如图 1所示。

图 1

图 1 程序流程简图 Figure 1 Program flow diagram

根据ADS需求和当前主流评价库的特点，ANDL-ADS评价源挑选于当前经充分评价后发布的评价中子库：ENDF/B-Ⅶ.1、JENDL-4.0h、JEFF-3.2和TENDL-2014，所选的评价中子能量上限达到150 MeV或200 MeV，共476个核素覆盖了ADS系统分析计算所需的结构材料、裂变产物和锕系重核。

ACE格式数据库是用于蒙特卡罗方法的标准数据库格式，主要通过压缩和重新排序评价截面数据制作。由于ACE库截面数据直接来自于评价源，不存在从非确定近似为确定性的问题求解时所带来的误差。基于选定了评价源后，通过截面处理程序NJOY将ENDF/B格式的数据库转换ACE格式点状库，其中选取的NJOY模块主要功能有：点截面重构、多普勒展宽、计算热产截面和辐射损伤、生成气体产生截面、不可分辨区截面处理、中子热化处理等。初步制作的截面温度数据包括：300 K、600 K、900 K、1 200 K、1 500 K等温度点。

由于群状数据库采用群截面近似，通过有限能群截面数据来描述实际上万到数十万个能量点的截面数据，因此群状库在提高效率的同时，对设计制作的群常数有着更高的要求。而设计的群截面参数最重要的是合理的能群结构和合适的权重函数。

ANDL-ADS(MG)群状库在0-20 MeV能区采用ORNL-421^[4]的能群结构，在20-150 MeV区参照HENDL-ADS/MG^[6]的50群能群边界设计，共471能群。其中，4-10⁴ eV超热中子区和共振中子区分为了133能群，热区中子分为95能群，因此ANDL-ADS(MG)群状库在满足次临界系统设计需求的同时也适用于快堆和热堆的计算。

ADS系统的高能权重函数分布谱结构复杂，当前在ADS权重函数设计中，谱分布在高能区大多数采用单调的线性函数，所设计的这些权重函谱分布未能充分体现ADS系统物理特性。通常，设计的能群结构的权重谱分布越接近于所计算的核能系统实际的能谱趋势，群状库的精确度越高，基于这一原理，通过MCNPX模拟加速器次临界系统IAEA-ADS^[9]模型计算得到ADS系统里典型区域的能谱作为ANDL-ADS(MG)的权重函数。

图 2

图 2 ANDL-ADS(MG)权重函数 Figure 2 Weight function of ANDL-ADS(MG)

ANDL-ADS数据库重核截面的可靠性通过选自《国际临界安全基准评价实验手册》^[10]的10个快中子谱临界球模型进行临界检验，验证的重核包括了Pu、U、NP、Am、Cm等常见的裂变同位素。在截面验证时，可采用计算的k_eff值与实验值相对偏差值在0.5%内^[11]作为核数据截面校核的验证参考。通过对比临界例题测量值与ANDL-ADS (MC/MG)的计算值来验证重核的可靠性，其中点状数库的模拟计算采用MCNP，群状库的计算通过确定论程序ANISN (A One-Dimensional Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering)^[12]模拟得到。以下例题点状数据库与群状数据库的计算结果分别用MC和MG标识。

通过表 1计算对比可以看出，各重核临界实验例题MCNP与ANISN的计算模拟值与实际测量值的误差均在0.5%范围内，实验值与基于数据库ANDL-ADS计算的模拟值符合较好，认为制作的重核截面数据是可靠的，总体上点状数据库的计算结果要精确于471群状数据库。

表 1

表 1 重核临界例题测试结果 Table 1 Critical test results of heavy nuclei 例题 Case MC值 MC value MG值 MG value 实验值 Test value 233U-MET-FAST-001 0.999 90 1.003 40 1.000 0 233U-MET-FAST-002 -case1 0.999 23 1.003 11 1.000 0 233U-MET-FAST-004 -case1 1.000 28 1.003 03 1.000 0 HEU-MET-FAST-001 0.997 51 0.997 65 1.000 0 HEU-MET-FAST-027 0.997 84 0.997 01 1.000 0 PU-MET-FAST-001 0.997 71 1.003 27 1.000 0 PU-MET-FAST-005 1.002 68 1.003 33 1.000 0 PU-MET-FAST-035 0.996 00 0.996 54 1.000 0 SPEC-MET-FAST-001 0.998 45 1.004 87 1.000 0 SPEC-MET-FAST-008 -case1 1.005 83 1.006 01 1.002 6

表 1 重核临界例题测试结果 Table 1 Critical test results of heavy nuclei

积分泄漏率实验来源于俄罗斯高能物理研究所和日本大坂大学OKTAⅥAN (Neutron source facility of Osaka University)装置^[13]，实验的辐照源中子能量大小为14 MeV，源强大小为5×10¹⁰ s^-1，球壳中心的源中子穿透过一系列不同材料的球壳，测量球壳外的中子强度得到中子的泄漏率。

ANDL-ADS点状和群状数据库分别使用MCNP和ANISN程序对球壳例题进行了模拟计算，计算结果与基于评价库ENDF/B-Ⅵ.8的MCNP自带数据库（标识为60C，部分核素截面数据不全）的计算值、测量值进行对比。球壳材料和几何数据见表 2，泄漏率计算结果见表 3（C/E值为计算值比实验值）。

表 2

表 2 球壳材料和几何数据 Table 2 Material and geometry information of spherical shell 例题 Case 内半径 Inner radius/cm 外半径 Outer radius/cm 核素及核子密度 Nuclide and nucleon density/cm-3 Be 5.7 17.35 9Be, 1.229 5×1023 Al 10.2 19.75 27Al, 2.723 0×1022 Si 10.0 30.00 Si-Nat, 2.766 1×1022 Ti 10.2 19.75 Ti-Nat, 1.936 2×1022 V 1.5 12.00 51V, 7.199 6×1022 Cr 10.2 19.75 Cr-Nat, 4.308 6×1022 Fe 2.0 4.50 Fe-Nat, 8.376 6×1022 12C, 1.848 4×1020 Co 10.2 19.75 59Co, 1.982 5×1022 Cu 2.5 30.00 Cu-Nat, 5.904 2×1022 Zr 2.5 30.00 Zr-Nat, 1.874 9×1022 Nb 2.5 13.70 93Nb, 2.842 8×1022 Mo 2.5 30.00 Mo-Nat, 1.349 6×1022 W 10.2 19.75 W-Nat, 1.451 1×1022 Pb 4.5 12.00 Pb-Nat, 3.313 3×1022 注：XX-Nat代表某种材料的天然组分 Note: XX-Nat represents the natural component of a material

表 2 球壳材料和几何数据 Table 2 Material and geometry information of spherical shell

表 3

表 3 中子泄露率测试结果 Table 3 Neutron leak rate test results 例题 Case 能量间隔 Energy interval/MeV 实验值 Test value C/E值 C/E value MCNP 60C MCNP MC ANISN MG Be 0.003-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.003 0.469 0.315 0.143 0.324 1.251 1.007 0.850 0.938 1.358 1.050 1.018 0.851 0.940 1.355 1.054 1.066 0.889 1.017 1.278 1.071 Al 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.069 0.148 0.050 0.675 0.942 0.623 0.708 0.781 1.126 1.005 0.450 0.600 0.757 1.163 1.004 0.645 0.663 0.817 1.127 1.003 Si 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.093 0.171 0.047 0.482 0.793 0.698 0.941 0.590 1.183 1.039 0.755 0.827 1.107 1.063 0.979 0.825 0.846 0.959 1.081 0.993 Ti 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.086 0.152 0.038 0.598 0.874 0.865 0.839 0.622 1.355 1.185 0.954 0.834 0.857 1.336 1.190 1.096 0.955 0.963 1.294 1.201 V 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.391 0.301 0.038 0.381 1.111 1.086 1.038 1.116 0.976 1.036 1.124 1.106 1.278 0.977 1.074 0.986 1.069 1.281 1.012 1.027 Fe 0.05-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.099 0.140 0.032 0.740 1.011 1.038 1.041 1.017 1.020 1.025 1.094 1.015 0.924 1.021 1.024 1.141 1.065 0.957 1.011 1.030 Co 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.242 0.295 0.055 0.729 1.321 0.607 0.489 0.351 1.075 0.828 0.530 0.539 0.648 1.052 0.825 0.599 0.611 0.720 1.013 0.835 Cu 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.660 0.145 0.013 0.079 0.897 1.059 1.041 1.331 1.079 1.062 1.059 1.029 1.327 1.073 1.059 1.090 1.048 1.270 0.929 1.072 Zr 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.442 0.307 0.033 0.317 1.099 0.740 1.573 1.539 1.385 1.183 1.136 1.072 0.950 1.328 1.168 1.160 1.107 1.005 1.297 1.180 Nb 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.335 0.219 0.036 0.510 1.10 1.102 1.470 0.931 1.130 1.183 1.111 1.105 1.354 1.132 1.128 1.137 1.135 1.359 1.116 1.134 Mo 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.516 0.287 0.043 0.524 1.37 0.982 1.202 0.353 0.955 0.998 0.958 0.924 0.904 0.909 0.930 0.886 0.987 0.897 0.959 0.935 W 0.1-1.0 1.0-5.0 5.0-10.0 10.0-20.0 ＞0.1 0.360 0.241 0.040 0.710 1.351 ― ― ― ― ― 0.826 0.755 0.472 1.027 0.909 0.861 0.806 0.496 1.011 0.919 Pb 0.4-0.8 0.8-1.4 1.4-2.5 2.5-4.0 4.0-6.5 6.5-10.5 10.5-20.0 ＞0.4 0.174 0.212 0.231 0.100 0.036 0.038 0.489 1.280 ― ― ― ― ― ― ― ― 0.962 1.028 1.094 1.088 0.984 0.616 1.060 1.034 1.039 1.104 1.059 0.989 0.823 0.515 1.043 1.029

表 3 中子泄露率测试结果 Table 3 Neutron leak rate test results

由测试结果可知，ANDL-ADS数据库Be、Ti、V、Cr、Fe、Cu、Zr、Nb、Mo、Pb等核素的泄漏积分计算值在整体上与实验测试结果符合较好。一些核素在某些能区的计算积分值与测量值的差别较大，主要由于该能区的积分值比例过小，统计测量时容易出现误差^[13]。

ANDL-ADS(MC)和MCNP自带中子库的计算结果总体相差在5%以内，Zr、Mo核素ANDL-ADS的计算值更加接近于实验值。ANDL-ADS点状和群状数据库基于相同评价源，其计算结果较接近^[14]。

屏蔽实验来源于日本大阪大学以AVF (Azimuthally Varying Field)回旋加速器为基础的实验装置。质子通过AVF加速器后轰击铜靶产生的散裂中子穿透屏蔽材料被NE-213探测仪捕捉。实验装置如图 3所示，屏蔽层材料包括：铁板、铅板、石墨层和混凝土。屏蔽层尺寸、核子密度数据见文献[15]。点状库和群状库分别用MCNP和TORT (Three Dimensional Oak Ridge Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code)计算，测试结果如图 4所示，图 4中不同屏蔽层厚度的实验值和计算值分别用不同点型标识。

图 3

图 3 实验装置简图 Figure 3 Schematic diagram of experimental equipment

图 4

图 4 采用铁(a)、铅(b)、石墨(c)和混凝土屏蔽材料(d)的高能屏蔽实验 Figure 4 High energy shielding experiments using iron (a), lead (b), graphite (c) and concrete (d)

通过以上实验值与模拟值对比分析，不同厚度的Fe和Pb以及20 cm和50 cm厚的水泥屏蔽厚度计算值和实验结果符合较好。随着屏蔽层厚度增加，60 cm和90 cm厚度的石墨和100 cm厚度水泥屏蔽的计算值与实验值结果相差较大，可能由中子深穿透效应和累计误差等因素造成，其结果还需进一步从软件、实验、截面数据等方面分析原因。

为了解决传统工作核数据库制作时人工操作干预过多、耗时、繁琐且易出错等缺点，开发出自动生成多温度数据库程序。根据ADS系统的分析需求，在国际最新主流评价中子库的基础上设计出点状以及群状MATXS格式471能群中子数据库ANDL-ADS，其中子能量上限达150 MeV及以上。

通过临界例题、泄露积分例题、高能屏蔽例题初步验证了重核截面、轻核截面、高能截面数据的准确性。为了更充分地验证截面数据的可靠性，需要进一步地进行基准测试和综合应用验证。