Une série de vérification et de validation (V & amp; V) rapports disponibles sur la page de documentation ont couvert la gamme complète des aspects de FISPACT- II, y compris la validation des données nucléaires directe, la vérification du traitement et de l’analyse comparative des résultats expérimentaux respectés.
Pour FISPACT-II, V & V emploie un ensemble d’outils comportant des données intégrales et différentielles pour:
- Différentiel et validation intégrale des données nucléaires d’entrée
- La vérification des données nucléaires technologiques utilisant Systématique et des contrôles statistiques
- Vérification du traitement des fichiers de données nucléaires par FISPACT-II et des codes de services publics
- Validation des simulations de code par rapport aux données expérimentales
Cela représente une approche complète et cohérente qui couvre la gamme complète des processus de simulation, à partir des ingrédients fondamentaux au produit final. Chaque V & amp; exercice V utilise des ensembles de données les plus complètes et robustes pour la comparaison, pour le dessin sur l’ensemble de la EXFOR, Les expériences d’activation de fusion ou de mesures de chaleur fission de désintégration par exemple. Chacun de ces sujets est l’objet d’un rapport et sont décrits dans les liens ci-dessous.
Fission chaleur de désintégration
calculs de chaleur et d’inventaire Decay pour les combustibles irradiés de fission comprennent deux des tâches fondamentales pour dépendant du temps solveurs Bateman dans l’industrie nucléaire. La connaissance détaillée et précise de ces caractéristiques en fonction du temps, ainsi que les valeurs d’incertitude dignes de confiance, sont de première importance pour les cas de sécurité du réacteur et la manipulation du combustible irradié – les questions qui couvrent un grand nombre activités représentant des milliards d’euros dans les efforts actuels et futurs.
Le développement du code FISPACT-II a donné lieu à de nouvelles et uniques méthodes de simulation pour une variété d’observables nucléaires, y compris la chaleur et de l’inventaire des calculs fission de désintégration. Pour effectuer ces simulations, les bibliothèques massives qui contiennent les distributions de probabilité complètes pour la formation de produits de fission, ainsi que les données complètes de décroissance pour l’ensemble de ces produits (allant du long vécu à ceux qui sous-deuxième demi-vie), doit être entretenu et validé avec le logiciel de simulation sophistiqué et robuste. Tout de la physique des interactions nucléaires, fissions et désintégrations est contenu dans les fichiers de données nucléaires, qui cachent la moitié de la simulation dans la méthode d’évaluation derrière ces fichiers.
Alors que la plupart des stocks et observables codes dépendant du temps reposent sur une bibliothèque de données nucléaires sur mesure, la capacité à exploiter tout ensemble de données offre une occasion unique de vérifier les données et fournir une rétroaction qui améliore finalement le système code / données. En effectuant une vérification et de validation sur FISPACT-II avec toutes les grandes bibliothèques internationales de données nucléaires, cet exercice va au-delà de démontrer les capacités du système de code / données pour simuler la chaleur de désintégration et des stocks, donnant des informations précises sur lesquelles nucléides devraient avoir leur fission les données de rendement ou de désintégration réévaluées et dans quelle bibliothèque.
Il existe peu de données expérimentales sur des échantillons de matériaux structurels irradiés dans toutes les centrales nucléaires de spectres de neutrons pertinents et même quand on dispose de données, les quantités mesurées sont soit une activité spécifique et / ou spectroscopie gamma. En particulier, aucune ou très peu de données expérimentales sur le pouvoir de décroissance a déjà existé pour les matériaux de structure des plantes de fission et des matériaux dans des conditions d’irradiation à haute énergie (à savoir la fusion, fission rapide). Il était de combler cette lacune qu’une série d’expériences ont été effectuées en utilisant la fonction Fusion Neutron Source (FNS) à l’Agence japonaise de l’énergie atomique.
Des échantillons de matériaux ont été irradiés dans un champ neutronique D-T simulé et la puissance de désintégration résultante a été mesurée pour les temps de refroidissement allant jusqu’à treize mois. En utilisant la méthode Whole très sensible Energy Absorption Spectrometer, les deux bêta et gamma émission énergies de désintégration ont été mesurées à certains temps de refroidissement et, de façon impressionnante, dès que quelques dizaines de secondes après la fin de l’irradiation.
Validation des prévisions de puissance de désintégration par comparaison directe avec les mesures de données intégrales des matériaux de structure échantillons sous des spectres de neutrons permettent la confiance à accorder aux valeurs de puissance de décroissance calculées. Elle permet également une évaluation de l’adéquation des méthodes et des données nucléaires, et indique toute inexactitude ou omission qui pourrait avoir conduit à des prédictions de code erronées. Il est clair que certaines marges de sécurité peuvent être dérivées d’un tel exercice de validation, le cas échéant au fonctionnement de l’usine, les matériaux et la conception, et appliqués que les conditions de délimitation dans la sécurité opérationnelle et de l’environnement (S & E) analyse.
Integro différentiel validation
Pour un grand nombre de nucléides et réactions cibles, il y a peu de mesures expérimentales de se fonder sur le processus d’évaluation des données nucléaires. Beaucoup d’énergies sont trop difficiles à sonder, pour les régions exemple de résonance ou d’énergies entre quelques MeV et 14 MeV pour les neutrons. Ces limitations dans les données nous obligent à être plus proactifs dans la validation, en tirant parti, différentes sources complémentaires pour tirer des conclusions où des jeux individuels de mesures différentielles font défaut.
Une série d’irradiations de divers matériaux dans plusieurs champs de neutrons complémentaires ont été menées sur plusieurs décennies. L’analyse des résultats ont produit des sections efficaces intégré attribuées aux différentes interactions nucléaires.
Les spectres de neutrons calculé pour chaque expérience peut être convolution sur l’énergie avec des sections transversales bibliothèque pour la comparaison avec les résultats expérimentaux. Les techniques de mesure varient entre les expériences, de calorimétrique à spectroscopique, assez mono-énergétique aux spectres «blanc». Chacun présente ses propres défis, mais l’extraction des données utiles sur les canaux de réaction individuels peut être fait même dans des mesures colorimétriques telles que celles effectuées avec chaleur totale de désintégration de FNS .
Pour mieux évaluer la qualité et l’étendue des conclusions qui peuvent être tirées de l’ensemble des mesures intégrales disponibles, les données différentielles de EXFOR est comparé contre les coupes transversales évaluées avec toute la production d’isomères, le cas échéant. La combinaison de ces a une grande valeur pour mettre en évidence les zones de réévaluation ou de fournir la validation activation plus robuste.
Vérification systématique des données nucléaires
En tant que bibliothèque de données nucléaires à usage véritablement générale, TENDL fournit des données complètes pour tous les nucléides cibles et canaux de réaction. Ceci est une qualité à double tranchant, offrant des informations nouvelles et robustes là où il ne pourrait exister autrement, mais aussi potentiellement exposer des régimes moins prédictifs du système de code, des défauts dans les données de référence d’entrée ou d’autres erreurs générales dans la production de la bibliothèque. La vérification des données nucléaire mondial pose une question complexe en raison de l’incapacité des testeurs de vérifier manuellement chaque fichier, le canal et l’entrée de données. Pour y remédier, une série de contrôles qui sonde les différents aspects des dossiers ont été mis au point. Ceux-ci ont détecté des problèmes anormaux dans les versions précédentes TENDL qui ont abordé dans les versions récentes.
En dehors de ces contrôles globaux, on établit des ensembles de données pour les sections transversales thermiques, intégrales de résonance et des sections Maxwellienne-moyennées. Les deux premiers sont contenus dans le Atlas du Neutron Résonances , tandis que celui-ci est fourni par le KADoNiS base de données . Les commentaires de ces tests sur les fichiers de neutrons TENDL a entraîné indiqué que certains problèmes non résolus avec les bibliothèques d’entrée sont restés. Celles-ci ont été complètement traités dans les versions les plus récentes.