本發明涉及材料輻照損傷計算、核反應理論分析領域，特別是涉及一種全能譜中子輻照損傷精確模擬系統及其算法。
背景技術：
費米曾指出“核技術的成敗將強烈地取決于材料在反應堆中強輻射場下的行為”，材料問題是反應堆研究中亟待解決的問題之一，核反應堆的發展證實了此言。早期，鋯合金包殼的結構、氫化和穿孔造成大量放射性泄漏，影響了核電站發展的進程。70年代，二氧化鈾燃料的輻照密實引起燃料棒彎曲、破損，一度使核電站中止運行。直到目前，有芯塊和包殼相互作用導致的燃料棒破損影響著核電站的經濟性和安全性，該問題仍在深入研究。對于聚變堆、加速器驅動次臨界堆ads等先進核能系統，其高能中子對材料產生的輻照損傷更為嚴重，這些材料的抗輻照性能直接決定了反應堆的安全以及使用壽命。
為了研究材料輻照損傷問題，找到一個真實的環境進行輻照實驗最為理想。但是開展材料的輻照損傷實驗研究存在以下問題：運行費用昂貴，代價高；難以找到真實的運行輻照環境，如聚變堆、ads等；替代輻照實驗存在較大偏差等，因此采用可靠數值模擬計算的方法來從理論上推算反應堆中子的輻照損傷和輻照效應變得尤為重要。即使用計算機模擬程序計算材料的輻照損傷，獲得大量的輻照損傷數據，也能為反應堆材料的設計與研究提供重要的參數。
在材料輻照損傷計算程序方面，目前國內還沒有成熟的程序與計算系統，在國際上比較典型的中子輻照損傷計算程序，主要有日本的nprim程序、美國的specter/spcomp等程序，可以計算材料的平均原子離位dpa(displacementperatom)、氫氣產生、氦氣產生等。但是這些程序還存在所支持的輻照環境有限、無法模擬20mev以上的高能輻照損傷計算等問題。尤其對于加速器驅動次臨界堆ads等先進核能系統，其中子能量上限高達缺數值gev，而20mev以上中子引發的結構材料的輻照損傷也更為嚴重，如果在模擬計算中缺少對ads結構材料在20mev以上的高能輻照損傷計算，將會影響ads堆結構材料設計壽命的評估精度。因此，需要建立一個滿足反應堆全能譜，支持熱堆、快堆、聚變堆、ads等核能系統的輻照損傷計算系統來解決上述問題。
技術實現要素：
本發明的目的是建立一種可以精確模擬全能譜的中子輻照損傷計算系統及其算法，便于進行精確地中子輻照損傷模擬與計算，可以實現不同能譜下的中子輻照損傷計算，為壓水堆、快堆、聚變堆、ads等核能系統的材料輻照損傷精確模擬提供可靠的計算工具。
為解決上述技術問題，本發明采用的一個技術方案是：提供一種全能譜中子輻照損傷精確模擬系統，包括輻照損傷核數據模塊、高能物理核反應模塊、輻照損傷計算模塊；
輻照損傷核數據模塊用于產生材料200mev以下的核數據庫，包括dpa截面、氣體產生截面；
高能物理核反應模塊進行高能核反應截面的計算，生成指定材料200mev以上的dpa截面、氣體產生截面；
輻照損傷計算模塊根據高能中子與材料發生核反應的特點進行理論計算。
在本發明一個較佳實施例中，所述輻照損傷核數據模塊為多群輻照損傷核數據庫，多群輻照損傷核數據庫能群個數大于1000群，中子能量范圍為10-5ev～200mev，其中10-5ev～20mev能段劃分群數占總能群的80％，20mev～200mev能段劃分能群占總能群的20％。
進一步的，多群輻照損傷核數據庫的權重函數在10-5ev～1.0ev熱能區采用標準maxwell分布，4.0ev～9.811kev能區采用1/e分布，9.811kev～10mev裂變中子區采用裂變譜分布，10mev～20mev能區采用聚變譜分布，20mev～200mev能區采用1/e分布。
在本發明一個較佳實施例中，在高能物理核反應模塊中，采用量子動力學模型qmd加上統計延遲模型sdm來計算200mev～3gev能段內中子與材料相互作用的氫氣及氦氣產生截面；采用系統分類模型來計算200mev～3gev能段內中子與材料相互作用的總截面和彈性散射截面。
為解決上述技術問題，本發明采用的另一個技術方案是：提供一種全能譜中子輻照損傷算法，包括以下步驟：
第一步，輸入輻照材料成分、輻照時間、中子通量；
第二步，結合輸入通量進行中子輻照損傷截面調用與計算，如果中子能量低于200mev，直接讀取相應材料的輻照損傷核數據模塊中的中子輻照損傷dpa截面及氣體產生截面；如果中子能量高于200mev，則通過高能物理核反應模塊進行高能核反應截面的計算，生成指定材料200mev以上的dpa截面、氣體產生截面；
第三步，根據第二步調用或計算的中子輻照損傷dpa及氣體產生截面，結合第一步輸入輻照材料成分、輻照時間、中子通量，通過輻照損傷計算模塊實現在任意輻照環境下的材料全能譜中子輻照損傷模擬。
在本發明一個較佳實施例中，中子通量的輸入包括兩種方式，一種是直接輸入中子通量，另一種是選擇固定的中子輻照環境。
在本發明一個較佳實施例中，固定中子輻照環境采用mcnp5中子輸運程序以及endf/b-vii點狀核數據庫，結合壓水堆、鈉冷快堆、聚變堆、加速器驅動次臨界堆模型，計算出上述反應堆的典型區域如壓水堆燃料包殼/壓力容器/安全殼、鈉冷快堆包殼、聚變堆第一壁、加速器驅動次臨界堆散裂靶/燃料組件的中子譜分布。
進一步的，壓水堆中子通量采用69群wimsd典型能群分布；鈉冷快堆中子通量采用172群裂變堆能群；聚變堆中子通量采用175群vitamin-j能群；加速器驅動次臨界堆中子通量采用366群ads能群。
在本發明一個較佳實施例中，高能物理核反應模塊的模型系數通過200mev以下多群核數據模塊進行調整與擬合，以保證200mev前后輻照損傷截面的一致性。
本發明的有益效果是：
1、本發明通過輻照損傷核數據模塊，可以實現對不同反應堆輻照環境下的dpa及氣體產生截面的計算；
2、對高能中子引發的材料輻照損傷，本發明通過針對性的理論方法來實現關鍵截面數據的計算；
3、本發明所涉及的系統可以充分滿足多種核能系統的輻照損傷計算與模擬。
附圖說明
圖1是本發明全能譜中子輻照損傷算法流程圖。
具體實施方式
下面結合附圖對本發明的較佳實施例進行詳細闡述，以使本發明的優點和特征能更易于被本領域技術人員理解，從而對本發明的保護范圍做出更為清楚明確的界定。
請參閱圖1，本發明實施例包括：
首先，采用mcnp5中子輸運程序以及endf/b-vii點狀核數據庫，結合加速器驅動次臨界堆典型模型，計算出加速器驅動次臨界堆散裂靶/燃料組件的中子譜分布，中子能量的范圍為10-5ev～1gev，將散裂靶及燃料組件中子譜作為輻照損傷計算的通量輸入條件。
其次，輻照損傷核數據庫模塊的設計開發：
(1)在能群結構設計方面：能群數設置為1000群，中子能量范圍設置為10-5ev～200mev，其中10-5ev～20mev能段劃分800群，20mev～200mev能段劃分200群；
(2)在權重函數設計方面：在10-5ev～1.0ev熱能區采用標準maxwell分布，4.0ev～9.811kev能區采用1/e分布，9.811kev～10mev裂變中子區采用裂變譜分布，10mev～20mev能區采用聚變譜分布，20mev～200mev能區采用1/e分布。
(3)以此設計為基礎，結合endf、jeff等核數據評價源，采用njoy核數據處理程序，設計出輻照損傷核數據庫。再次，根據加速器驅動次臨界堆在200mev～1gev中子通量的分布情況，采用量子動力學模型qmd加上統計延遲模型sdm來計算200mev～1gev能段內中子與散裂靶材/燃料組件材料相互作用的氫氣及氦氣產生截面；采用系統分類模型來計算200mev～1gev能段內中子與散裂靶材/燃料組件材料相互作用的總截面和彈性散射截面；高能物理核反應模塊的模型系數通過200mev以下多群核數據模塊進行調整與擬合，以保證200mev前后輻照損傷截面的一致性。
綜合以上計算所得截面，可以獲取中子與散裂靶材/燃料組件材料相互作用的dpa截面以及氣體產生截面。
最后，根據提供進行輻照損傷模擬計算的對象材料成分、輻照時間，結合第一步計算所得加速器驅動次臨界堆的中子注量，再結合輻照損傷核數據模塊中的中子輻照損傷dpa及氣體產生截面，根據以下基本的公式，計算出加速器驅動次臨界堆散裂靶材/燃料組件材料中子輻照損傷dpa及氣體產生。
he(appm)＝σα(e)·φ·t
h2(appm)＝σp(e)·φ·t
其中he/h2(appm)為材料輻照損傷氣體產生，σα/p(e)為材料氣體產生截面，σdpa(e)為材料dpa截面，
以上所述僅為本發明的實施例，并非因此限制本發明的專利范圍，凡是利用本發明說明書及附圖內容所作的等效結構或等效流程變換，或直接或間接運用在其他相關的技術領域，均同理包括在本發明的專利保護范圍內。