本发明涉及材料辐照损伤计算、核反应理论分析领域，特别是涉及一种全能谱中子辐照损伤精确模拟系统及其算法。
背景技术：
费米曾指出“核技术的成败将强烈地取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为”，材料问题是反应堆研究中亟待解决的问题之一，核反应堆的发展证实了此言。早期，锆合金包壳的结构、氢化和穿孔造成大量放射性泄漏，影响了核电站发展的进程。70年代，二氧化铀燃料的辐照密实引起燃料棒弯曲、破损，一度使核电站中止运行。直到目前，有芯块和包壳相互作用导致的燃料棒破损影响着核电站的经济性和安全性，该问题仍在深入研究。对于聚变堆、加速器驱动次临界堆ads等先进核能系统，其高能中子对材料产生的辐照损伤更为严重，这些材料的抗辐照性能直接决定了反应堆的安全以及使用寿命。
为了研究材料辐照损伤问题，找到一个真实的环境进行辐照实验最为理想。但是开展材料的辐照损伤实验研究存在以下问题：运行费用昂贵，代价高；难以找到真实的运行辐照环境，如聚变堆、ads等；替代辐照实验存在较大偏差等，因此采用可靠数值模拟计算的方法来从理论上推算反应堆中子的辐照损伤和辐照效应变得尤为重要。即使用计算机模拟程序计算材料的辐照损伤，获得大量的辐照损伤数据，也能为反应堆材料的设计与研究提供重要的参数。
在材料辐照损伤计算程序方面，目前国内还没有成熟的程序与计算系统，在国际上比较典型的中子辐照损伤计算程序，主要有日本的nprim程序、美国的specter/spcomp等程序，可以计算材料的平均原子离位dpa(displacementperatom)、氢气产生、氦气产生等。但是这些程序还存在所支持的辐照环境有限、无法模拟20mev以上的高能辐照损伤计算等问题。尤其对于加速器驱动次临界堆ads等先进核能系统，其中子能量上限高达缺数值gev，而20mev以上中子引发的结构材料的辐照损伤也更为严重，如果在模拟计算中缺少对ads结构材料在20mev以上的高能辐照损伤计算，将会影响ads堆结构材料设计寿命的评估精度。因此，需要建立一个满足反应堆全能谱，支持热堆、快堆、聚变堆、ads等核能系统的辐照损伤计算系统来解决上述问题。
技术实现要素：
本发明的目的是建立一种可以精确模拟全能谱的中子辐照损伤计算系统及其算法，便于进行精确地中子辐照损伤模拟与计算，可以实现不同能谱下的中子辐照损伤计算，为压水堆、快堆、聚变堆、ads等核能系统的材料辐照损伤精确模拟提供可靠的计算工具。
为解决上述技术问题，本发明采用的一个技术方案是：提供一种全能谱中子辐照损伤精确模拟系统，包括辐照损伤核数据模块、高能物理核反应模块、辐照损伤计算模块；
辐照损伤核数据模块用于产生材料200mev以下的核数据库，包括dpa截面、气体产生截面；
高能物理核反应模块进行高能核反应截面的计算，生成指定材料200mev以上的dpa截面、气体产生截面；
辐照损伤计算模块根据高能中子与材料发生核反应的特点进行理论计算。
在本发明一个较佳实施例中，所述辐照损伤核数据模块为多群辐照损伤核数据库，多群辐照损伤核数据库能群个数大于1000群，中子能量范围为10-5ev～200mev，其中10-5ev～20mev能段划分群数占总能群的80％，20mev～200mev能段划分能群占总能群的20％。
进一步的，多群辐照损伤核数据库的权重函数在10-5ev～1.0ev热能区采用标准maxwell分布，4.0ev～9.811kev能区采用1/e分布，9.811kev～10mev裂变中子区采用裂变谱分布，10mev～20mev能区采用聚变谱分布，20mev～200mev能区采用1/e分布。
在本发明一个较佳实施例中，在高能物理核反应模块中，采用量子动力学模型qmd加上统计延迟模型sdm来计算200mev～3gev能段内中子与材料相互作用的氢气及氦气产生截面；采用系统分类模型来计算200mev～3gev能段内中子与材料相互作用的总截面和弹性散射截面。
为解决上述技术问题，本发明采用的另一个技术方案是：提供一种全能谱中子辐照损伤算法，包括以下步骤：
第一步，输入辐照材料成分、辐照时间、中子通量；
第二步，结合输入通量进行中子辐照损伤截面调用与计算，如果中子能量低于200mev，直接读取相应材料的辐照损伤核数据模块中的中子辐照损伤dpa截面及气体产生截面；如果中子能量高于200mev，则通过高能物理核反应模块进行高能核反应截面的计算，生成指定材料200mev以上的dpa截面、气体产生截面；
第三步，根据第二步调用或计算的中子辐照损伤dpa及气体产生截面，结合第一步输入辐照材料成分、辐照时间、中子通量，通过辐照损伤计算模块实现在任意辐照环境下的材料全能谱中子辐照损伤模拟。
在本发明一个较佳实施例中，中子通量的输入包括两种方式，一种是直接输入中子通量，另一种是选择固定的中子辐照环境。
在本发明一个较佳实施例中，固定中子辐照环境采用mcnp5中子输运程序以及endf/b-vii点状核数据库，结合压水堆、钠冷快堆、聚变堆、加速器驱动次临界堆模型，计算出上述反应堆的典型区域如压水堆燃料包壳/压力容器/安全壳、钠冷快堆包壳、聚变堆第一壁、加速器驱动次临界堆散裂靶/燃料组件的中子谱分布。
进一步的，压水堆中子通量采用69群wimsd典型能群分布；钠冷快堆中子通量采用172群裂变堆能群；聚变堆中子通量采用175群vitamin-j能群；加速器驱动次临界堆中子通量采用366群ads能群。
在本发明一个较佳实施例中，高能物理核反应模块的模型系数通过200mev以下多群核数据模块进行调整与拟合，以保证200mev前后辐照损伤截面的一致性。
本发明的有益效果是：
1、本发明通过辐照损伤核数据模块，可以实现对不同反应堆辐照环境下的dpa及气体产生截面的计算；
2、对高能中子引发的材料辐照损伤，本发明通过针对性的理论方法来实现关键截面数据的计算；
3、本发明所涉及的系统可以充分满足多种核能系统的辐照损伤计算与模拟。
附图说明
图1是本发明全能谱中子辐照损伤算法流程图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明的较佳实施例进行详细阐述，以使本发明的优点和特征能更易于被本领域技术人员理解，从而对本发明的保护范围做出更为清楚明确的界定。
请参阅图1，本发明实施例包括：
首先，采用mcnp5中子输运程序以及endf/b-vii点状核数据库，结合加速器驱动次临界堆典型模型，计算出加速器驱动次临界堆散裂靶/燃料组件的中子谱分布，中子能量的范围为10-5ev～1gev，将散裂靶及燃料组件中子谱作为辐照损伤计算的通量输入条件。
其次，辐照损伤核数据库模块的设计开发：
(1)在能群结构设计方面：能群数设置为1000群，中子能量范围设置为10-5ev～200mev，其中10-5ev～20mev能段划分800群，20mev～200mev能段划分200群；
(2)在权重函数设计方面：在10-5ev～1.0ev热能区采用标准maxwell分布，4.0ev～9.811kev能区采用1/e分布，9.811kev～10mev裂变中子区采用裂变谱分布，10mev～20mev能区采用聚变谱分布，20mev～200mev能区采用1/e分布。
(3)以此设计为基础，结合endf、jeff等核数据评价源，采用njoy核数据处理程序，设计出辐照损伤核数据库。再次，根据加速器驱动次临界堆在200mev～1gev中子通量的分布情况，采用量子动力学模型qmd加上统计延迟模型sdm来计算200mev～1gev能段内中子与散裂靶材/燃料组件材料相互作用的氢气及氦气产生截面；采用系统分类模型来计算200mev～1gev能段内中子与散裂靶材/燃料组件材料相互作用的总截面和弹性散射截面；高能物理核反应模块的模型系数通过200mev以下多群核数据模块进行调整与拟合，以保证200mev前后辐照损伤截面的一致性。
综合以上计算所得截面，可以获取中子与散裂靶材/燃料组件材料相互作用的dpa截面以及气体产生截面。
最后，根据提供进行辐照损伤模拟计算的对象材料成分、辐照时间，结合第一步计算所得加速器驱动次临界堆的中子注量，再结合辐照损伤核数据模块中的中子辐照损伤dpa及气体产生截面，根据以下基本的公式，计算出加速器驱动次临界堆散裂靶材/燃料组件材料中子辐照损伤dpa及气体产生。
he(appm)＝σα(e)·φ·t
h2(appm)＝σp(e)·φ·t
其中he/h2(appm)为材料辐照损伤气体产生，σα/p(e)为材料气体产生截面，σdpa(e)为材料dpa截面，
以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。