基于蒙特卡罗程序JMCT2.2和商用CFD程序FLUENT, 通过C++语言, 采用外耦合的方式开发了一套耦合接口程序。利用JMCT网格和FLUENT计算域之间一一映射的方式完成物理模型和CFD模型之间的网格匹配, 实现了物理模型的简单划分和CFD模型网格的精细划分。利用该耦合程序计算了压水堆单根燃料棒模型和3×3带水洞的燃料子组件模型, 并与MCNP与FLUENT耦合计算结果进行对比。计算结果表明, 使用本文的方法, 耦合JMCT程序与FLUENT程序能够用于物理-热工耦合计算并准确提供其反馈参数。

在反应堆物理-热工耦合过程中，网格划分尺度会影响计算精度和计算时间。利用蒙特卡罗程序和FLUENT程序，对压水堆单棒模型进行不同尺度的网格划分，评估网格划分尺度对耦合结果的影响，得到单个网格中密度差值、温度差值对有效增殖因子和功率分布引入的误差。研究表明当燃料温度差值小于50 K，慢化剂密度差值3 kg/m3时，有效增殖因子相对误差小于10-4，功率相对误差小于1%。使用该规律，对典型的压水堆单棒模型和3×3通道模型进行网格划分并进行耦合计算。结果表明，单棒模型网格总数减少至1/100，计算时间减少至1/4，3×3通道模型网格总数减少至1/50，计算时间减少至1/10，但其结果仍然精确有效。

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明，SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。

采用目前工业上成熟的非线性迭代计算策略,基于两群粗网有限差分方法和多群UNM 节块方法,开发了针对压水堆工况的三维瞬态扩散计算程序。UNM 方法采用解析基函数作为基函数,通过方程变换解决了解析节块法在临界节块计算不稳定的问题,提高了计算精度。热工计算采用单通道模型和燃料棒一维导热模型,相比目前堆芯在用的经验关系式方法,该模型可以更加准确地计算燃料棒温度分布。采用基于横向积分方程的三节块方法,可以有效减轻控制棒尖齿效应对瞬态计算的影响。为测试程序性能,采用NEACRP等基准算例对程序进行了校验。数值结果表明,开发的程序计算结果正确,适用于压水堆堆芯瞬态过程的模拟。

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。