快中子反应堆的中子学计算中, 少群参数的计算精度直接影响最终的计算精度。通过直接利用点截面的方法产生具体问题的精细群截面, 随后进行组件输运计算并以获得的中子通量密度分布归并能群从而得到组件的均匀化少群参数, 可以较精确地考虑中等质量核素在中高能量段具有的非常强烈的弹性散射共振效应以及全能量段存在的多核素共振干涉效应等问题。计算结果表明, 由点截面产生的细群截面误差均在1%以内, 进行能谱计算并利用该能谱归并能群得到少群参数的误差也在1%以内。随着截面精度的改善, 最终堆芯计算的精度得到明显提升。

堆芯换料方案的优化是一个典型的组合优化问题, 其搜索空间异常庞大。传统的优化算法很难在如此巨大的搜索空间中寻找出全局最优解。遗传算法以其优良的自适应能力和优化能力, 为组合优化问题提供了一个非常有效的解决途径。采用遗传算法对柱状高温气冷堆堆芯装料方案进行了优化, 并编写了相应程序。为了提高堆物理的计算精度, 堆芯临界计算采用26群输运计算。由于多群输运计算需要大量计算时间, 为此对遗传算法进行了并行优化。为了验证遗传算法对柱状高温气冷堆换料的优化能力, 构造了一个8组件的小型柱状高温气冷堆换料优化基准题。结果表明, 遗传算法在柱状高温气冷堆换料优化问题中具有良好的优化能力和计算稳定性。

在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块 RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上, 研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比, 该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件, 利用重复结构热工反馈栅元展开技术, 可以实现物理-热工大规模几何模型的快速内部对应, 突破了以往核热耦合程序通用性的限制; 截面更新方面, 采用在线多普勒展宽法(OTF) 实现温度对中子截面的反馈作用。该方法只需加载0 K的截面库, 可以降低对计算机内存的需求, 提高计算效率。以单棒及典型压水堆PWR 17×17组件为例, 对核热耦合过程进行了稳态模拟分析, 结果证明了内耦合方法的可行性、正确性及高效性。

利用SOPHORA系统, 从理论上分析了长时间RPN11物理实验间隔的可行性。通过修改中广核自主研发的通量图处理软件MAPLE和现场物理实验处理软件HOLLY等耦合软件的理论模型及开发内嵌的单点标定方法等, 可以减少循环内定期RPN12物理实验的实施频率, 而不影响仪控系统相关标定系数的精度。对RPN11和RPN12物理实验测量过程的敏感性分析结果表明, 延长定期RPN11实验的时间间隔和取消部分RPN12实验在原理上是可行的。

SOPHORA是中广核集团自主研发的基于堆内固定式探测器(FID) 的堆芯三维在线监测系统。根据测量的FID读数和堆芯状态参数, 结合堆芯核设计软件COCO和热工子通道分析软件LINDEN, SOPHORA重构出“最佳估算”的三维功率分布, 并给出功率峰值裕量和热工DNB裕量等重要运行参数。以某三环路电站的可移动式探测器(MID) 实际测量数据为基础, 模拟FID测量数据作为SOPHORA的输入。从SOPHORA的功率峰值(Fq, Fdh, Fz, DNBR) 的输出结果与中广核集团自主研发的MAPLE通量图处理软件的实测功率峰值进行对比, Fq, Fdh, Fz的平均偏差分别为0.7%, 0.13%, 0.4%, DNBR的最大偏差仅1.4%, 该结果表明, SOPHORA的堆芯三维功率重构的结果是合理可信的。

鉴于传统的Bondarenko迭代方法(BIM) 处理共振干涉效应时会引入较大的误差, 国际上发展了共振干涉因子方法(RIFM) 和非均匀共振伪核素方法(HPRIM) , 但二者都只能通过考虑共振干涉效应给出较精确的燃料棒平均有效自屏截面, 而不能精确考虑空间自屏效应而无法给出精确的空间相关的有效自屏截面。针对该问题, 提出了共振伪核素子群方法(PRNSM) 。该方法通过在线制作共振伪核素的共振截面表考虑共振干涉效应; 通过拟合方法得到共振伪核素及其组成共振核素的子群参数; 通过求解共振伪核素的子群固定源问题得到子群通量并用于归并组成共振核素的子群截面得到空间相关的有效自屏截面。大量的数值结果表明, 对于不同富集度UO2燃料问题, PRNSM可精确给出棒平均有效自屏截面和空间相关的有效自屏截面。

JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233U系实验方案对JMCT程序进行验证, 验证涵盖了常见裂变元素(如U, Pu等) 从低富集度到高富集度的快、热能区, 同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料。将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比, 并且与MCNP, MONK程序的计算结果进行了比较。结果表明, 在检验的范围内, JMCT程序具有与国际通用蒙特卡罗方法粒子输运程序一样良好的计算精度。

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模, 由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术, 进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算, 采用193个核并行计算, 耗时268 s, 得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数, 验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性, 为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。

作为堆芯功率分布在线监测计算的重要输入参数, 堆内中子探测器的测量数据对堆芯功率分布在线监测具有重要影响, 因此在线监测计算中探测器失效的诊断和处理十分必要。采用谐波展开法进行堆芯功率分布的在线监测计算, 采用直接观察法、探测器测量值比较法以及探测器重构值比较法分三个阶段对探测器失效进行诊断。基于以上理论, 在在线监测系统NECP-ONION中加入探测器失效诊断功能, 利用BEAVRS基准题对失效诊断和处理进行验证。数值结果表明, 将三阶段的诊断方法结合使用, 不仅可以有效判断探测器完全失效的情况, 同时对于探测器测量值偏离正常值也具有判断能力。对于探测器失效的处理, NECP-ONION具有较好的探测器失效承受能力。当探测器测量值严重偏离正常值时, 程序可诊断其失效并去除错误测量值信息后进行重构; 当偏离正常值不足以做出失效诊断时, 在线监测程序监测计算精度在可接受范围内。

核医疗船的概念是在现有微堆(MNSR)技术的基础上提出的, 它基于IAEA的癌症关怀项目, 开发配备硼中子俘获治疗技术(BNCT)的远洋核医疗船, 该项目开辟核科技应用的新领域。核医疗船的反应堆设计参考了已建成的医院中子照射器-1型(IHNI-1)反应堆, 该堆采用重混凝土作为主要屏蔽材料, 水池为方形, 其体积和质量都很大, 不能满足船用要求。为了使反应堆能够满足船用要求, 使用蒙特卡罗方法对医院中子照射器的反应堆屏蔽系统进行重新设计和优化, 通过对多个方案的综合对比, 最终确定采用不锈钢、含硼聚乙烯为屏蔽材料, 并将水池设计成结构紧凑的圆柱形结构, 该屏蔽方案在保证安全的基础上, 使屏蔽系统的质量和体积大大降低, 满足了船用要求。

最佳估算加不确定性(BEPU) 事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比, 可获取现实的分析结果和安全裕量, 在保证核电厂安全性的前提下, 提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点, 利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功率(HFP) 和热态零功率(HZP) 条件下的弹棒事故(REA) 分析模型。通过弹棒事故现象识别分级表(PIRT) 识别事故瞬态下重要的过程和现象, 筛选出对关键安全参数有重要影响的输入参数。利用DAKOTA程序对重要不确定性输入参数进行拉丁超立方抽样(LHS) , 通过非参数统计方法计算关键安全参数的单侧容忍上限。计算结果显示: 两种弹棒条件下, REA瞬态过程中的最大芯块平均焓值、芯块峰值温度、包壳峰值温度、系统峰值压力均满足弹棒事故验收准则; 利用非参数统计方法计算的核功率峰值单侧容忍上限结果合理, 最大芯块平均焓值单侧容忍上限计算值同传统弹棒事故保守计算值相比具有可观的安全裕量。

实现燃耗过程的精细化计算需要开发新型输运-燃耗耦合计算系统, 系统中采用了三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ和基于回溯算法的多群点燃耗计算程序STEP1.0。燃耗与输运程序之间的耦合需要考虑能谱、总源强、反应率统计、初始核密度及其变化、裂变产物核素等信息。耦合系统采用直译式脚本语言Python来实现, 可以充分利用其强大的文本处理功能和直译式的特点, 以准确、便捷地将这些数据在程序之间进行自动转换, 并根据总功率、辐照时间、步长选择等参数自动完成输运-燃耗耦合的分步计算和结果的图形化处理, 从而实现整个系统的无缝连接。在耦合系统的软件架构设计中采用分层与封装策略, 降低了开发难度, 提高系统的可移植性和可扩展性。耦合系统能够更为精细地考虑几何形状、能谱的变化、辐照时间等因素, 自动进行精细化模拟计算。

针对熔盐堆系统特点, 提出了包含堆芯及其他主回路系统在内的多物理紧密耦合计算模型, 并在此基础上自主开发了多物理分析程序TANG-MSR。利用该程序进行了新型钍基熔盐堆(TMSR)的设计, 并对设计方案进行了稳态及瞬态分析。相关计算结果表明, TANG-MSR所采用的多物理模型能够很好地捕捉熔盐堆的主要物理现象, 提出的新型熔盐堆设计在安全性和可持续性方面表现优异。

采用自主开发的SONG/TANG-MSR栅格/堆芯分析程序对新型钍基熔盐堆(TMSR) 进行堆芯布置与燃耗分析计算。根据前期的栅格分析相关工作, TMSR采用了无铍(BeF2) 燃料熔盐、氧化铍慢化剂以及碳化硅包壳, 并在组件栅格初步优化分析的基础上, 通过全堆芯计算对熔盐栅格进一步优化和分析, 给出了堆芯三区布置方案。该方案具有较高的增殖比, 负的功率系数, 以及较平的温度分布。根据该堆芯方案, 在考虑熔盐在线处理情况下进行了熔盐燃耗计算分析。结果表明, 堆芯具有较高的增殖比、较短的倍增时间以及长期稳定运行能力。新型的钍基熔盐设计大大提高了增殖性能, 同时又确保堆芯具有足够的安全性能。

利用上海核工院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统, 通过大量的方案筛选, 在熔盐燃料成分、慢化剂材料以及栅格结构等方面对钍基熔盐堆(TMSR) 栅格进行设计优化。提出采用无铍熔盐作为燃料, 以提高重核(ThF4, UF4) 溶解度; 采用氧化铍(BeO) 作为慢化剂, 从而提高中子经济性; 创新性地采用熔盐燃料与慢化剂隔离的SiC包壳管设计, 保持堆芯结构的稳定性和抗辐照性能。对优化后的栅格设计计算结果表明: 新型的熔盐堆栅格设计具有很高的增殖比并保持负功率系数, 从而满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。

针对先进核反应堆中结构复杂的燃料组件, 中国核动力研究设计院开发了先进中子学栅格中子学程序KYLIN-2, 该程序采用子群方法进行共振处理, 采用特征线方法(MOC) 进行复杂几何中子输运计算, 并利用采用广义粗网格有限差分加速方法(GCMFD) 来加速中子输运求解流程, 采用基于改进预估校正临界-燃耗迭代方法(PPC) 的切比雪夫方法求解复杂燃耗链, 同时, 为了方便用户使用, 开发形成了支持复杂组件图形化建模工具和后处理显示工具。通过初步的数值检验, 针对典型压水堆燃料组件, KYLIN-2具有较高的计算精度, 满足工程使用需求。

研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法, 分析了该程序尤其是机械补偿(MSHIM) 控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围, 对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异, 评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模, 针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析, 并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环, 开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析, 研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明: 采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆, 不调节硼浓度的情况下, 在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力; 启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。

钍基先进核能系统的发展对核数据提出了新的需求。钍铀循环关键核素的多群数据库是堆芯物理设计与分析计算的基础。因此, 基于权威核数据处理程序NJOY对ENDF/B-VII.1评价核数据库进行处理得到WIMS格式多群截面数据, 利用专用更新处理程序WILLIE得到WIMS格式数据库, 并利用多群堆芯计算程序WIMSD-5B对数据库进行了一系列临界基准检验, 结果表明: 基于ENDF/B-VII.1加工的WIMS库与“WIMS库更新计划”(WLUP) 的网站上发布的最新版本WIMS库的计算结果基本一致, 并且, 在16个钍铀循环基准题检验中, 新加工的WIMS库计算平均误差要比WIMSD5B程序的自带WIMS库的计算结果小0.225 3%, 精度更高, 可靠性更好。

辐射发热率是灰棒等堆内特殊材料性能研究、热工安全分析和力学分析的重要输入参数, 因此堆内特殊材料的辐射发热率评估是新型堆内材料研究的重点内容之一。为了提高中子和光子辐射发热率的计算精度, 开发了蒙特卡罗(MC)程序源项子程序, 制作了堆内特殊材料截面参数, 建立了CAP1400计算模型, 采用三维蒙特卡罗程序模拟计算特殊材料在CAP1400堆内的辐射发热率。MC程序能够更加精确地计算出CAP1400堆内特殊材料的辐射发热率, 而且能够给出辐射发热率的空间分布, 从而更好地支持堆内特殊材料相关的灰棒等部件的国产自主化设计。

与18个月换料相比, 压水堆核电站24个月换料能减少大修次数, 提高机组负荷因子, 增加发电量。基于装载177组件的堆芯, 通过提高新燃料组件富集度和增加批换料组件数使堆芯循环长度达到24个月换料周期要求, 考虑实际24个月换料和名义24个月换料高低两种电厂可利用因子。考虑燃料组件费用、大修费用、乏燃料处理费用和发电收益等进行换料方案经济性分析评估, 并和典型18个月换料经济性作比较。177堆芯平衡循环装载88组富集度为4.95%的燃料组件, 能满足名义24个月换料循环长度的需要, 组件平均卸料燃耗约48 GWd/tU; 装载104个燃料组件的堆芯能满足实际24个换料循环长度的要求, 堆芯参数满足相关安全限值要求。结果表明, 177堆芯24个月换料具有可行性, 其高负荷因子下的经济性与18个月换料相当。

点堆模型通过线性化处理后，再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动力学原理，重点在时域与频域结果的比较。实验方面则是基于工程参数借助计算机进行仿真实验，将时域和频域的仿真结果进行比较。通过比较分析，可以明显看到在稳定时假设反应性为零的点堆模型线性化处理存在的问题。针对该问题，指出了模型修改途径。

在机组运行过程中,硼表硼浓度与化学分析硼浓度会出现一定偏差,根据秦山第二核电厂几台机组的实际运行数据整理出该硼浓度偏差的具体数据,并通过对比对应时间内的10B丰度变化情况,分析10B丰度变化对该偏差的影响,得出该偏差主要是受10B变化的影响且在机组寿期中达到最大的结论,并针对该现象对机组运行提出建议。同时采用ORIENT对考虑了10B丰度变化的理论硼浓度进行计算,并通过与化学分析硼浓度的对比得出该计算结果是可靠的,由此可以更加准确地预测、跟踪计算堆芯硼浓度的变化。

开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证，分析研究SCWR组件设计目标，对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性，论证选取综合性能优化的SCWR燃料组件方案。组件选型论证研究表明，大水棒方形组件方案采用结构设计较为简单的单水棒、组合式方形燃料组件，能够为燃料元件提供充分、均匀的慢化，而且慢化剂和冷却剂分流简单，具备良好的物理热工性能与结构可实现性，满足SCWR组件设计目标。

采用自主研发的JMCT软件,模拟计算了γ射线在NaI闪烁探测器中的响应函数。JMCT模拟计算了探测过程中所有的、完整的光子-电子耦合输运过程。其模拟计算的γ射线能量沉积谱、探测器响应函数,与MCNP的计算结果符合得非常好,与Berger解析法计算的结果也基本符合,表明JMCT软件可以在探测器响应函数方面得到满意的结果,JMCT将在实验核物理、核分析技术应用等方面发挥越来越重要的作用。