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。

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1pcm,符合较好;不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100pcm,计算精度与同类软件相当;此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。

核电软件需要给出计算结果的不确定性,在此基础上才可有效评价核电的安全性。核数据是核电软件堆芯计算不确定性的重要来源之一,而堆芯宏观参数对核数据的敏感性分析是不确定性分析的重要步骤。以秦山二期堆芯为研究对象,对其临界计算结果开展核数据的敏感性分析。首先采用蒙特卡罗程序建立秦山二期首循环计算模型,然后基于中国核数据中心研制的连续能量截面库CENACEV1.0,采用反复裂变几率法计算有效增殖系数对核数据的敏感性系数。通过整理分析秦山二期冷热态、寿期初中末状态的敏感性系数,梳理出核电软件不确定分析中需要关注的重要核素数据。

行波堆属于新概念堆型,卸料燃耗深度可达400GWd/tHM,是现有快堆的3~4倍、压水堆的6~8倍,较高的卸料燃耗深度对堆芯物理分析工具计算正确性提出挑战。基于此,以KYLIN-1程序为基础,从能谱、裂变产物核素重要性、燃耗计算误差累积等方面探究行波堆深燃耗计算特点。对典型行波堆六角形组件分析结果表明:低富集度铀组件寿期初、末能谱差别较大,采用单一权重谱制备的多群截面库用于其燃耗计算时,无限增殖系数偏差较大;为保证行波堆深燃耗计算的正确性,燃耗链应包含重要的70种裂变产物核素;行波堆深燃耗计算时,由于燃耗步增多累积的误差较小,无限增殖系数偏差每燃耗步约为0.001%。

工程上大型设备使用CSG建模时需要数量极大的三维体素,例如组成大亚湾堆芯模型的体素就有数十万个。JLAMT是北京应用物理与计算数学研究所面向蒙特卡洛核子输运计算开发的大规模并行可视建模工具软件,本文面向粒子输运程序的自动、可视化建模,开发了分层建模管理模块,实现分层建模并管理图层,从而简化建模和参数设置的操作。模块还增加快速查找、属性批量编辑和局部检查等功能,提高面向蒙特卡洛核子输运计算的三维复杂模型的建模效率。

介绍了中子输运蒙特卡罗方法与热工水力耦合计算的流程。开发了一套蒙卡中子输运程序JMCT和子通道分析程序COBRA-EN耦合接口。通过3×3棒束模型的计算展示了考虑耦合计算和不考虑耦合计算的差异,论证了耦合计算在反应堆分析中的重要性。通过对反应堆组件的模拟计算,测试了耦合计算的正确性。最后分析了蒙卡计算的统计涨落和迭代计算过程中收敛标准的关系,讨论了蒙卡中子输运和热工水力耦合过程中收敛标准设置的方案和可行性。

对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明: 堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求; 对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。

启动物理试验是压水堆核电机组装料后实施的一系列堆芯物理性能试验项目。传统物理试验设备体积庞大,测量范围较小,测量精度不能满足物理试验方法要求。自主研发的启动物理试验分析系统（PSAS）针对物理试验中反应性测量方法、设备软硬件设计、微电流测量量程切换、数据处理、数据传输方式等问题进行了优化研究,以提高设备的测量能力与适用性,并减小了设备的体积。通过研究堆及阳江核电站3号机物理试验检验,PSAS可以获得准确的测量结果,适用于压水堆物理试验。

针对HPR1000压水堆堆芯，开展了应用MOX (混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计，研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上，开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料，并装载50%MOX组件这两种燃料管理方案研究。通过与UO2堆芯的对比，分析了装载50%MOX组件堆芯的核特性。分析结果表明，两种50%堆芯装载MOX组件的燃料管理方案，其堆芯主要物理参数均满足核设计准则要求。

核电机组在并网前的启动物理试验,需要完成一次功率控制棒负荷曲线标定试验（RGL04试验）。试验的内容是通过快速降负荷来校核事先输入的功率棒棒位与汽轮机负荷的对应关系曲线（G9曲线）。宁德、阳江等CPR1000机组在该试验中先后出现堆芯过热较大现象,对可能导致试验过程中堆芯过热的各种因素进行了分析与评估,通过计算等温温度系数理论值来预测堆芯的过热度,并给出了过插控制棒的建议措施来降低试验中堆芯的过热度。

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆17×17组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器计数率的贡献，反映了堆芯功率分布与探测器计数率的关系。研究了三维离散纵标法(SN)程序TORT的共轭输运方法，并开发相应的处理程序,实现了柱坐标下的三维共轭中子注量率到压水堆各燃料组件响应函数的转换。并基于CAP1400核电厂反应堆模型，分析了其堆外探测器响应函数空间分布的特性，与采用TORT多次正向输运计算结果进行了对比分析，两者符合较好。通过本文研究，实现了压水堆核电厂堆外探测器响应函数的三维空间分布计算。

快速、精确和高度自动化的大幅功率调节能力是先进核电厂控制策略研究的主要目的之一。在目前压水堆核电厂设计中，主要采用控制棒控制方式的机械补偿运行控制策略,可以较好地满足上述要求。在该控制策略下,控制棒价值对其运行控制能力具有重要影响。针对灰控制棒组价值增大对于运行控制能力的提升进行了研究，结果表明: 适度地增大控制棒价值，并对控制棒轴向价值分布进行优化，能够显著提高核电厂负荷跟踪运行能力。相关分析结果对控制棒组件的设计改进和压水堆核电厂先进控制策略的研究具有重要的借鉴意义。

核临界安全是核工业发展过程中最重要的安全问题之一，其中对临界事故的评价和分析是临界事故后屏蔽设计、应急计划等的基础，因此具有重要的研究意义和工程价值。CAACS是自主开发的溶液系统临界事故分析程序，可计算临界事故的裂变次数、裂变功率、温度随时间变化等。在临界基准实验验证的基础上，利用CAACS对2个真实的临界事故进行分析和计算，并与事故估计值进行对比，结果表明，CAACS的计算结果与事故估计值符合较好，可为后处理厂的工程设计提供临界事故分析的技术手段，为后续的临界瞬态研究打下基础。

随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。

JMCT是中国工程物理研究院高性能数值模拟软件中心粒子输运团队自主研发的三维蒙特卡罗模拟软件，JLAMT为其前处理可视化建模工具。使用JLAMT和JMCT程序对B&W，KRITZ，BEAVRS等系列基准题进行了模拟，并对有效增殖系数及计数功能进行了对比分析。其中有效增殖系数计算结果与MCNP5的最大偏差为KRITZ2装载方案19基准题的89.1 pcm，除BEAVRS基准题外的计数结果与MCNP5的偏差基本小于2%，平均偏差在1%左右; BEAVRS基准题功率分布模拟结果与MCNP5及实测值最大偏差分别为7.06%，16.6%，控制棒价值计算与MCNP5及实测值均吻合较好。

在传统线性子链方法（TTA）采用的Bateman表达式基础上,利用极限运算推导出允许重复特征值出现的广义解析表达式,克服了重复核素对线性子链方法计算稳定性的限制,并通过回溯算法的应用实现了对核反应链的自动搜索。通过以上对线性子链方法的改进,显著提高了计算效率,最终形成了用于中子活化计算的程序ITACT。基于ITACT程序和EAF-2007数据库,计算了压水堆燃料包壳材料和聚变堆第一壁材料活化等例题,并将计算结果与欧洲活化程序FISPACT进行对比。结果表明: 对于长寿命核素,两者的计算结果较为接近,对于短寿命核素,ITACT程序的计算精度更高,初步验证了ITACT程序的可用性和准确性。

为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆 (HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000 MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子，Δk是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。

反应堆屏蔽计算是评估核电站安全性能的基础，是指导电站设计、运行的重要手段之一。JSNT程序是中物院高性能数值模拟软件中心研制的大规模并行离散纵标输运程序，具有较高的计算精度和计算效率。利用JSNT程序对某压水堆进行了建模计算，给出了中子通量密度的分布结果，并与实验测量值进行了对比。对比结果显示: 无论是采用S8计算还是S16计算，计算结果都能满足工程要求; 相比S8而言，采用S16计算可以显著提高计算精度，能够将某些测点处的相对误差降至1%以内。

热能区入射中子能量变化范围是1×10-5~5 eV，在这一范围内的中子能量与反应堆内材料靶核热运动的能量相当，中子与靶核的反应过程与其他能区截然不同。在该能区，需要考虑中子与堆内材料发生散射时，化学键、晶格结构以及分子热运动对反应过程的显著影响，对不同类型的材料，需要使用不同的理论方法和处理手段得到供输运程序使用的热化数据。基于热化数据处理的相关理论，研究了热中子散射数据的处理方法，同时在自主研发核数据处理软件RXSP中，开发了相应的核数据处理模块Thermc。在此基础上，使用Thermc模块基于ENDF/BVII.1核数据库加工得到热中子散射数据，经过与经典核数据处理软件NJOY的相应结果的微观比较以及若干宏观基准题检验，热化数据精度与准确性得到充分验证。

KYCORE程序是中国核动力研究设计院开发的径向MOC（特征线方法）与轴向SN耦合三维中子输运程序。KYCORE将二维MOC与一维SN通过角通量实现高精度耦合,并通过粗网有限差分实现快速收敛,是目前可工程化应用于三维中子输运计算中精度最高的方法之一。介绍了2D/1D计算与加速理论,并通过与蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE三维中子计算的准确性与高效性。

研究建立了反应堆二次中子源源强的机理性计算方法,并计算了某核电厂反应堆第2循环装料时的二次中子源源强。为验证二次中子源源强的计算结果,计算了反应堆装料第2步完成后堆外源量程探测器的计数率,并与实测结果进行对比。源量程探测器计数率计算结果与实测结果符合得非常好,验证了二次中子源源强计算结果的正确性以及所建立的计算方法的合理性。

研究了JFNK框架下高温堆中子扩散问题的求解方法。研究结果表明，JFNK方法在求解与源迭代相同形式中子扩散方程时，相对残差下降趋势为逐渐加快并趋于稳定，有利于更高求解精度的实现。使用通量归一化附加方程可以获得更好的JFNK非线性迭代特性，但在算例中其部分牛顿修正方程求解时间偏多，总计算时间高于显式有效增殖系数附加方程法，需要研究更高效的JFNK预处理方法对线性求解环节进行改善。

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP 处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP 和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA 基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。

核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性实现压缩燃耗链的方法。重要性分析的数据基础是代表性问题的精细燃耗链计算结果,方法是考察每一个单元压缩操作对中子吸收、中子产出以及目标核素原子核密度的影响。该方法被应用于压水堆组件计算中燃耗链的压缩,随后分别应用精细燃耗链和压缩燃耗链对选取的验证算例进行了计算。结果的对比分析显示,在保证计算精度需求的前提下,该燃耗链压缩方法能够显著降低燃耗链规模,满足节省存储开销和时间的需求。