摘要：阐述MODE-G和MSHIM的优点且具备不调硼负荷跟踪能力。分析MODE-C模式的控制棒布置以及控制逻辑的特点,原有的与控制棒相关的事故中子学参数计算方法在MODE-C模式上并不完全适用,探讨基于MODE-C模式的设计,以ACP600为计算模型,开展MODE-C模式下弹棒事故分析中子学参数计算方法的研究。

摘要：三维多群中子扩散方程的精确、高效求解是核动力堆芯设计及燃料管理的基础。应用有限差分方法求解该方程具有简便、精确、成熟的优点;然而,该方法的计算量和存储量均较大,极大地限制了它的计算规模和应用范围。本文基于大规模并行计算,研究三维多群中子扩散方程有限差分方法:采用中心有限差分格式离散中子扩散方程;基于MPI并行编程模型,采用空间区域分解的方式实现大规模并行计算;采用多群多区域耦合PGMRES算法进行并行加速。在集群服务器上开发了ParaFiDi程序,并采用IAEA3D,PHWR等多个基准题对该程序进行验证。数值结果表明,ParaFiDi程序具有较高的计算精度和计算效率。

摘要：本文提出了一种基于统计学习方法的换料堆芯装载优化空间特征提取方法,建立了适用于换料堆芯装载优化问题的特征统计量,将优化问题中的各种优化操作通过统计量加以学习和统计分析,获得了各优化操作的特征概率模型。通过实际的换料堆芯装载方案优化设计问题检验可以看出,采用统计学习建立的概率模型可有效获取当前局部邻域内优化空间的特征规律,可显著提升设计优化性能,其优化份额和评价目标均值均显著优于均匀概率模型和其他邻域的异常概率模型,为开展新型高速优化算法设计奠定了基础。

摘要：2011年的福岛核电厂事故堆芯熔化,发生氢爆,导致大量放射性物质外泄至大气及太平洋中,促使核能的安全利用问题受到广泛关注,同时暴露出了现有的“UO2芯块-Zr包壳”燃料体系的不足,大量的研究投入进入ATF燃料领域,其中,一种借鉴于高温气冷堆的燃料形式以其卓越的裂变产物容纳能力及安全性进入了大众的视野全陶瓷微囊燃料(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)。本文主要从燃料核芯、可燃毒物、几何尺寸等方面梳理介绍了国内外近几年FCM的研发进展。

摘要：本文使用基于图的蚁群优化算法(GBAS)进行旅行商问题(TSP)的求解。首先,对GBAS算法分别进行串行、并行编程实现。其次,在串行编程情况下,通过对不同循环控制参数条件下TSP问题计算结果的比较评价,选择了合适的循环控制计算参数。最后,使用TSPLIB工具生成一系列对称TSP实例,基于所确定的计算参数,分别用上述两种算法进行计算,并对计算结果进行分析与总结。

摘要：铅基快堆由于较好的冷却剂固有安全性和燃料增殖效应而在核电中被逐渐关注,模块化铅基核电堆芯更能进一步提升堆芯的经济性。本文从堆芯核设计角度出发,分析了100 MW、300 MW、500 MW、700 MW和1000 MW等不同热功率水平的堆芯分别采用UO_(2)和U-10Zr合金燃料在2000EFPD的换料周期内的经济性。计算分析结果显示:在保持堆芯泄漏基本不变和相同寿期的情况下,堆芯功率水平与堆芯铀装量呈线性增加趋势,同时燃料利用率随堆芯功率水平和堆芯尺寸的增加而逐渐增加;UO_(2)燃料堆芯适用于低功率水平(如100 MW)和较高功率水平(如1000 MW)的堆芯装载,低功率水平下堆芯铀装量更少,高功率水平下堆芯增殖性能与堆芯能量输出匹配,更利于堆芯反应性控制;U-10Zr燃料堆芯适用于中等功率水平(如500 MW)的堆芯装载,在该功率水平和堆芯尺寸下,堆芯的增殖性能与堆芯能量输出基本匹配,能够充分发挥U-10Zr燃料的高增殖性能。本文通过对铅基模块化核电不同功率水平的经济性进行分析研究,为当前铅基模块化核电的单堆功率提出最佳经济性分析,为铅基模块化核电的应用推广提供基础。

摘要：反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系。在反应堆正常运行工况及事故瞬态下,它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态反馈作用。由于电厂运行条件的变化,例如:反应堆功率、慢化剂温度、燃料芯块温度以及反应堆压力和慢化剂空泡份额等变化,反应性系数对这些变化产生反馈,改变中子的增殖系数Keff,使反应堆的反应性发生变化。在含MOX燃料堆芯中,由于能谱变硬,与全UO2堆芯相比,中子学参数发生变化,将给事故分析带来不同程度的影响。本文主要对含MOX燃料堆芯的慢化剂温度系数(MTC)、多普勒温度系数、停堆裕量、硼微分价值等中子学参数进行研究。研究各反应性系数在不同MOX装载份额的变化规律并分析其在MOX燃料和UO2燃料中的异同。

摘要：KYLIN-V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的一款先进中子学栅格物理程序,本文利用日本原子能机构发布的JAEA基准题中的燃料单栅元及载钆UO2燃料组件等基准问题对程序进行了验证分析。数值结果表明:KYLIN-V2.0程序计算得到的有效增殖因子、重要核素的原子核密度及裂变率分布等结果与基准题给出的国际上其他知名程序的计算结果吻合良好;表明KYLIN-V2.0程序满足燃料组件中子学参数计算精度要求,可用于科研和堆芯设计工作。