摘要：岭澳核电站实施先进燃料管理1/4换料改造后,对平均温度控制系统R棒频繁扰动问题进行了初步原因分析,对现场改进实施做了总结,并对由此产生的与反应堆初始设计不相符合的部分进行分析。结果表明,现场对超前滞后环节参数进行修改后满足相关安全要求。

摘要：准确获得堆内各种类型组件的均匀化参数是采用现代轻水堆堆芯分析方法进行核设计和燃料管理计算的基础,以UO2和MOX燃料混合装载的C5G7-MOX基准题的研究为例,指出对由***和***等人奠基、在目前商用轻水堆堆芯设计中广泛应用的等效均匀化理论加以改进是必要的,并指出采用多群模型和设法采用组件当地边界条件来产生用于空间均匀化的组件空间能谱分布是改进现行组件均匀化方法应采取的措施。

摘要：论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ６ 反应堆的燃料管理。ＣＡＮＤＵ 堆的换料是带功率进行的， 这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停堆换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ 堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。在设计阶段， 燃料管理涉及堆芯时均通量／ 功率分布的设计； 在运行阶段， 电厂换料工程师的职责包括选择要换料的燃料通道， 跟踪堆功率变化史， 以及确保各最大功率限值不被超越。

摘要：利用IAEA及文献提供的俄罗斯WWER-1000反应堆燃料组件计算的基准问题,对我国研制的压水堆六角形组件均匀化参数计算软件TPFAP-HEX进行了校核计算。通过和CASMO-HEX以及俄罗斯库尔恰托夫研究院等国外研究机构在组件k_∞、栅元的功率分布以及各种反应性效应等方面的比较,可以初步得出结论:TPFAP-HEX软件的研制是成功的,它基本达到了工程计算的功能和精度要求。

摘要：介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H/CSIM-H。六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上,采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布,并考虑六角形栅元特点改造开发而成的。CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础,参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序。两者通过接口程序LINK连接起来,可以考虑燃耗、功率、慢化剂密度变化、控制棒、氙等参数的多种反馈效应。对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明,临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好,偏差均在工程要求之内。

摘要：为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题,本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理-热工耦合稳态分析模型,并针对文献给出的美国超临界水堆参考设计方案进行了稳态堆芯参数的计算,得出了和文献相一致的结论,为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础。

摘要：用蒙特卡罗方法模拟点通量深穿透问题时 ,存在计算费用高、计算效率低的缺陷 [1 ] .针对阵列中子测井这个点通量深穿透问题 ,除了合理利用 MCNP3.0 B提供的降低方差技巧外 ,提出了效率卷积方法来降低方差。效率卷积方法就是把直接跟踪中子历史的过程分解为两个步骤来完成 :第一步计算从源出发 ,达到探测器镉片处的中子面流 ;第二步计算探测器效率 ;最后用面流和探测器效率进行卷积得到探测器的响应。计算结果表明效率卷积方法在降低方差方面非常有效 ,该方法已成功地应用于阵列中子测井的探测器响应计算和仪器优化设计。