摘要：设计了基于角度并行的三维特征线的并行算法。同时,为提高并行效率,采用了角度预分组和射线组合的策略,使通信量达到最小,并应用到中子输运方程的三维特征线计算程序TCM中。数值结果表明:角度并行方法和串行方法的结果完全一致,在采用了通信优化和负载平衡策略后,并行效率得到了显著提高。

摘要：三维特征线方法可以精确求解任意几何堆芯的稳态多群中子输运方程,但同时也具有收敛慢、计算时间长的不足,需要研究相应的加速手段。图形处理器(GPU)计算由于具有速度快,能耗低的优点,被认为是未来高性能计算发展的方向之一。研究GPU计算加速三维特征线方法,并将其应用到三维特征线程序TCM中。借助统一计算设备架构(CUDA)的GPU计算,中央处理器(CPU)负责内存分配、有效增殖系数keff和源分布计算等逻辑性强或归约计算的处理,GPU执行特征线射线扫描细网求解细网通量。计算结果表明,经改写后的程序具有良好的加速效果。

摘要：反应堆物理计算的发展要求进行三维复杂几何的输运计算,特征线方法可以满足这些要求,在实际中的应用中因收敛缓慢和计算时间过长而受到限制。本文结合现有数值加速手段和计算机硬件发展,提出双重广义粗网有限差分加速方法和角度分组的角度并行方法,并将这2种方法应用于三维特征线程序(TCM)中。通过多个基准题进行数值验证,计算结果表明方法在保证计算精度的前提下,可有效缩短原有程序的计算时间。

摘要：点堆动力学对于反应堆安全运行有着重要作用,但点堆动力学方程是刚性的,通常使得数值求解所采用的步长很小。本文研究了基于指数变换的对角隐式龙格库塔(DIRK)方法用来求解点堆动力学方程。基于指数变换的DIRK保留了DIRK方法适合求解刚性方程的特点,同时在反应性引入较大的情况下,它比对角隐式库塔方法表现更好。若干算例,如反应性阶跃、线性或者正弦变化等,表明基于指数变换的DIRK方法具有很高的计算精度。

摘要：先进堆芯监测系统中的钒自给能探测器信号可用于重构堆芯的三维功率分布。由于自给能探测器对通量变化的响应存在延迟,为保证中子通量测量的准确性,需要对自给能探测器的输出响应进行动态补偿。本文基于鲁棒性滤波理论进行了钒自给能探测器响应延迟消除的算法研究,将相应滤波器的设计转化为线性矩阵不等式(LMI)的求解。数值模拟结果表明基于鲁棒滤波理论设计的3种滤波器均可以起到良好的延迟消除效果,并且可以有效抑制噪声的放大。

摘要：点堆动力学方程刚性比较强,采用常规全隐式龙格库塔方法则求解耗时多。对角隐式龙格库塔方法保留全隐式龙格库塔善于求解刚性方程的特点,同时又大大降低计算量。通过嵌入低阶龙格库塔方法,实现自适应时间步技术,提高计算效率。通过计算阶跃、线性、正弦3种反应性变化基准题,计算结果表明该方法和其他方法结果符合很好,而且相对于θ方法能够在相同的计算时间内给出更加精确的解,特别是在快速插入线性反应性的情况下。

摘要：先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。

摘要：利用国际原子能机构(IAEA)压水堆棒状燃料组件基准问题和板型燃料组件基准问题对燃料组件少群参数计算程序KYLIN-1进行了验证分析。结果表明:KYLIN-1程序计算得到的燃料组件无限增殖系数(k∞)和重要核素核密度结果与国际上其他机构的计算结果符合良好;棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序符合较好。

摘要：华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的'収动机'。本文概述了中国核动力研究设计院围绕'177堆芯'迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号'収动机'的先迚性、经济性和安全性。

摘要：针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能。堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆。控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显。无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃。水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落入堆芯过程中的安全性能。