摘要：采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。传统反应性等效物理变换方法(Reactivity-equivalent Physical Transformation,RPT)可以用来处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈的可燃毒物,但对于硼等吸收截面随燃耗变化剧烈的可燃毒物,传统RPT方法也会带来较大的计算偏差。本文对新型RPT方法进行了初步探索,使其不仅适用于传统RPT方法适用的弥散燃料和弥散可燃毒物类型,也适用于硼等吸收截面随燃耗变化相对剧烈的可燃毒物,为RPT方法的扩展和应用提供思路和借鉴。

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：在对核燃料进行的各种工业生产和操作中,临界安全问题关系到生产安全,引起广泛关注。其中,粉末物料溶解过程中的临界安全问题由于其溶解过程中情况复杂,使用传统的临界安全计算方法难以对此过程中产生的溶液状态进行全面模拟,因而不易进行临界安全的判定。文章在传统临界安全计算方法的基础上,引入系统含气量的概念以便对溶解过程中可能出现的各种情况进行了数学描述和计算分析,并给出了影响粉末状物料溶解操作临界安全的各方面因素的分析结果。

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：重水堆具有不停堆在线装卸料特征,适宜生产^(99)Mo等短寿命同位素。国内医用同位素^(99)Mo应用广泛、用量大,具有自主国产化生产的需求。为满足国内^(99)Mo产量需求且对重水堆安全特性、稳定运行和正常供能的影响最小化为目标,采用WIMS-AECL及RFSP-IST等程序开展重水堆产^(99)Mo棒束组件设计及入堆辐照分析。提出产^(99)Mo燃料棒束的燃料棒燃料采用高富集度和低富集度铀径向分区设计方案,计算结果表明,其反应性、功率等和标准棒束基本一致。堆芯分析表明,与标准棒束性能相近的产^(99)Mo棒束装载到堆芯后,堆芯反应性、燃耗、功率分布、换料方式等主要指标均不发生明显变化,对堆芯性能扰动很小。因此单个重水堆燃料棒束部分天然铀燃料棒用高富集度和低富集度铀径向分区的产^(99)Mo燃料棒替换,可满足国内^(99)Mo产量需求。

摘要：负荷跟踪是华龙一号百万千瓦级核电厂设计运行模式的一种。根据功率平台不同、降功率速率不同、功率平台持续时间不同,负荷跟踪策略理论上来说存在多种可能。不同负荷跟踪策略下,堆芯的特性也存在不同,如何在设计中对此进行模拟成为一个问题。文章基于华龙一号核电厂,对不同类型的负荷跟踪策略进行模拟研究。模拟结果显示,不同负荷跟踪策略中功率平台对于堆芯参数的影响更为显著,可包络降功率速率、功率平台持续时间等策略下的堆芯参数变化范围。

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。

摘要：核电厂反应堆调试阶段需要完成大量试验,以确保堆芯关键参数和设计值的误差在允许范围内,但试验阶段将占用大量时间。为了在保证安全的前提下尽可能提高核电厂的经济性,对核电厂的一系列试验进行优化十分有必要。针对华龙一号核电站的设计特征,基于物理试验方法和相关标准及国内核电站启动物理试验方面的实践反馈和研究成果,对核电站物理试验进行优化研究,为后续核电站安全、高效地实施启动物理试验提供参考和改进思路。

摘要：不调硼负荷跟踪运行可通过棒控系统自动完成,负荷跟踪过程基本不需要频繁地调硼操作,可减轻操作员负担,允许简化化容系统设计,可降低废水处理成本。国内自主研发的ACP600将开发具有不调硼负荷跟踪能力的MODE-C运行与控制模式。在新的控制模式下,不调硼负荷跟踪过程中可对ΔI进行更精确的控制,具有运行带和控制死区双重嵌套的控制方式。研究表明:一维程序GENONE对该种控制模式不调硼负荷跟踪模拟上存在不足,通过对GENONE程序模型及功能分析,研究MODE-C运行模式的搜索策略、运行带和控制死区双重嵌套的控制方式以及集成式输入的模型实现方式,并将上述模型集成至GENONE程序中形成改进程序。改进后的程序继承了GENONE程序功能,并很好地完成了MODE-C模式下不调硼负荷跟踪的模拟。