摘要：PCM软件包是中广核研究院有限公司自主研发的核设计软件包,包含组件截面计算软件PINE和三维堆芯核设计软件COCO。为了验证PCM软件包的全堆芯计算能力及其准确性,本文基于自制全堆芯例题以及国际通用的BIBLIS、IAEA、LRA等全堆芯基准题对PCM软件包“组件-堆芯”两步法和COCO软件的堆芯计算功能进行了验证。在轻水堆堆芯基准题的计算中,所有算例的有效增殖系数k_(eff)平均偏差为6.4pcm(1pcm=10^(-5)),最大偏差仅为28.2pcm,且所有算例中堆芯燃料组件归一化功率分布偏差的绝对值不超过1%。验证结果表明PCM软件包的全堆芯计算功能有较高计算精度,整体计算精度能够满足工程需求。

摘要：TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电厂部分循环启动物理试验数据及核电厂运行数据对TORCH V2.0软件包进行验证与确认研究,对比的主要参数包括启动物理试验中的临界硼浓度、控制棒积分价值、硼微分价值及等温温度系数和核电厂运行过程中的临界硼浓度、组件径向功率、热点因子及焓升因子。数值结果表明:针对主流的方形栅格压水堆核电厂,TORCH V2.0软件包具有可靠的压水堆堆芯计算能力;对于启动物理试验和电厂运行过程中的主要参数,TORCH V2.0软件包具有较高计算精度,符合堆芯核设计验收准则。

摘要：COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦合上游组件截面计算软件PINE和下游通量图处理软件MAPLE进行计算分析。验证与确认结果表明,COCO软件具有良好的计算精度。

摘要：中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。

摘要：通过对堆芯安全参数的理论计算,分析了西安脉冲堆稳态堆芯布置脉冲运行的可行性。在原设计稳态堆芯的基础上,给出两种新的堆芯布置方案,计算了两种设计方案的堆芯物理参数、安全参数和孔道参数。该项工作对今后简化倒料程序、提高特定孔道参数、降低燃料元件破损事故发生概率具有一定的意义。

摘要：介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较。设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求。按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求。1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好。

摘要：从堆芯核设计、调节棒组件结构设计及安全分析等方面,论证了CANDU-6(CANadian Deuterium Uranium reactor)型重水反应堆反应性控制系统用钴调节棒组件代替不锈钢调节棒组件后,具有与原不锈钢调节棒组件相同的功能,即钴调节棒组件结构分类、堆内布置和运行方式与不锈钢调节棒组件相同,并且堆芯物理特性保持不变,也能确保堆芯安全运行及产钴过程中的辐射安全。

摘要：叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好。

摘要：钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。