摘要：为验证dragon程序加载WLUP数据库处理钍基燃料问题的可靠性,本文使用dragon程序加载WLUP提供的14种WIMSLIB格式核数据库,计算钍基燃料基准问题的k_(eff)并与实验值进行比对,选择IAEA提供的WIMSD程序计算结果作为比对组。结果表明:dragon程序计算结果与WIMSD程序计算结果表现出较好的吻合性,处理轻水慢化钍基燃料时,推荐使用endf68gx数据库,其平均相对偏差为0.18%;处理重水慢化钍基燃料时,推荐使用endf71与jendl3gx数据库,其平均相对偏差为0.81%。因此,使用dragon程序加载合适的WLUP数据库计算钍基燃料问题具有一定的可行性。

摘要：为了对比分析多种三维全堆芯pin-by-pin中子输运计算方法的计算能力,尤其是研究评估特征线法(MOC)求解强非均匀性大规模问题的能力,基于dragon4.07程序,以C5G7组件、堆芯基准题为算例,比较分析了MOC方法(步特征线法MOC-SC和菱形差分特征线法MOC-DD)、碰撞概率法(CP)、界面流法(IC)的计算效率、计算精度、计算存贮及计算规模。分析结果表明:对于C5G7-UO2组件问题,MOC-SC的计算精度与CP方法相当,优于MOC-DD和IC方法,计算时间约为CP方法的2倍,内存占用量远小于CP方法;对于二维C5G7堆芯问题,MOC方法的计算精度、计算效率及内存占用量均优于CP和IC方法;而用MOC方法实现大规模三维问题的pin-by-pin计算时,还依赖于并行加速手段,尤其是计算存贮问题的突破。

摘要：通过一系列基于实验的基准题对dragon3.05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k∞的计算正确性。并通过dragon3.05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF/B-VI.8核数据库的计算结果进行比较。结果表明:dragon3.05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。

摘要：反应性反馈参数是反应堆系统行为与事故安全分析的基础输入参数,与堆芯局部的材料、温度或几何尺寸的变化息息相关,是用于检验堆芯分析程序与方法有效性的关键参数之一。本文针对法国超凤凰钠冷快堆的中子学基准题,基于传统的两步法和dragon/Donjon程序进行计算,获得一系列的反应性反馈参数,并与利用蒙特卡洛程序Serpent的基准题结果进行对比,分析了中子核反应截面数据库和堆芯计算方法对计算偏差的影响。计算结果表明,dragon/Donjon程序可用于钠冷快堆反应性反馈参数的计算,各项反应性系数与基准题的偏差可接受。与扩算理论的MCFD算法相比,输运理论的SP3算法对于堆芯径向均匀膨胀、钠密度变化或钠空泡效应、燃料轴向膨胀产生的反应性反馈系数的计算偏差更小。对于不涉及结构材料截面温度效应的反应性系数,基于JEFF3.1.1库和ENDF/B 8.0库的结果差异很小。