堆芯定期物理实验优化

利用SOPHORA系统,从理论上分析了长时间RPN11物理实验间隔的可行性。通过修改中广核自主研发的通量图处理软件MAPLE和现场物理实验处理软件HOLLY等耦合软件的理论模型及开发内嵌的单点标定方法等,可以减少循环内定期RPN12物理实验的实施频率,而不影响仪控系统相关标定系数的精度。对RPN11和RPN12物理实验测量过程的敏感性分析结果表明,延长定期RPN11实验的时间间隔和取消部分RPN12实验在原理上是可行的。     

压水堆核电站燃料组件弯曲对堆芯中子学的影响分析计算

在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能,进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响）,并使用蒙特卡罗软件JMCT,对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块,对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析,计算结果表明:在某一燃耗下,随着水隙增加或减小,燃料组件功率会随之增加或减小,使堆芯的功率分布发生倾斜,影响核电站的安全运行。     

基于非结构网格的中子输运方程计算方法研究

针对非结构网格下中子输运方程的求解方法问题，分别研究了球谐函数（Pn）有限元方法、离散纵标（Sn）有限元方法、三角形穿透概率方法和三角形节块Sn方法的计算模型．结果表明：有限元方法具有比较高的计算精度；Pn方法避免了Sn方法中的“射线效应”现象，而Sn有限元方法则具有容易处理真空边界条件的优点；三角形穿透概率方法的计算时间最快；三角形节块Sn方法则可以保证在计算较快的情况下同时具有较高的计算精度．根据上述4种方法分别研制了相应的计算程序，利用基准题进行了验证并分析了各自的优缺点，计算结果表明每种方法均能得到满意的计算精度．     

非结构网格中子输运方程的离散纵标节块数值解法

基于离散节块方法（DNTM）的思想，研究了一种新的适用于二维三角形节块的离散坐标数值解法．使用坐标变换将任意三角形变换为正三角形，源项和通量的空间分布使用二次正交多项式展开，横向泄漏项的空间二次分布通过使用二元二次多项式近似正三角形节块的通量分布来获得、针对小尺寸易出现不收敛的情况，提出了一种改进的节块平衡有限差分方法．数值计算结果表明，该方法能满足非结构几何区域问题的求解需求，与细网SN方法相比，该方法在较粗的网格下具有高的精度，同时还适用于较细网格下的中子输运计算．     

核反应堆瞬发型自给能中子探测器初始灵敏度研究

 以钴自给能探测器为例,详细阐述了瞬发型自给能中子探测器（SPND）与核反应堆内中子作用的物理特征、信号电流产生机理等关键过程,并借助于蒙特卡罗程序多粒子耦合输运功能对公开文献中的钴SPND初始灵敏度进行了理论分析计算。最后,将蒙特卡罗方法与确定论方法以及金箔活化法得到的实验测量值进行对比分析。结果表明,基于蒙特卡罗方法的理论计算值和实验值相比最大偏差皆小于5%,证明了该方法相较于确定论计算方法不仅更加简单有效,而且精度更高。