二维轻水堆燃料组件中子通量和功率分布的计算

本文讨论二维轻水堆燃料组件内中子通量和功率分布的计算。文章第一部分讨论穿透几率方法,提出了一种简易的计算模型。在子区内,中子通量采用线性分布,子区表面上采用P_1近似角分布和线性空间分布,对展开系数导出了简便的表达式,即用表面上的出射和入射中子流来决定,并在迭代过程中逐步更新和精确化,因而减少了求解的未知量,简化了计算。文章第二部分讨论块方法的应用以及栅元等效圆柱化的误差。根据提出的模型,编制了二维TPM2D和BTM计算程序。对轻水堆的一些组件基准问题作了计算。计算结果与其它方法进行了比较,其结果符合得很好。本程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

聚变裂变混合堆嬗变包层中子学研究

针对球形Tokamak混合堆双冷却包层系统，利用BISON－C程序，对少数不同的锕系元素（Minor Actinides,MA）和裂变系数（Fission Products,FP)嬗变包层对堆的中子学特性影响进行了计算分析。结果表明，通过合理布置钚，MA和FP，可以调节包层的次临界度，改善包层能谱，提高嬗变效率，对混合堆嬗变包层优化设计具有指导意义。     

先进的压水堆燃料管理计算方法研究及软件研制

利用一种新的正交基函数展开中子通量密度,发展了先进的非线性迭代半解析节块方法,并成功地应用了等效均匀化理论来求解中子扩散方程.以穿透概率方法为基础,依照等效均匀化理论的要求计算了燃料组件和围板/反射层的等效均匀化参数.研制了相应的具有热工等反馈的两群三维压水堆(PWR)燃料管理计算软件包(RTPFAP/RSIM),克服了传统程序基于1 5群、采用反照率边界条件的不足.利用该软件包对秦山一期核电厂前4个循环进行了跟踪计算.结果表明,计算精度满足工程要求,与实测值相比,临界硼质量分数的偏差在±50×10-6以内,堆芯在额定功率运行时,功率分布偏差在±5%以内.     

秦山3期坎杜堆先进燃料循环的研究

根据我国已拥有压水堆(PWR)和坎杜(CANDU)堆的具体情况，提出一种PWR／CANDU联合核燃料循环的策略。执行此循环策略，既可节约铀资源23%，提高燃料的能量输出41%，又减少了废燃料的处置量66%，可大大降低核电成本。同时对秦山3期CANDU堆采用稍加浓铀(SEU)的先进燃料循环进行了研究，确定了其采用SEU燃料的最优富集度。研究发现，秦山3期CANDU堆使用最优富集度下的SEU燃料，每年将节省天然铀(NU)53t，减少乏燃料116t，节省燃料循环费用约6700万元。通过对后处理回收铀(RU)、SEU堆芯物理特性的分析可知，在堆芯结构及运行方式不作重大改变的情况下，即可完成从NU到RU或SEU的过渡，因而这两种先进燃料循环策略具有重大的经济效益和吸引力。     

中子输运问题的变分原理与球谐方法中的边界条件

球谐方法是解中子输运方程最常用的方法之一.本文综述应用变分原理求球谐方法中边界条件的结果,给出在任意散射函数以及具有反射和表面源边界的普遍情况下中子输运问题的弗拉基米洛夫变分原理,并用它导出P_N近似中的外表面(真空、反射和表面源边界)边界条件和交界面的连续性条件.同时证明这些边界条件使变分原理的泛函取极小值.因此,从变分意义看它们是“最佳”的.从而解决了球谐方法中边界条件的理论依据问题.     

基于通量展开节块法的六角形时-空动力学方程数值解

提出了一种基于节块内瞬态中子通量展开的六角形几何时一空动力学方程数值解法．在该方法中，各群中子通量分布用解析基函数和二阶正交多项式近似展开，而包含各组缓发中子先驱核浓度的固定源项则利用多项式进行近似．将面平均偏流及其一次矩作为节块之间的耦合条件，不但明显改善了节块耦合关系，而且使得响应矩阵技术比较容易地应用于迭代求解过程．对二维、三维基缝问题计算表明，该方法能高教、准确地给出各时间寿内的堆芯总功率和节块功率分布。