安全分析程序SAC-PREARS的开发

介绍了SAC-PREARS程序的基本数学模型。利用MISAP程序和通用程序TRAC-PFI对SAC-PREARS计算结果进行了验证。结果表明：SAC-PREARS程序能够有效地计算和分析核供热堆PRHRS的稳态和瞬态热工水力特性。     

MCNP程序在ADS屏蔽计算中的应用

利用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)中质子束管内的中子注量率分布以及通过质子束管顶端面和其它外表面逸出的中子注量率，得出了一些对ADS设计有意义的结论。     

MCNP程序计算中国人特性头模BNCT剂量分布

本文对国际上普遍采用的Synder人体头部模型进行修正,建立了有中国人解剖模型特征的几何模型和用于BNCT的人体头部mcnp计算模型,建立了一套用于BNCT治疗计划的软件.在软件模型的基础上分别计算了不同能量的中子进行治疗时的肿瘤及正常组织剂量分布,并对计算结果进行了分析.     

微机型安全分析程序SAC—PREARS简介

SAC－PREARS是一个用于分析非能动余热系统（PRHRS）的稳态和瞬态安全特性的专用程序，应用SCA－PREARS程序对200mW核供热堆PRHRS的稳态和瞬态热工水力特性进行了分析，得出一些具有重要工程意义的结论。     

200MW核供热堆余热排出系统排热能力及共影响因素分析

运用一维流体动力学模型200MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分析。分析表明：余热排出系统的空冷器面积和空冷塔高度是影响余热排出能力的主要因素,主换热器与空冷器间的高度差的影响次之。     

液钠沸腾两相流流型与临界热流密度(CHF)机理实验研究

通过大量的液态金属钠临界热流密度 (CHF)的实验研究 ,结合液钠两相传热流动特性及液钠的物性特点 ,分析了起始沸腾流型 ,泡状流 ,块状流 ,环状流和双向环状流的热工水力特性 ;并从实验结果出发 ,深入分析了液钠发生临界热流密度时的气泡爆炸和液膜撕裂或局部蒸干的两种传热恶化机理     

ADS次临界实验装置设计方案验证

根据设计要求．使用MCNP／4C程序计算了多种次临界反应堆均匀化堆芯布置方案的临界问题。确保keff在0．92～1．00之间。为加速器驱动的洁净核能系统(ADS：Accelerator Driven system)的次临界实验装置设计提供了初步数据。     

高通量工程试验堆堆芯流量分配计算

建立了合理的高通量工程试验堆（HFERT）堆芯流量分配计算模型，并编制了相应的计算程序。应用此程序可以精确计算和分析HFETR堆芯流量分配和温场。经过中国核动力研究设计院提供的实验数据的验证计算表明，本程序计算结果与相应的实验数据符合很好。     

非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS 的功能与应用

SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论.     

ADS原理验证装置燃料布置方案

"启明星"的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统(Accelerator Driven System,ADS)的原理验证装置,采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区.使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实验装置进行设计计算,根据keff在0.90～1.00之间的设计要求,确定了热区的燃料栅格.