简化源项计算方法

利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。     

深圳大学微型反应堆的改进

介绍深圳大学核技术所近年来对微型反应堆进行的一系列改进 ,包括 :采取特殊措施 ,延长微堆安全运行时间 ,从原来的 6～ 8h ,延长至 40h左右 ,成功研制了治疗肝癌的含稀土元素的放射性玻璃微球 ;建立了超热辐照管和计算机控制的循环跑兔装置 ,扩展了微堆活化分析范围和领域 ;研制出一种新颖、简单、准确 ,且无需添置任何设备的测量堆芯绝对中子通量密度的方法———氙中毒法 .尽管深大微堆具有固有的安全性 ,但它目前处于运行后期 .因腐蚀、疲劳等原因 ,核燃料元件包壳破损的可能性将越来越大 ,为此研制了安全监测计算机系统 ,一旦发生核燃料元件包壳破损时 ,系统能很快监测放射性泄漏 ,这对控制核污染起到十分重要的作用 .但这并不说明深大微堆已安全无事 .国外发生的一系列核泄漏事件昭示人们 ,在核安全管理中 ,人员因素至关重要 .不管放射性物质泄漏多与少 ,影响都很大 ,万万不能麻痹大意     

栅元热谱程序的加速

对于 THERMOS 型的热中子空间-能量分布计算程序,当进行燃耗计算时,对每一时刻均需重复计算各区之间的首次飞行碰撞几率,花费大量计算时间。本文利用文献[1]提出的一种扰动处理方法,根据初始时刻的碰撞几率结果,能十分迅速而精确地得到其他时刻的近似值。改进后的程序起名为 FTH。     

权重残差法在均匀介质和非均匀栅元热中子计算方面的应用

本文应用权重残差法对均匀介质导出了热群平均截面的一种有理近似表达式,对Nelkin散射核给出了所需的截面参数,近似公式准确度可达0.3％(钚)或0.05％(非钚),在非均匀栅元问题的权重残差法中,研究了基底矢量和权重矢量,试算表明,它得到的热中子利用系数的误差不到0.1％,计算速度显著提高。     

累积分法:解决点动力学刚性问题的新方法

在本文提出的这一方法中,利用对一阶微分方程组逐次积分,得到了十分简单有效的近似计算方式。对于经常探讨的九个例题作了试算。在相同的时间步长下,它与文献公布的各种改进型方法的结果相比,精度大致相当或略优。说明这一方法在简单、普适、精确和稳定各方面令人满意。     

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题     

高通量工程试验堆中计算部件反应性的扰动理论方法

本文利用中子通量程序经过参数替换求得中子价值。并根据扰动理论计算了 HFETR 堆芯内辐照样品的反应性。与二维扩散计算结果的比较表明:这是一种估计部件反应性的简单有效的方法。     

动态参数计算方法

从动态参数的经典定义出发,利用扰动理论,给出了计算这些参数的一种方法。和常规做法不同,新方法中避免了共轭通量的计算。利用常用的少群理论和有关程序,算出反应堆若干扰动状态的有效倍增系数的值后,就可立即解得Λ和β_(eff)。计算中所用到的几个计算程序被组织为一个一体化程序包KPCP,并可装在微机上运行。     

源项程序包STCP Mod1.1开发应用

一、原项定义、研究目的及概况所谓源项就是核电厂在发生严重事故情况下从核反应堆释放至环境的放射性物质随时间变化的数量和特征。研究源项的目的是因为源项大小是电厂安全性的一个重要指标,是确定许多重要问题     

深圳大学微型反应堆的改进

介绍深圳大学核技术所几年来对微型反应堆（ 简称微堆） 进行的一系列改进,包括： 采取特殊措施, 延长微堆安全运行时间, 从原６ ～８ｈ , 延长至４０ｈ 左右; 成功研制了治疗肝癌的含稀土元素的放射性玻璃微球; 建立了超热辐照管和计算机控制的循环跑兔装置, 扩展了微堆活化分析范围和领域; 研究成功一种新颖、简单、准确, 又无需添置任何设备的测量堆芯绝对中子通量密度的方法———氙中毒法． 尽管深大微堆具有固有的安全性, 但它目前处于运行后期． 由于腐蚀、疲劳等原因, 核燃料元件包壳破损的可能性将越来越大,为此研制了安全监测计算机系统, 一旦发生核燃料元件包壳破损时, 系统能很快监测放射性泄漏, 这对控制核污染起到十分重要的作用． 但应指出, 这并不是说深大微堆已安全无事．由最近国外发生的一系列核泄漏事故说明, 核安全管理、人员因素至关重要． 不管放射性物质泄漏多少, 影响都很大, 万万不能麻痹大意．