节块格林函数法的数学共轭方程

在反应堆物理计算中，扰动计算需要中子本征值方程的共轭方程。对于节块法、需要的是数学共轭方程、而不是物理共轭方程，但数学共轭方程求解比较困难。本文研究了节块格林函数法的数学共轭方程。并提出严格的求迭代公式，以和前向方程计算相当的计算量得到了其数学其轭方程的解。     

高温气冷堆控制棒区不连续因子的计算与应用

应用不连续因子理论修正的扩散方程,对高温气冷堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体和空洞区的局部均匀化进行处理.解决了均匀化区域不存在裂变中子源、边界存在强中子流所带来的的难题,并以输运计算的解为基准进行验算.结果表明:对控制棒区域可进行局部均匀化以及采用简化的边界条件计算不连续因子;用不连续因子修正的扩散方程可准确地处理控制棒.采用不连续因子修正的扩散方程计算高温气冷堆控制棒在计算精度、计算时间上均有优势.     

不连续因子理论及其在扩散差分方程上的实现

本文介绍了不连续因子理论及其对于能量精细分布重构的意义，并给出了不连续因子理论应用于扩散差分方法的具体计算公式。通过模型验算，说明了不连续因子理论的必要性、合理性和对给件均匀化理论的改进效果。     

组件通量精细分布重构方法的有效性

在计算效率上，节块法加组件精细分布重构方法很有吸引力；而另一方面，采用不在子理论能使爱量精细分布更合理、更准确。本文通过直接用多项式展开方法来拟合细网扩散差分方程得出的组件通量分布，验证基于多项式展开的节块法组件精细分布重构方法的有效性和适应性。通过验算发现，在常规扩散方程的意义下，精细分布重构方法的精度在重要燃普组人可满足工程需要；但采用不连续因子修正扩散方程后，堆芯外围的组件以及相邻组件参数变     

节块格林函数法的微扰计算

在反应堆物理设计和分析时,经常要进行微扰计算,以快速分析堆芯中子截面扰动下反应性的变化量。本文从微扰计算的普遍公式出发,给出了节块格林函数法（ＮＧＦＭ）下微扰计算的具体公式。通过对比验算,验证了ＮＧＦＭ下的微扰公式,并且证明微扰计算需要的是节块法的数学共轭解而不是物理共轭解。     

基于改进变分节块法的共轭中子通量密度计算技术

共轭中子通量密度对于核安全和压水堆（PWR）中的探测器计算有着重要的意义,为了消除现有节块方法在处理由于控制棒移动带来的非均匀节块（包括非均匀的截面和不连续因子）时所造成的较大误差,本文提出一种改进的变分节块法（VNM）。确定了不同于前向方程的共轭节块方法的连续条件,不同于传统VNM在全局建立泛函,本文方法为每一个节块建立泛函;构建了含非均匀不连续因子的乘子项,以显式处理表面不连续的共轭中子通量密度;除共轭体中子通量密度、截面和表面分中子流密度外,将表面不连续因子展开为分段正交多项式来构造响应矩阵。含有非均匀节块的BEAVRS基准题数值结果证明,同传统VNM相比,改进的VNM可以将非均匀问题的有效共轭增殖系数和燃料区共轭中子通量密度偏差降低2个量级,有利于实现前向与共轭中子通量密度的高精度内积计算。     

基于变分节块法六角形Quasi-diffusion程序开发及验证

传统扩散理论在中子各向异性强的堆芯计算中具有较低的精度，Quasi-diffusion方程相比于传统扩散方程引入更少的近似，通过艾丁顿因子描述传统扩散理论不能反映的中子流各向异性特点。国内外对六角形几何三维Quasi-diffusion方程研究有所不足。针对艾丁顿因子计算的非线性特点，本文基于“两步法”的思想，将艾丁顿因子看作是一个特殊的少群参数，采用中子能谱适应性更好的蒙特卡罗程序SERPENT计算，并对传统扩散变分节块法进行拓展，开发了六角形组件堆芯计算程序VNMQD。采用3D VVER1000基准题、RBWR单组件问题、3D BN600简化模型对程序进行了验证，结果表明：VNMQD程序开发正确，对于非均匀性较强的堆芯，VNMQD比传统扩散方法计算精度更高、计算效率接近，实现了计算精度和计算效率的平衡。     

离散纵标共轭输运法计算堆外探测器空间响应函数的研究

通过对共轭输运法的研究,采用二维离散纵标程序计算某三代核电厂反应堆满功率运行状态下的堆外探测器响应函数,计算结果与原有数据相比,径向响应因子的相对偏差在3%以内,轴向响应因子的相对偏差在1%以内。表明所采用的计算模型和方法正确。将共轭输运法计算堆外探测器响应的方法在岭澳二期核电项目上进行验证,并与岭澳二期核电工程中采用正向输运法计算的响应因子进行对比,结果表明2种方法的计算偏差不超过5%,验证了共轭输运法与正向输运法计算结果的等价性,但共轭输运法计算效率更高。     

基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用

基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题，同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算，但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此，基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX，开发了组件均匀化少群常数产生功能，使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数，利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响，提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证，并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明，与设计值对比，临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数，计算精度符合工程计算的要求，为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。     

热中子分离模型节块法

利用两群中子扩散方程的解析解，导出快、热中子通量之间的关系，去掉快群与热群方程之间的耦合，将原来的解两群方程的问题，理论上严格地转化成解单独的快群方程问题。快群方程用格林函数节块法进行求解。依照上述理论，研制了三维节块法程序ＮＧＭＤ。对一系列轻水堆基准问题的验算表明，ＮＧＭＤ的计算精度与知名的格林函数节块法程序ＮＧＦＭ相当，而计算时间约是ＮＧＦＭ的１３。     

基于质量矩阵集总技术的非结构网格二维有限元屏蔽计算程序研发

精细化几何建模是高保真中子输运计算的重要基础，而非结构网格对复杂几何模型具有较强的适应性，能弥补结构网格建模能力的不足。为了提高屏蔽计算程序对复杂模型的建模能力，从一阶中子输运方程出发，建立了二维离散纵标-伽辽金有限元求解模型，对比分析了连续有限元和间断有限元方法的计算性能，进一步采用质量矩阵集总技术以提高求解模型的可靠性，并开发了相应的计算程序ThorSNIPE。选用BWR cell临界基准题、阿贡实验室5-A1固定源基准题和Dog leg duct基准题，验证ThorSNIPE程序的正确性。数值计算结果表明：ThorSNIPE程序的计算结果与基准值吻合较好，初步验证了程序的正确性，ThorSNIPE程序适用于复杂屏蔽计算分析；质量矩阵集总技术在不影响计算精度的情况下，能够有效抑制非物理振荡问题。     

考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。     

JMCT2.0程序临界屏蔽验证计算与分析

JMCT2.0是北京应用物理与计算数学研究所自主研发的三维蒙特卡罗粒子输运程序,本文采用三种自设模型对JMCT2.0开展校验计算,并将JMCT2.0计算结果与MCNP结果进行对比分析。验算模型包括临界计算、中子屏蔽和光子屏蔽计算三种模型。结果表明,JMCT2.0计算结果与MCNP结果吻合较好,其中临界计算结果偏差在0.1%以内;中子屏蔽计算结果偏差在1.8%以内;光子屏蔽计算结果偏差在2.1%以内,初步验证了JMCT2.0程序临界及屏蔽计算的正确性。     

CATHARE程序的主要特征及应用

介绍了CATHARE程序的主要特征、应用范围、开发策略，简要描述了程序的基本方程、物理方程、数值解法、不确定性分析方法、并对CATHARE程序在中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环实验室(BPNCL)的应用进行了简要描述应用结果表明，我国在利用引进的程序进行研究分析和设计计算时，对大型程序手册上描述的一些计算能力的计算精度需要进行充分的实验验证和评价，不可盲目用于工程设计。     

中子输运计算界面流方法的数学共扼方程

以子区内中子源为常源近似条件下的中子积分输运方程为前向方程,推导了中子积分输运方程界面流算法在六角形几何情况下的数学共扼方程;介绍了该数学共扼方程求解的内、外迭代策略,并对前向方程计算程序TPHEX进行了改造,得到了常源近似情况下数学共扼方程计算程序TFHEX_J0。通过算例校验表明TPHEX_J0与TPHEX程序所计算的系统本征值符合良好,TFHEX_J0程序的计算结果是可靠的。     

六角形格林函数节块法

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。利用NACK程序计算了不带反射层二维VVER-1000、三维两群VVER-440和带不连续因子的二维基准题。计算结果表明,有效增殖因数k_eff的误差均小于50 pcm,组件功率分布最大相对误差小于2%,验证了程序的正确性。     

核动力装置连续提棒事故的瞬态特性模拟

建立了描述反应堆与主冷却剂系统的物理、热工水力特性的数学模型。该模型应用埃米尔特插值法求解点堆动力学方程，其它方程采用半隐式差分法求解。在此基础上编制了模拟程序，并模拟了连续提棒事故的核动力装置瞬态呼应特性，经与理论分析的比较表明，本模拟符合实际情况，其数值处理方法正确，可为事故的处置提供依据，对反应堆的安全运行具有一定的参考价值。     

二维中子输运方程的非结构网格离散纵标数值解法

从一阶中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,对这些方程采用最小二乘有限元方法进行离散.编制了二维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序.对一系列基准问题做了验算,计算结果表明,该方法能用于非结构网格,并具有较高的计算精度.     

ADS次临界反应堆的中子共轭方程

与临界反应堆相比,ADS次临界反应堆的外源中子和裂变中子的空间分布具有严重的不均匀性,对应的中子价值也不同。本工作对次临界反应堆的稳态输运方程作分群扩散近似,得到了多群方程,进一步推导出按堆芯功率归一化的中子共轭方程表达式和与功率相关的中子价值函数表达式,给出了次临界反应堆中子价值的物理意义。由稳态中子共轭方程组出发,给出了两种带外加中子源的次临界反应堆增殖因数的表达式。     

基于2D/1D输运程序KYCORE的敏感性分析

本研究基于2D/1D输运程序KYCORE开发了共轭敏感性分析(ASA)和基于减秩模型(ROM)的前向敏感性分析(FSA)功能,并在TMI-1压水堆栅元基准题进行了验证。结果表明,KYCORE与RMC计算的有效增殖因子(keff)对235U每个能群的裂变截面和俘获截面的敏感性系数符合良好,但在共振能量附近,两者有些差异;基于ROM的fsa方法计算得到的敏感性系数与直接扰动法(DNP)计算得到的敏感性系数一致。因此,本研究所开发的基于2D/1D输运程序KYCORE ASA和基于rom的FSA功能正确。