POSITRONFIT程序在IBM／PC系列机上的实现

本文将原POSITRONFIT程序（简称P程序）的参数、数据输入和计算结果输出部分的语句作了大量增删、修改和调整，使之适应于IBM／PC系列机采用的磁盘文件操作系统。用几种PC机FORTRAN编译程序对P程序进行了成功的编译（实型量均用8字节的双精度量表示，精度比B6700或IBM 370高，计算时间与B6700机相当；用有的编译程序时需修改P程序中的某些开辟数据区的语句以克服编译程序的局限性）。     

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化,使用ORIGEN-S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明,在最恶劣工况下,乏燃料组件裸露的最短时间为79.2h,该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。     

船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发

船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发了针对MCNP输入与输出文件的可视化软件。此外,在船用反应堆的屏蔽设计过程中需要MCNP进行大量屏蔽计算,所耗时间过长,为了实现在一定误差范围内的快速计算功能,本文采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。     

WIMS-AECL与RFSP-IST耦合计算接口程序研究

采用C 语言编写了一个适合于WIMS-AECL(Winfrith Improved Multigroup Scheme)与RFSP-IST(Reactor Fuelling Simulation Program)耦合计算的接口程序.该程序基于Telnet和FTP协议,能够自动生成WIMS-AECL和RFSP-IST的计算输入文件并完成向远程计算服务器提交计算任务和下载、分析以标准格式输出的计算结果.该接口程序经过简单的改写还可以适用于CATHENA之类的计算程序,也可以适用于自主开发的以输入文件为输入形式的计算程序.使用该程序简单分析了空泡份额对TACR堆芯反应性的影响,并给出了初步的结论.     

应用ORIGEN2估算300#反应堆乏燃料元件活度

介绍了ORIGEN2向windows平台的移植与调试,描述了运行历史数据处理程序、原始成分数据处理程序、截面库数据修正程序和结果数据提取程序的流程图及使用方法,给出了几盒元件的计算结果,并与γ射线测量实验和累积释能估算燃耗数据进行了比较分析.     

热中子散射数据处理程序TSC的研制

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。     

用于燃耗计算的三维MCCOOR程序系统

介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模型进行了检验.本文列举了在VVER-1000带可燃毒物Gd的燃料组件Benchmark模型上,分别用UO2和MOX燃料的检验结果.所有检验结果表明:MCCOOR的反应性和核素成分的计算结果与Benchmark的结果在误差范围内一致.     

不同算法的复杂燃耗链求解对比分析

复杂燃耗链的求解在许多方面都有重要的应用。ORIGEN-S程序是广泛使用的复杂燃耗链求解工具,本文将介绍其基本原理,并通过导出ORIGEN-S随燃耗变化的燃耗矩阵,使用切比雪夫有理近似的方法进行求解,对比不同算法在复杂燃耗链求解中的差异。结果证明,对于大部分核素,2种算法的偏差非常小,但由于ORIGEN-S假设长半衰期核素生成的短半衰期核素处于平衡状态,使得部分核素浓度的计数结果偏于保守,随着燃耗的加深这种偏差逐渐减小。     

三段法测量氡子体浓度计算程序的编制

介绍了三段法测量氡子体浓度的一种计算程序的编制方法,并对程序设计中引用的数学模型和数据处理流程进行了详细说明。根据实际测量的需要,该程序提供了相应测量信息输入接口,并自动进行单位制转换、输出测量报表。使用该程序进行计算可以避免定时不准确带来的测量误差,也可作为优化三段法测量氡子体浓度测量时间间隔的一种工具。     

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。