六角形组件核密度计算程序研究

自主开发的六角形组件核密度计算程序（Hexagon Assembly Density Calculation Code，HADC）采用标准FORTRAN语言设计编译而成，适用于采用六角形组件的堆芯核密度计算，能对不同组件类型、不同材料和不同工作温度给出各自的核子密度。该代码包括主程序及4个子程序。主程序主要是完成计算方案数据的输入，调用计算体积份额的子程序和计算核密度的子程序，最后按表格形式以及其它输入的形式从7号和8号通道输出各区的核密度。     

基于堆芯模型耦合过渡方法的严重事故模拟机开发研究

采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故（SA）分析程序的方法，对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应，当满足耦合条件时，系统程序停止计算，切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡，以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例，主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型，选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故（SBLOCA）模型，使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明，过渡参数的选取是正确的，该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数，还保证了后续计算的准确性。      

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。     

用Monte Carlo方法模拟设计工业CT探测器

为了用Ｍｏｎｔｅ－Ｃａｒｌｏ方法设计工业ＣＴ探测器，我们开发了通用程序ＧＥＰＭＣ。该程序模拟了γ光子，次级电子和荧光光子的输运过程，主要的计算结果有ＣＴ阵列探测器的γ输出谱，积分荧光输出，探测效率和探测器之间的串扰（ｃｒｏｓｓｔａｌｋ）在实验方面，我们测量了不同尺寸单块晶体的γ能谱，其谱形与模拟计算的相符合。     

Vitamin-FRD多群常数库在NAS程序系统上的物理验证

<正>针对钠冷示范快堆的设计需求,开发了VitaminFRD多群常数库,该多群常数库用于为快堆物理和屏蔽计算提供中子、光子反应性截面数据。NAS程序是我国钠冷示范快堆的主要确定论设计程序,使用该程序的输运方法,测试验证了Vitamin-FRD多群常数库的准确性和适用性。选取了共计11种含基准例题、实测堆芯或零功率实     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

压水反应堆稳态热工设计程序开发

核反应堆稳态热工设计是反应堆堆芯设计的基础,是确保反应堆安全稳定运行的重要保障。为探索反应堆稳态热工设计的设计过程,验证所选取的计算模型和计算公式是否满足要求,本文在给定设计准则和已知参考堆部分参数的条件下,采取开发一个压水反应堆稳态热工设计程序的方式,计算出多种工况下堆芯的运行参数并开展分析,以进行相关验证。经过对计算结果进行分析,表明该程序所计算出的各参数基本符合实际情况,并满足热工设计准则,说明该程序的计算过程基本上是正确的,可以用来做反应堆稳态热工设计。同时,也证明了本文采用的计算模型、设计准则、计算过程公式、程序设计流程等是可行的,可为其他反应堆稳态热工设计及程序开发提供参考。     

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。     

快堆中子时空动力学程序并行计算研究

快堆中子时空动力学程序是基于快堆中子学设计软件系统（NAS）开发的可用于快堆三维瞬态中子学分析的计算程序。本文结合该计算程序及现代计算机发展特点,在编程过程中引入并行计算,使计算速度大幅提升。     

欧洲铅冷快堆水平螺旋管式蒸汽发生器热工水力性能分析

以欧洲铅冷堆（ELSY）水平螺旋管式蒸汽发生器（HST-SG）为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。      

超临界水冷堆核热耦合计算研究

以美国超临界水堆(SCWR)设计为研究对象,开发超临界水堆的物理-热工耦合计算程序。该计算程序采用Dragon和Donjon直接耦合计算,提高计算精度和速度;并在功率迭代中引入松弛因子,通过部分迭代法解决传统迭代方法不收敛的问题。轴向温度和密度分布的计算结果验证了程序的有效性和准确性。     

钠冷快堆混合钠火程序开发

钠管道泄漏继而发生钠的燃烧为钠冷快堆特有的事故。在喷雾钠火模型和池式钠火模型基础上,将钠喷雾燃烧和池式燃烧进行了耦合,并针对钠冷快堆钠工艺间的结构特点,最终开发了混合钠火计算程序COMSFIRE。使用该程序计算了FAUNA喷雾钠火试验和CADARACHE池式钠火试验,并与试验结果和部分程序计算结果进行了对比。同时设计了混合燃烧算例,并使用该程序与CONTAIN-LMR程序进行了对比。通过计算结果的对比和分析,初步验证了程序的正确性。     

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础，采用一子通道分析程序作为参照，对它们各自的计算结果进行比较，通过对单通道的两个热工参数进行修正，使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想，物理模型，程序计算流程等。     

基于复合-遗传算法的汽轮机组初步优化设计

汽轮机组是动力装置的重要组成部分，其重量和尺寸是影响动力装置合理布置的重要因素。本文对汽轮机组优化设计进行了分析，建立了汽轮机组的优化数学模型，开发了相应的计算程序，并对影响汽轮机组重量的设计参数进行了敏感性分析。以汽轮机组重量最小为目标和在给定的约束条件下，采用自主开发的复合 遗传算法对汽轮机组进行了优化设计。结果表明，参考汽轮机组的设计并非最优方案，尚有较大的优化空间。也证明了该优化设计方法的可行性。本文的计算结果可为汽轮机组的设计提供参考。     

计算流体动力学在核领域的应用：从CFD到多尺度CMFD

近几十年来，在轻水堆（LWR）设计和瞬态模拟中涉及到的热工水力计算主要使用一维（1D）、两相流动计算工具；它们一直是在此期间开发并持续完善的大型系统程序主要普遍使用的工具。     

通用计算优化语言GCOL原理、实现与在管道设计中的应用

核电站初步设计时在管道力学计算中，计算结果通常不能满足规范的要求。要经过反复修改试算，最终得到满足要求的设计。将这一设计过程尽可能的自动化，是编制GCOL程序的目的。本文介绍了GCOL程序的原理，及在CAPS程序系统中的实现。并用一个例题说明了该程序在实际工程中的应用。GCOL程序可以用来辅助设计人员实现管道设计的优化。     

压水堆堆芯燃料管理计算软件包GLORY的研制

在国外较低版本的组件参数计算程序基础上,通过研制基于截面表插值方式的组件参数重建程序,以及现代粗网节块法结合精细功率重构的三维堆芯计算程序,再配以堆芯轴向一维细网格计算程序和用户界面,开发形成了可供压水堆堆芯燃料管理计算的软件包——GLORY。主要介绍了该软件包的有关理论模型及在秦山一期的整体应用情况,有关该软件包的详细工程验证将另文介绍。     

具有外套管的释热元件表面温度求解

为进行具有外套管的释热元件的性能分析，需准确计算元件包壳外侧的温度分布。由于套管结构内外均存在流体，传热情况较为复杂，因此本文基于传热基本方程和能量守恒关系，设计开发了专用的迭代算法和计算程序求解该结构温度分布，并采用典型算例，将计算结果与Fluent软件仿真结果进行对比。结果表明，本文程序计算结果与Fluent软件仿真结果的相对误差小于5%。基于本算法编写的程序模块与燃料元件性能分析程序相耦合，可提高燃料性能分析流程的独立性。     

COMMEN程序热膨胀模型的开发和验证

堆芯解体事故已成为钠冷快堆安全分析的主要关注点之一。COMMEN程序是中国原子能科学研究院开发的钠冷快堆堆芯解体事故分析程序。该程序耦合了二维的时空中子动力学模块,主要用于计算堆芯丧失原有几何形状之后的事故进程。为改进COMMEN程序,须在现有的中子学模块中添加热膨胀模型。改进后的COMMEN程序计算严重事故时考虑的反应性反馈更全面。为验证该模型,使用改进后的COMMEN程序对中国实验快堆(CEFR)进行建模计算,并将计算结果和SAS4 A程序进行对比。结果表明:添加了热膨胀模型后,COMMEN程序的计算结果得到了很大改善,其结果与SAS4 A符合的很好。     

临界计算程序KENO的开发与应用

ＫＥＮＯ程序是美国橡树岭国家实验室研制的一个大型蒙特卡罗临界计算程序，该程序的几何能力较强，可描述任意复杂的三维几何结构问题，还具有较强的截面能力，可使用ＨａｎｓｅｎＲｏａｃｈ１６群截面库，也可使用ＡＭＰＸ工作格式截面库。ＫＥＮＯＶａ还具有大群处理的特点，节省机器内存。程序给出的主要计算量是Ｋ＿（ｅｆｆ）。文章介绍ＫＥＮＯ程序的主要特征、开发、改进、微机化以及推广应用的情况。