核释热实时模拟程序

为在堆外实验中实现核释热实时模拟，编制了相应的模拟控制程序，其中的反应性模拟子程序采用了点堆模型、一维均匀流模型和瞬态导热模型来模拟慢化剂温度效应和多谱勒效应。用此程序完成了降流量和升功率两项实验，实验结果表明：该程序能够满足核释热瞬态特性模拟的要求。     

反应堆堆外核测量系统的实时仿真

堆外核测量系统实时仿真是核电厂全范围培训模拟器的重要组成部分。本文给出一种基于测量原理的功能仿真处理方法,利用堆芯物理仿真计算出堆芯中子通量密度．建立了堆外核测量值与反应堆内三维中子通量密度分布之间的拟合公式．根据反应堆物理计算或功率刻度实验确定拟合系数．可以实时准确仿真堆外核测量系统,满足核电厂全范围培训模拟器的要求．     

对美国核管会运行经验反馈的研究

研究了美国核管会的运行经验反馈体系和流程,以及与经验反馈工作相关的活动,其中一些成熟做法和经验对我国运行经验反馈工作将起到很好的借鉴作用.     

核反馈对并联双通道自然循环系统流动不稳定性的影响

将热工水力系统分析程序RELAP5与三维物理瞬态输运程序TDOT T采用并行方式耦合,对并联双通道自然循环系统内核热耦合不稳定性进行分析,得到系统的不稳定边界。分别以燃料时间常数差异较大的板型元件及棒型元件为对象,讨论了核反馈对系统稳定性的影响。对于板型元件,核反馈作用对低含汽率区的第1类密度波振荡（DWO）有明显的抑制作用,而对高含汽率区的第2类DWO基本无影响。对于棒型元件,计算分析结果表明核反馈对系统稳定性几乎无影响。     

核供热堆功率调节系统分布式半实物实时仿真人机接口设计

核供热堆用于低温供热以及海水淡化等负荷跟踪的条件下,需建立半实物仿真平台来验证其功率调节系统,其仿真数据量大,使得单机仿真实验的实时性很难得到保证,结果的显示和存储均不方便.利用分布式结构建立了半实物的仿真平台和清晰、直观的人机接口,减轻了模型计算机的负担,提高了运算速度,满足了系统实时化的要求;画面清晰简洁,方便的指令输入和结果输出使系统的验证更加容易.     

超高能核—核碰撞中谱刚度的计算机模拟

本文讨论了谱刚度的计算机模拟的基本思想和在多重产生中的应用。通过将实验得到的谱刚度与模拟结果相比较，可以得到关于碰撞系统混沌特征和非线性动力学的认识。     

一个用于核质量公式修正和核质量计算的程序NMC

程序ＮＭＣ是为完成核质量公式修正和核质量计算而设计的。在５０≤Ｚ≤７１区域对６４０个原子核和双中子分离能的实验数据进行了拟合，确定了４个自由参数，取得了满意的结果。程序采用了多种可供选择的拟合方法，并采用了方便的对话式人机界面。     

实时反馈控制在离子源放电实验中的应用

本文介绍了一种应用于离子源进气量控制的实时反馈控制系统。系统采用A/D模数转换和D/A数模转换卡完成系统数字信号处理的输入与输出。系统的控制程序采用Linux内核支持的RTLinux实时操作系统作为底层操作系统并进行了适当优化裁剪,获得了适合系统控制要求的实时控制程序开发环境,并应用了灵活控制实验中离子源进气量的控制算法。实验首次获得离子源4.5s稳定放电的实验结果。     

快堆三维瞬态反应性反馈计算研究

在处理快堆时空动力学计算的反应性反馈问题时,提出了一种反应性直接反馈的数学模型。结合快堆的反应性反馈机制,在快堆中子学软件NAS的基础上,给出一种在时空动力学计算中截面反馈与反应性直接反馈相结合的反馈模式。同时,将快堆并群系统加入到程序中,实现了在线并群。对中国实验快堆(CEFR)等温温升过程进行模拟,通过计算结果与CEFR温度反应性系数实验测量结果的对比,证明了本模型和程序的正确性。     

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。      

反应堆主冷却剂系统实时仿真计算

对反应堆主冷却剂系统实时仿真进行了研究：在实时仿真支撑平台ASCA下对反应堆主冷却剂系统进行了建模、编程和计算．程序采用了漂移流模型,仿真计算气液混合物内相间非均匀流动的影响,用完整的四象限相似曲线来对主泵进行仿真计算．利用仿真程序对主冷却剂系统进行了降负荷计算,得到了系统压力以及蒸汽发生器压力、水位等参数的变化趋势,与RETRAN02的计算结果进行了比较。结果表明,本仿真程序可以应用于培训模拟器以及反应堆主冷却剂系统安全分析。     

用去耦合法解有温度反馈的点堆中子动力学方程

当引入大阶跃反应性时,应用去耦合法求解中子动力学方程,导出了新的反应堆功率响应表达式,可用于堆实际运行的功率区。     

任意初始功率下考虑温度反馈的反应堆缓发超临界过程

采用解析方法研究了引入小阶跃反应性(ρ0<β)和有温度反馈时反应堆的缓发超临界过程.导出了任意初始功率条件下反应性与时间关系的解析表达式,得出了功率随时间的变化规律.对不同初始功率条件下引入小阶跃反应性时反应堆功率与反应性的变化规律进行了研究.结果表明,初始功率对变化过程有显著影响.     

输入小阶跃反应性有温度反馈时中子增殖公式

导出了输入小阶跃反应性、有温度反馈时的中子增殖表达式 ,且为显函数     

Reactivity feedback calculation of a conceptual TRISO fueled compact PWR core

Reactivity feedback coefficients have been calculated for a compact sized PWR core that utilizes carbon coated micro fuel particles instead of standard cylindrical fuel pellets with an inventive composition. A small amount of Pu-240 with 5 w/o has also been added in tristructural-isotropic (TRISO) fuel in place of U-238 for the reduction of excess reactivity. The values of fuel, moderator and void reactivity coefficients have been calculated at the middle of fuel cycle. All the reactivity coefficients were found negative which meet the design safety criteria. It was also observed that all reactivity feedback coefficients are interlinked and their effects are pronounced when coupled together.     

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型.在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真.仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系...     

大阶跃反应性下考虑燃料温度反馈时的中子倍增公式

用有燃料温度反馈的中子倍增公式对输入大阶跃反应性的反应堆超瞬发临界变化过程进行研究。通过与经典中子动力学数值解法进行对比,计算结果基本一致;求得不同初始功率下反应性和功率的变化规律,并进行分析讨论,得出中子数与反应性在反应性大于缓发中子总份额时呈二次函数关系,其结论可作为弹棒事故等大阶跃反应性引入的反应堆安全分析的理论依据。     

反应性计校核试验

反应性计是秦山核电厂物理启动和运行过程中进行物理试验的主要仪器,其测量准确性直接关系到各项堆物理参数的测量误差。为保证各项物理试验结果的准确可靠,按照物理启动程序,在反应堆达到首次临界的热态零功率水平时,先进行本试验。本文简要介绍了由上海核工程研究设计院和北京核仪器厂设计、研制的模拟-数字混合式反应性计的基本原理。用本系统在堆上测量反应性和同时用周期法测量的值进行对比校核试验,结果表明二者之间偏差在±4％以内。符合本试验验收准则。