秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验的预分析

叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较.结果表明,理论预计值与实测结果符合良好.     

铀氢锆堆物理计算模型与程序

文中叙述基于两维四群中子扩散理论的铀氢锆堆物理计算模型及程序,以及用该模型计算的国外 TRIGA 堆的临界,控制棒效率等数据.     

反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂     

45万千瓦(热)压水堆堆芯核设计

45万千瓦(热)压水堆是为上海石油化工总厂核热电厂设计的,本文将扼要介绍反应堆物理设计的概况和计算结果。     

核电厂反应堆换料安全评价原理与应用

介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法。重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用方法地大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯（Ｕ２Ｃ３）换料设计的安全评价。     

少群截面随燃耗与硼浓度变化特性的计算分析

本文以一个中小型核电站堆芯为例,分析计算了中子扩散少群截面参数随燃料的燃耗、堆芯的临界硼浓度的变化特性,以及这种特性对堆芯剩余反应性、临界硼浓度、功率分布和同位素产量计算的影响。     

脉冲堆物理设计分析

本文介绍了我国自行设计建造的首座脉冲型实验反应堆的堆芯核设计、计算模型和程序以及计算结果与零功率实验值的分析比较。     

秦山核电二期工程堆芯核设计

秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度，不同富集度的燃料组件和可燃毒物的合量布置，改进了堆芯的物理特性，采用ＯＵＴ－ＩＮ，四分之一换料方式提高了燃产利用率，卸料比燃耗达到３５ＧＷ．ｄ／ｔ（Ｕ），同时满足了年换料制的要求。采用了先进的和经过验证的计算方法和计算机程序。这些程序受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。     

反应堆数值计算和粒子输运专业第八届全国学术会在深圳召开

由中国核学会计算物理学会反应堆数值计算和粒子输运专业委员会主办,广东核电合营有限公司协办的第八届学术交流会于 2000年 10月 31日至 11月 3日在广东深圳大亚湾核电站举行。广东核电集团公司董事长昝云龙先生出席了开幕式,广东核电合营有限公司总经理林贵清先生致欢迎词,广东核电集团公司副总经理濮继龙先生致开幕词。参加会议的有国内有关研究设计院、核电站营运单位、高等院校和有关部门 21个单位,共计 74人。 广东核电集团的领导、 GNPJVC科技委的领导对这次会议非常重视,多次批示,检查指导筹备工作,对会议给予了有力支持…