压水堆辐照后燃料中子源强计算方法研究

压水堆辐照后燃料中子源强在次临界状态下的堆芯反应性测量中具有重要作用。本文研究了压水堆辐照后燃料自发裂变源强和(α,n)源强的计算方法，提出了²⁴²Cm近似法和比例系数拟合法两种(α,n)源强计算方法。基于自主开发核设计程序系统，开发了堆内辐照后燃料中子源强计算模块，结合微观燃耗模型可以精确考虑对辐照后燃料中子源有重要影响的反应堆空间效应和实际运行历史效应。燃料组件测试算例结果表明，辐照后燃料总中子源强最大相对偏差约5%。本文工作为次临界状态下堆芯反应性测量技术的研发奠定了基础。