轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较。设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求。按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求。1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好。

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该方法对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。

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。

大亚湾核电站两个机组反应堆第四循环堆芯换料设计

简要介绍了大亚湾核电站换料设计的基本原理和内容，以及两个机组第四循环换料设计的主要结果，并与测量值作了比较。计算结果表明，两个机组的换料设计都满足了安全性准则和经济性要求；测量结果表明，理论预测值与实测值符合良好。

轻水堆物理组件计算程序

对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,复盖了目前PWR和BWR堆芯组件的几何结构和核不均匀性。研究结果表明,穿透几率程序TPXY是当前工程上实用的计算效率最高的组件计算程序。

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理布置，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料利用率，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，这些程序经受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的可靠性。在设计中体现了先进性、安全可靠性和经济性的特点．

大亚湾核电站18个月换料设计论证

通过大亚湾核电站18个月换料设计论证的简要介绍,试图说明一个现行年度换料策略的核电厂在向18个月换料过渡时,所必需的设计论证应涉及的主要范畴和关键技术。

大亚湾核电站堆芯换料设计

介绍了大亚湾核电站堆芯换料设计准则、计算机程序、设计内容以及设计预计值与测量值的比较。结果表明 ,中国核动力研究设计院承担的两个机组反应堆第四至第六循环换料设计均满足该电站的安全和经济性要求 。

核电站反应堆运行物理分析

反应堆运行物理研究核电站反应堆运行、测量数据的处理和分析，从这些研究结果可获得有关核电站运行特性和安全裕量，从而指导核电厂的安全运行管理；同时获得改进设计的重要反馈．本文将讨论反应堆运行物理在几个主要领域内的分析理论和方法．

MOX燃料在轻水堆核电站中的应用

目前MOX燃料已成为一种可用于轻水堆核电站成熟的核燃料。简要介绍了国外该领域的发展状况以及MOX燃料对反应堆性能的主要影响和应对措施。探讨了MOX燃料在国内压水堆核电站中的应用问题。

GEDAK──生成INCORE－3D理论数据库的程序系统

应用综合法，以国内的堆芯燃料管理程序系统ＴＰＦＡＰ－ＣＦＭＰ为主体，研制了生成堆芯测量数据分析程序ＩＮＣＯＲＥ－３Ｄ所需的理论数据库计算程序系统ＧＥＤＡＫ。经秦山核电厂若干测量数据的分析表明，该程序系统生成的理论数据库具有较高的计算精度。

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。

轻水堆物理分析方法的现状与发展

本文从栅格物理和堆芯物理两大方面评述了轻水堆物理计算方法和程序的国内外现状,以及今后发展的主要动向。

遗传算法在AC-600堆芯换料优化中的应用研究

对遗传算法在核电厂堆芯换料优化问题中的应用进行了初步研究 ,提出了新的编码和译码方法。并以AC 6 0 0反应堆为例 ,分别对低泄漏和外 内布置进行了功率峰因子最小和寿期最长的优化方案计算 ,得到了满意的优化结果。

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。

计算中子扩散方程的全堆芯格林函数快速节块方法

导出了全堆芯格林函数快速节块方法理论模型，提出了对各个节块逐次扰动进行正向扩散计算建立格林函数库的思想，研制了相应软件ＣＧＦＭ，对一系列基准问题和我国秦山核电厂的问题进行了校核，计算结果表明，本文方法在保证一定的计算精度下，计算速度比先进节块方法ＮＧＦＭ快１０倍左右。

压水堆核电厂堆芯燃料管理优化研究

本文简述了用线性规划方法迭代求解优化问题的数学模型和以此为基础研制的堆芯燃料管理优化设计程序FMOP,并给出了对600MW核电厂压水堆所作的优化计算结果与分析。

压水堆核电厂反应堆轴向功率分布控制

本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。

全堆芯格林函数方法在秦山核电厂堆芯燃料管理中的应用

推导了全堆芯格林函数方法(CGFM)模型,用该模型改造了粗网差分堆芯燃料管理软件 AD-MARC,形成快速堆芯燃料管理软件 CGFMAC,并利用该软件对秦山核电厂的第1、2循环进行了堆芯计算。其计算精度与先进节块(粗网)方法相当,但计算速度提高了一个量级。