数值模拟在中子测井中的应用

利用数值模拟对中子测井进行研究，包括探测深度和测井环境（岩性、井径、矿化度等）校正曲线的计算，特别是对在模型井上难以模拟地层温度的影响的研究。部份理论计算结果与实验值进行了比较，符合良好。

中子—中子测井的数值模拟

本文研究中子-中子测井的数值模拟方法。应用多群P_1近似对中子输运方程数值求解。并研究其在中子测井中的应用。在国内首次实现了中子-中子测井问题的数值正演,建立了核测井用的核数据库,编制了少群群常数的计算程序FSMPlD和二维柱坐标(r.z)少群P_1近似计算程序FDMP2D。对江汉测井研究所模型井群的石灰岩、砂岩和白云岩三种岩性地层进行了稳态探管居中的实验测量与模拟计算。计算结果同实验结果相一致.用理论方法制作了各种环境校正图板曲线,计算精度是令人满意的。

PWR/CANDU联合核燃料循环研究

根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。

压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包TPFAP-HEX

介绍了所研制的具有工程实用价值的压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包。该组件中子空间能谱的计算采用穿透概率法与响应矩阵法相结合的方法 ,在六角形几何内求解中子积分输运方程。在此方法中 ,栅元内中子源采用空间线性或二次近似 ,栅元表面中子通量密度角分布采用简化 6P1近似 ,并采用严格、精确的方法处理了组件周边水隙 ,编制了压水堆六角形燃料组件中子空间能谱计算程序TPHEX。在压水堆方形燃料组件均匀化计算软件包TPFAP的基础上 ,在保留其原功能的同时 ,开发研制了压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包TPFAP HEX。通过对实际的VVER 1 0 0 0压水堆六角形燃料组件的校算 ,表明该软件包具有良好的计算精度 。

秦山和大亚湾核电厂堆芯燃料管理策略改进的初步探讨

对我国大亚湾及秦山核电厂的堆芯燃料管理策略的改进进行了初步探讨。对从传统三批年换料改进为四批年换料和延长循环长度（１４～１８个月）的可能性，以及可能取得的平均卸料燃耗增益进行了初步测算。研究表明，采用“增大循环燃耗”的先进燃料管理策略将带来重大的经济效益，是一项迫切需要研究的课题。

CANDU堆先进燃料循环的展望

介绍ＣＡＮＤＵ 堆的天然铀燃料循环以及最近开发的适合未来近期的先进燃料循环。高中子经济性、不停堆换料以及简单的燃料棒束设计， 使得ＣＡＮＤＵ 堆具有非常优良的燃料循环灵活性和多样性。这些特点使得现有ＣＡＮＤＵ 堆在不需要大的改动情况下即可采用一些先进的燃料循环， 包括利用稍浓缩铀（ＳＥＵ） 、ＰＷＲ 乏燃料后处理铀（ ＲＵ） 、含钚的ＭＯＸ 燃料、钍和锕系元素， 以及ＬＷＲ 乏燃料的直接应用（ＤＵＰＩＣ） 。特别是ＬＷＲ／ＣＡＮＤＵ 联合燃料循环对拥有ＬＷＲ 和ＣＡＮＤＵ

反应堆节块计算中一种数值求解边界反照率的方法

提出一种数值近似求解反照率的计算方法。在节块扩散计算中，用该方法求得的反照率边界条件，替代压水堆中的反射层。该方法数学模型简单，且能够处理各种几何边界条件，包括“Ｌ”型和“”型拐角。一些基准题的数值结果表明，以新的边界条件进行的堆芯功率和临界计算所得结果与精确表示反射层的节块计算结果符合良好。

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究PWR的乏燃料在CNADU堆中应用及形成PWR/CANDU联合燃料循环的可行性 ,以提高燃耗深度 ,增加能量输出 ,降低发电成本。

多群蒙特卡罗方法在中子测井数值模拟中的应用

讨论了多群蒙特卡罗(MC)程序——MORSE在中子测井数值模拟中的应用。对不同孔隙度和不同岩性(砂岩、灰岩和白云岩)的简化球体地层模型与单一地层介质的井壁中子测井基准问题进行了模拟计算。计算结果与MC方法大型程序的计算结果吻合得很好。实践表明,用MC方法分群近似计算中子测井问题是可行的。应用MORSE程序进行中子测井数值模拟与MCNP等大型程序相比有占用计算机内存少、节省机时和使用方便等优点。

应用数值方法确定中子测井中模型井几何尺寸的研究

谢仲生等，应用数值方法确定中子测并中模型并几何尺寸的研究．测并技术，１９９４．１８（２）：９４～１００本文应用数值模拟方法从理论上对中子测井标准刻度井的几何尺寸进行了计算与研究。该尺寸应满足“无限大”介质的要求。计算系采用分群Ｐ－１－近似理论，应用ＮＮＬＳＰ软件包进行，取得了满意的结果，可供建造刻度并参考，这是国内第一次应用数值模拟的方法从理论上对中子测井问题进行研究。进一步说明应用数值模拟可以对测井中一些理论和实际问题，特别是对一些在模型井上难以实现的问题进行估算和研究。

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。

新型核辐射屏蔽材料的优化设计

为研制兼具质地轻、体积小、耐高温等特点的新型中子、γ混合辐射屏蔽材料,用遗传算法建立了屏蔽材料优化设计方法。对应用该方法设计出的3种材料进行MCNP软件检验,并与铁等材料进行比较。结果表明:在达到一定厚度后,这些材料对裂变中子、γ的总屏蔽效果均超过铁,且相同屏蔽效果下的铁质量当量显著下降。

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。

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。

反应堆孔道屏蔽计算的蒙特卡罗方法

建立临界源方向偏倚和指数变换相结合的耦合抽样方法 ,用于反应堆孔道的屏蔽计算 .提出了算例问题的最佳源方向偏倚参数 p1和指数变换参数 p2 ,得到的耦合抽样方法更能有效降低计算结果的方差 .校算了中国核动力院脉冲堆的切向孔道 ,其中耦合抽样方法的计算结果更接近于实验测量值 .

MC程序并行设计及提高加速比措施

MC程序的并行设计涉及算法及模块划分 ,它直接关系到并行加速效率的高低 .中子 γ耦合输运蒙特卡罗程序MCNP经过并行改造 ,实现了PVM和MPI两种系统下的并行化 .由于作了模块化设计 ,并行加速效率极佳 .PVM版和MPI版并行程序在多个处理器下的加速比均呈线性增长 .相比PVM ,MPI的适应性更强 ,多数情况下其效率高于PVM ,并行MCNP程序的计算结果可靠 .MPI并行程序在 16、32和 6 4个处理器上的并行效率分别达到了 99%、97%和 89%

界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布

利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件内中子通量密度分布。子区内中子源在空间上采用二次分布近似,还考虑了六角形组件周边水隙对组件内中子通量密度的影响。根据提出的模型,编制了TPHEX-E程序,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算,计算结果与蒙特卡罗方法计算结果进行了比较,符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。

三维六角形节块多群中子扩散程序NDHEX

本文介绍用DIF3D (NOD)求解二、三维六角形几何系统下中子扩散方程的理论模型及数值计算方法。六角形节块内的中子通量密度分布采用高次多项式近似表示,最后导出通量矩方程及偏流的响应矩阵方程。应用粗网再平衡和渐近源外推方法加速收敛。参考此方法编制了计算程序NDHEX,并对一些六角形基准问题进行了计算。结果表明:NDHEX的计算结果与DIF3D(NOD)的计算结果符合很好;与差分程序相比,具有更高的精度与计算效率。它可用于快堆计算。

氢化锆中氢的散射律和散射矩阵研究

从氢化锆晶体散射律的角度出发，研究了氢化锆晶体散射的特殊机理。根据氢化锆晶体散射的声学模型（ＤＥＢＹＥ谱）和光学模型（ＧＡＵＳＳ谱）给出的频谱分布，用国际通用程序ＧＡＳＫＥＴ计算了氢化锆中氢的散射律。编制了ＳＭＰ程序，计算了氢化锆中氢的散射矩阵，将它并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序的６９群截面库，形成了用于铀氢锆堆计算的ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库。应用国际上通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序计算了铀氢锆堆燃料栅元能谱。

穿透概率法求解二维六角形几何多群中子积分输运方程

讨论了用穿透概率法求解二维六角形几何轻水堆燃料组件中子通量的分布 .提出了一种简易计算模型 .子区内中子源采用各向同性平源分布 ,子区表面通量在方向上采用简化 6P1近似 .根据提出的模型 ,编制了TPHEX A程序 ,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算 ,计算结果与DRAGON程序计算结果以及MC结果进行了比较 ,符合较好 .