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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

召开年：2006
召开地：哈尔滨
出版时间： 2006-07

主办单位：中国核学会

会议文集：第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议论文集

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1.氙动态分析的几种数值解法
- 李富;韩松;周旭华
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：氙动态过程是影响反应堆运行特性的一个重要动态环节，可用于反应堆运行监测、负荷跟随、优化控制等方面。氤动态过程可以通过多种方法进行数值模拟、分析，如时间差分法、准稳态龙格库塔法等。本文实现了两种数值解法。并针对一个压水堆模型，比较了不同的方法的优缺点，模拟了氙动态行为，分析了氤振荡发生的条件，为进一步研究氙动态建立了坚实的基础。
2.蒙特卡罗方法应用于重水堆全堆芯的数值模拟研究
- 夏凌志
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文应用蒙特卡罗方法对秦山三期重水反应堆全堆芯进行了数值模拟研究，建立了正确的全堆芯数值计算模型，为后端物理和屏蔽计算提供了重要依据;在此基础上进行了相关物理计算，通过计算结果的分析比较，论证了新设计钴调节棒组件在堆内作用等方面与原不锈钢调节棒的等价性，即完全能够替代原不锈钢调节棒设计，为堆芯核设计变更提供了重要的理论依据和参考价值。
3.球床式高温气冷快堆堆芯概念设计
- 常鸿;杨永伟;韩嵩;经荥清;单文志;徐小琳
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：气冷快堆是未来发展的第四代先进核能系统的候选堆型之一，它满足核能的可持续性、安全可靠性和经济性要求。球床式气冷快堆的堆芯充满随机分布的燃料球。为了进一步研究球床式气冷快堆的物理特性和燃料循环，本文从物理安全和热工水力学的角度出发，完成了300MWth的球床式高温气冷快堆燃料球和堆芯的概念设计。
4.秦山第三核电厂堆芯调节棒系统的反应性价值校算
- 杨波;陈明军;苗富足;孟智良
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文应用重水堆燃料管理软件包在PHASE B初始冷态和平衡堆芯热态零功率条件下，对秦山第三核电厂CANDU-6重水反应堆堆芯调节棒系统的各种反应性价值进行了模拟计算，包括：调节棒单个棒插入堆芯的水位变化值、调节棒单个棒插入堆芯的反应性价值、调节棒组插入堆芯的水位变化值、调节棒组的反应性价值。并将上述计算结果同秦山第三核电厂在PHASE B初始冷态和平衡堆芯热态零功率条件下的试验值进行比较，验证了设计计算工具和方法的正确性。
5.三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界—燃耗计算程序研制
- 姚栋;李大图
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：简要介绍了所研制的三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界-燃耗计算程序的理论方法，并利用IAEA LWR三维堆芯基准问题和燃耗基准问题对其进行了验证分析，结果表明该程序keff的计算值与基准值一致，功率峰因子的偏差仅0.25％;并且，在keff相同计算精度下，该程序的计算效率约为CITATION程序的5倍。
6.小型长寿命核能系统物理性能研究
- 余纲林;王侃
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文在总结分析世界上小型长寿命核能系统研究现状和技术路线的基础上，提出了使用钍铀燃料和铅铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想，并进行了一系列相关计算分析。对于长寿命核能系统的堆芯物理设计，最重要的是使反应性随燃耗的变动最小化，同时应尽可能地提高堆芯的燃耗并满足相关的负反应性系数的要求。本论文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了快谱中钍铀燃料在不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分等条件下的物理性能，以及能谱、转换比、富集度变化等方面的分析，明确了使用钍铀燃料和铅铋冷却剂构造长寿命堆芯的优缺点，以此为基础构造出一个完整的堆芯模型，并对其进行了相关分析。
7.CANDU堆区域功率控制探测器的校正
- 沙平川
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：秦山三期重水堆核电站为两座从加拿大引进的700MW级的CANDU6机组的核电站。CANDU6反应堆利用天然铀(U235富集度为0.71％)作为核燃科，因此造成反应堆堆芯尺寸大，堆内结构多，中子注量率分布复杂，同时由于进行不停堆换料，正常运行时堆芯区域功率波动较大，必须采用反应堆总体控制和区域控制并重的做法，因此为了满足反应堆控制和保护的要求，CANDU6反应堆在堆内安装了大量的中子注量率探测器。由于堆芯燃料的燃耗和不停堆换料、反应性控制装置状态变化(如调节棒的拔出)、慢化剂毒物浓度的变化、核测探头的燃耗和二次仪表的漂移等等，核测仪表会发生漂移，因此为了确保和优化反应堆区域功率控制的能力，保证核测仪表的测量精度，必须对反应堆的区域功率控制探测器进行定期校正。
8.DF-VI快中子临界装置2号堆芯启动实验研究
- 初春;薛小刚
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：DF-VI快中子临界装置2号堆芯启动实验研究，对比2000年6月的临界实验结果进行恢复启动实验前的理论计算。
9.多重网格扩散综合加速的三维离散纵标中子输运程序SN3C
- 刘永康;胡永明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文开发了基于离散纵标方法的三维中子输运数值计算程序SN3C。rn 为提高程序的计算速度，采用一致的扩散综合加速方法加速源迭代，并用Chebyshcv加速方法提高幂迭代的收敛速度。针对扩散综合加速方法中求解扩散方程的特点，发展了基于完全多重网格方法的求解技术，数值试验的结果显示SN3C的计算结果与Monte Carlo方法以及THREEDANT的计算结果符合得很好，并且表明，对于中小规模的问题，完全多重网格方法的效率可与具有最优松弛因子的块超松弛方法相比，而对于较大规模的问题，完全多重网格方法的性能更好。
10.中子输运方程的三角形节块离散纵标计算方法
- 卢皓亮;吴宏春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：中子输运方程的求解非常耗时，为了节省计算时间，人们常采用节块方法。现有的中子输运方程节块方法一般基于矩形节块和六角形节块，但这些节块不适应于非结构几何，所以本文给出了一种新的基于三角形网格的中子输运方程节块SN方法。在这种方法里，利用面积坐标，将任意三角形转化为一个直角坐标系下的正三角形以方便求解;节块内的中子通量和横向泄漏的角度分布使用SN求积组离散，横向积分通量，中子源和横向泄漏项的空间分布用二次多项式展开;采用改进的节块平衡有限差分(NEFD)方法来获得稳定有效的迭代方案。同时，本文给出了二维三角形节块下各向异性散射问题的节块离散纵标输运计算模型。rn 利用上述方法研制DNIR程序，基准问题试验表明，DNTR的计算时间要比有限元球谐函数方法快5倍左右。
11.瞬发中子寿命在次临界α本征值求解中的应用
- 邱有恒
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：次临界α本征值的求解历来是个难题，本文从本征值的概念出发，利用MCNP-4c计算中子的时间谱，结合k和瞬发中子寿命，对次临界α的计算取得了较好的效果。rn 瞬发中子寿命对于判断系统中中子密度维持时间，中子密度是否达到本征分布，α本征值的理论粗估等都具有较强的参考价值。对结果的分析表明，并非k越小，α就越小。对于含氢介质较多的次临界系统，即便k很小，但由于中子寿命太长，α将趋近O;此时，α已经不能真实、客观地反映系统的临界特性，对这种系统，k比α更适合用于表征系统的临界特性。
12.基于三角形网格的穿透概率方法研究
- 刘国明;刘萍萍;吴宏春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：在现代反应堆的几何设计中很多采用了非结构几何的设计，对于非结构几何环境下中子输运方程的求解，已有的蒙特卡罗方法和有限元方法存在速度不快的缺点。本文研究了基于三角形网格的穿透概率方法，其三角形网格子区内部中子源采用平源分布，子区界面中子角通量密度空间分布设为均匀、角度分布采用简化4P1近似，采用一种按照非结构网格编码顺序进行网格扫描的新方法，并编制了程序TPTRI。对一些二维输运基准问题作了计算，与MG—MCNP3B、SURCU、TEPFEM等程序结果进行了比较分析，表明TPTRI能够很好的计算二维非结构几何的问题，结果准确，而且耗时更少。
13.基于FlexPDE软件的中子输运方程SN求解方法粗探
- 汤春桃;张少泓;赵荣安
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：多群中子输运方程在角度直接离散后，各角度角中子通量密度仅是空间位置的函数，形式上是一阶线性偏微分方程，本文提出了直接采用通用有限元程序求解该一阶偏微分方程，并在此基础上开发求解任意几何多群中子输运问题算法的新思路。论文采用FlexPDE程序对该算法进行了初步的可行性研究，初步的基准题数值检验结果表明该方法是可行的。
14.多维六角形节块动力学程序的改进及验证
- 陈玉清;蔡琦;张少泓;于雷
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：以多维六角形节块中子动力学程序HENKO[1]为基础，添加了热工计算模型，对VVER中子动力学基准问题二[2]进行了的验算，给出其节块展开法的数值解，通过与参考解对比分析也验证了程序开发的正确性。
15.岭澳混合核燃料AFA 2G／AFA 3G堆芯与提升燃料富集度项目燃料管理研究
- 张洪
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了岭澳混合核燃料堆芯与提升燃料富集度项目中燃料管理研究的内容。从发电计划安排对燃料管理提出的要求，来确定研究的各个循环的循环长度，首先明确了燃料管理研究的目标。之后，确定组件类型，燃料富集度，到堆内控制棒组件的数目，从优化燃料管理，提高堆芯安全性、可用率的角度进行了堆芯装载方案的搜索。在完成确定的燃料管理目标的基础上，还进行了燃料管理灵活性研究，以尽可能包络未来可能出现的各种运行循环的情况，确保安全分析的有效性及换料关键参数选取的合适性。
16.DESAE程序简介及应用
- 杨勇;周培德;张强
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：根据IAEA大会决议，创新型核反应堆和燃料循环国际项目(INPRO)于2000年启动。我国是项目成员国之一，主要参与其中基于快堆的闭式燃料循环技术的联合研究。根据本国的核能发展规划或设想建立核能发展情景并进行评价是联合研究的一项主要内容。本文简要介绍用于核能发展情景分析的DESAE程序(Dynamic of Energy System-Atomic Energy)以及初步计算分析结果。
17.重水反应堆CANDU中U-Th循环的研究
- 李金鸿;E.F.Kryuchkov;GV.Tikhomimv
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：研究了在重水反应堆CANDU中U-Th燃料自持循环的可能性和生成所需的233U的途径。研究结果表明，仅用积累的233U就可以实现在功率堆CANDU中实现233U-232Th自持循环。
18.秦山第二核电厂混合堆芯中心新组件换料方案的选择与实施
- 叶国栋;潘泽飞
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文对秦山第二核电厂初始堆芯备用的2组富集度为3.1％的AFA-2G新燃料组件的使用进行了可行性分析，并对在混合堆芯的中心使用富集度为3.1％的A11A-2G新燃料组件对混合堆芯及提高燃料富集度论证结论的影响进行了补充分析与论证。同时介绍了使用这2组燃料组件在换料堆芯装载方案的选择，及其安全评价报告安审过程中所遇到的问题和最终实施的情况。
19.提高HFETR局部区域中子注量率方法探讨
- 彭凤;傅蓉
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文探讨HFETR堆芯内提高局部区域中子注量率的方法。按照中子能量，分别讨论了提高热中子注量率的热中子阱方法，提高快中子注量率的裂变中子转换器方法，以及在堆内获得能量为14MeV中子的6LiD聚变中子转换器方法。初步估算表明，热中子阱内的热中子注量率比堆芯燃料元件区域的热中子注量率高出数倍;利用高功率密度的裂变中子转换器可提高快中子注量率30%-80％，利用6LiD聚变中子转换器，可以在HFETR堆芯内产生源强～2×1013n／s的14MeV中子。
20.中国原型快堆堆芯方案初步研究
- 喻宏;李泽华;唐忠梁;刚直;周科源;杨勇
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：参考国际上成熟技术路线，考虑与中国实验快堆的技术延续性和第四代核能系统的目标特征，提出了中国原型快堆总体技术方案设想和堆芯初步方案，并给出了工业钚产量和次量锕系核素嬗变的初步计算结果。
21.运行参数对PWR乏燃料反应性的影响
- 陈桂美;攸国顺;薛小刚
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文就运行参数对PWR乏燃料反应性的影响进行了理论分析和研究计算，通过研究计算，证明这些参数对反应性的影响是挺大的，因此在考虑燃耗信任制时必须考虑这些参数对乏燃料的影响。
22.ERANOS程序用于CEFR堆芯物理特性的验证计算
- 赵金坤
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了利用法国的ERANOS程序系统，初步计算了CEFR堆芯的稳态中子学特性，并将计算结果与原有的CEFR堆芯物理特性的设计参数进行了比较，用于对CEFR堆芯设计的验证。在计算中，充分利用了ERANOS强大的模块化设计。
23.基于2D输运理论燃耗计算程序的研发及其初步应用
- 刘海波;吴宜灿
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：聚变驱动次临界系统的燃耗计算是核工程设计与研究的重要任务之一。本论文在经过适当改动的二维离散纵标法中子／光子输运程序DOT3。5基础上，增加BATEMAN方法解析求解燃耗方程的子程序，研发了二维输运燃耗计算程序BUDOT。本文对BUDOT程序进行的基准测试初步校核了程序的正确性，且把BUDOT程序用于聚变驱动次临界系统的输运燃耗计算，证明了其实用价值。BUDOT程序尤其适用于聚变驱动次临界系统和加速器驱动次临界系统等各类先进堆的概念设计研究。
24.核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究
- 刘旭东;陈长
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。rn 提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应急注硼两套独立的反应性控制系统。选用Gd203可燃毒物补偿寿期初过剩的反应性。寿期内燃料燃耗和可燃毒物的消耗达到较好的匹配，满足总体设计和核设计准则要求。在额定功率下连续运行，第一循环堆芯燃耗寿期可达500EFPD，平衡循环堆芯燃耗寿期可达760EFPD。
25.堆芯核设计程序系统的不确定性综述
- 司胜义
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文以核设计程序系统的计算流程为主线，分析了现行的技术框架下核设计程序系统各个环节的计算不确定的来源，指出了目前普遍采用的核设计计算分析工具和分析技术的薄弱环节，并介绍了国际上解决相关问题的技术方案或技术趋势。
26.加速器驱动快-热耦合次临界系统的概念设计
- 蒋校丰;谢仲生
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文对加速器驱动快-热耦合次临界系统进行了概念设计研究。在该系统中，内区的快包层和外区的热包层是相互独立的，快、热包层之间为空腔和B4C包层以实现单向耦合。快包层装以合金燃料(MA+Pu)Zr，热包层初始循环装以氧化物燃料(Th+Pu)O2，平衡循环装以(Th+233U+Pu)O2燃料。99Tc、129l和135Cs分别以单质、NaI和CsCI的形式装入热包层。该系统具有较高的能量放大倍数、嬗变效率和燃料转换比;系统能量放大系数不低于320;锕系元素和裂变产物的嬗变支持比分别为1 PWRs和2 PWRs;热包层的转换比为0.715。
27.CANDU堆运行期间过剩反应性计算和控制
- 何立荆
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了CANDU反应堆堆芯过剩反应性计算的方法，以及正常运行期间过剩反应性的控制策略和方式。
28.CANDU反应堆物理数值计算技术
- 冯进军
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文主要描述了目前CANDU反应堆物理数值计算过程，并介绍了CANDU堆通用堆芯计算程序RFSP(Reaetor Fueling Simulation Program)的计算原理和主要计算模块，还给出了部分计算结果。
29.CARR控制棒物理设计计算
- 孙志勇;沈峰;吕征
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：中国先进研究堆(CARR)是一座高性能、多用途新型研究堆。作为在建的目前中国最先进的研究堆，其无论是反应堆的堆型结构还是堆芯物理设计方法都具其本身的特点。其中控制棒的物理设计计算是CARR堆芯核设计内容一个重要部分。本文就CARR控制棒物理设计计算的方法和内容作一个大体的介绍，物理计算的结果直接指导控制棒的结构设计和加工。
30.PC机群环境下的MCNP的并行计算
- 王磊;王侃;余纲林
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文给出了基于MPI标准的mpich.nt.2.5软件在Windows造作系统中，利用PC机群搭建并行计算平台的方法。研究了基于此平台MCNP程序的并行计算的实现，并分析了MCNP程序并行计算的性能。
31.一组快堆中子动力学程序的研制开发
- 田和春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：在CEFR施工设计和物理启动实验准备过程中，有大量反应堆动力学问题。为解决这些问题，研制开发了一组中子动力学程序，包括NKF、DROP、INHR和RHOT程序。这组程序的堆物理功能强而且较为完整，计算方法先进，计算精度高，允许大的时间步长，计算速度极快.利用这组程序可进行CEFR运行瞬态和事故瞬态的中子动力学分析、物理启动实验过程的中子动力学分析、多种实验方法的理论分析和数据处理以及实验误差分析等。本文简述这组的程序功能和特点以及程序的验证。
32.首次碰撞源方法减弱射线效应
- 刘永康;胡永明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：通过构造棱长是与距点源的距离为二阶小量的立方体单元，改善了在与源区相邻位置的首次碰撞源计算效果，利用点源近似修正进一步提高了整个系统的计算精度，编制了适用于三维离散纵标计算程序NTS的首次碰撞源计算程序FCS，通过对包含真空区域的Kobayashi三维基准问题的校核计算结果，本方法能够有效减弱离散纵标计算射线效应。
33.CEFR物理启动钠空泡反应性效应测量试验中成分误差的计算分析
- 刚直
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：CEFR钠空泡反应性效应实验测量方案是采取两端头密封的实验组件替代测量点位置的运行组件，通过实验组件密封所形成的空腔来测量钠空泡反应性效应。本文主要针对由于模拟组件和测量点上运行组件中成分差异产生的误差进行理论计算和分析，同时计算了各测点钠空泡反应性绝对值，给实验人员制定实验方案提供参考依据。
34.功率变化期间轴向功率偏差的控制
- 刘臻;潘泽飞
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：秦山二期采用Mode A的控制模式，反应堆采用常轴向功率偏移控制，在运行中要求轴向功率偏差始终保持在运行带内。在机组的升降功率过程中，需要进行大幅度的调硼和动棒操作，对堆内功率的扰动很大，怎样在这种功率变化过程中将轴向功率偏差保持在运行带内，是必须面对而且比较困难的问题。特别是在机组的调门试验中，需要将功率降到60％FP以下的功率台阶上进行试验，试验完成后，再升到满功率。功率变化幅度大且同时有升降功率操作，轴向功率偏差的控制尤显突出。本文分析了降功率期间影响轴向功率偏差的各种因素，并结合实际详细分析了几次调门试验期间的△Ⅰ变化，最后对这些分析作了总结，提出了一些功率变化过程中轴向功率偏差控制的建议。
35.解析热管因子
- 马兹容
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：堆芯平均热工参数可从总的热输出、堆芯冷却剂流率和堆芯几何尺寸等求得。然而，堆芯性能却是由堆芯中最严重的条件而不是平均条件所限制。所以，在堆芯设计中需要将堆芯局部条件与平均条件关联起来，这就是热管因子。本文分析了热管因子与设计基准的关系、分项因子的计算方法和降低热管因子的方法。
36.铀溶液临界实验装置温度效应研究
- 刘宏伟;朱庆福;薛小刚
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：临界安全是反应堆物理中一个十分重要的课题，而溶液系统的临界安全问题是其中一个很重要的方面。rn 本文对国内唯一的铀溶液临界实验装置的温度效应进行理论方面的研究，为下一步该装置的改造提供一定的理论支持。
37.田湾核电站1号机组物理启动简介
- 李文双
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：核电站的首次装料和反应堆物理启动试验，是电站调试工作非常重要的组成部分。根据中俄总合同的规定，俄方对调试工作总负责，中方必须控制计划并参与管理，派专业人员参加调试试验，掌握关键的试验与监测技术。中方根据田湾核电站的调试大纲和进度计划，对俄方硬件和软件的准备、试验实施、报告编制等进行控制，保证田湾核电站首次物理启动安全、顺利地进行。
38.田湾核电站堆芯功率分布控制方法
- 刘海涛;李友谊;杨高升
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：目前WWER-1000型反应堆逐步采用改进的燃料管理策略，提高了燃料组件的运行周期和燃耗深度，改善了核电站运行的经济性，同时对燃料的性能及运行控制提出了更高的要求。俄罗斯正在推广采用改进的WWER-1000型反应堆的堆芯功率分布控制方法，以改善燃料组件的运行条件。在2001年投入运行的俄罗斯伏尔加-顿斯克核电站1号机组首先采用了改进的控制方法，在田湾核电站也将采用同样的运行控制方法。本文阐述田湾核电站运行过程堆芯功率分布控制方法中局部线功率密度的运行监督原理及方法。
39.HFETR与MCNP程序的接口程序的开发
- 邓才玉;邱立青;傅蓉
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文自行开发研翻了利用MCNP程序进行HFETR计算的接口程序(MCNPINP程序)，解决了HFETR复杂的堆芯描述。该程序根据HFETR堆芯装载布置、燃料元件功率分布、燃耗深度及控制棒高度等参数，自动生成MCNP程序的输入文件。结果表明：该接口程序对HFETR堆芯的材料及结构描述是准确的，我们所开发的接口程序是有效的，从而提高了HFETR蒙特卡罗计算效率及准确性。
40.MCNP程序评价压力容器中子注量率结果研究
- 刘同先;赵禹;曹欣荣
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文基于PWR容器注量计算基准题，较为详细的介绍输入卡主要部分的制作过程，并在此基础上分析影响计算精度的因素，分析比较解决问题所采用的计算方案对结果的影响程度。定量的分析各个算例之间的差别，这给模型的调整和改善、计算方案的选择和确定提供参考。
41.HFETR压力容器焊缝快中子注量计算
- 孙寿华
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：用MCNP程序计算了HFETR典型堆芯RPV纵焊缝处快中子注量，给出了计算和实验结果的偏差。截止2005年底，焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点注量各为1.262×1017n／cm2和2.617×1017n／cm2，远小于设计值(E≥1MeV)2.7×1018n／cm2。
42.二维中子输运方程的非结构网格Sn方法研究
- 巨海涛;吴宏春;姚栋;成春宇
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：从一阶中子输运方程出发，对方向变量采用离散纵标方法展开，得到一系列关于空间变量的偏微分方程，对这些方程采用最小二乘有限元方法进行变分，从而直接得到对称正定的代数。编制了二维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序。对一系列基准问题做了验算，初步得出结论，该方法能用于非结构网格，并具有较好的计算精度。
43.低阶谐波展开方法在堆芯装料方案评价中的应用研究
- 吕栋;张少泓;赵荣安;王涛;刘振华;薛小刚;阮可强
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：单循环换料优化过程需要对大量的换科方案进行评价，其方案评价的计算量巨大，这成为从根本上解决换料优化问题的瓶颈。本文针对该问题，提出基于低阶谐波展开结合局部扰动计算的装料方案快速评价方法。在换料优化过程中采用参考方案低阶谐波组合的形式获得因方案调整而引入的通量分布的宏观效应，并将其与局部扰动效应相结合，通过剩余权重的方法预测不同方案的通量分布，以评价方案优劣。有关的数值试验初步证明了该方法的有效性。
44.利用遗传禁忌算法研究换料优化
- 杨海峰;程和平
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文以秦山二期反应堆堆芯为参照模型，将遗传算法与禁忌算法组合起来，结合堆芯计算程序INCORE/NARVAL,利用C++语言实现了优化程序。使用编制的优化程序，全面地研究了秦山二期1、2号机组的换料优化问题。搜索出一批OUT-IN换料方案、低泄漏换料方案、OUT-IN平衡循环换料方案、低泄漏平衡循环换料方案等。并将优化程序应用于换料校算实际工作中，获得满足工程要求的换料方案。
45.12个月与18个月换料堆芯安全参数对比
- 梁薇;肖岷
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍大亚湾核电站由12个月(下简称12M)Out-In高泄漏换料模式过渡到18个月(下简称18M)In-Out低泄漏换料模式，由此引起堆芯关键安全参数的变化，并进行对比。
46.先进重水反应堆燃料棒束物理研究与设计
- 满晓宇;王侃;余纲林
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文采用验证过的栅元计算程序WIMS-AECL 2-5d和ENDF/B-V核数据库对先进重水反应堆(ACR)及TACR(Thorium-based ACR)栅元进行研究。探讨了冷却剂和慢化剂选择对ACR和TACR栅元物理特性的影响。从减小元件棒线功率峰值、改善热工水力性能、加大运行和安全裕度的角度出发，提出了61-rods和71-rods 新型燃料组件的概念，并且对其进行了物理特性计算分析，对后续反应堆的设计具有一定的参考价值。
47.TOPAZ-Ⅱ的三维中子注量率和功率密度分布计算
- 孙征
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文应用MCNP程序计算了俄罗斯的空间热离子反应堆TOPAZ-Ⅱ的中子注量率和功率密度，给出了转鼓向外或向内情况下的三维分布图。
48.MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证
- 李松阳;王侃;余纲林
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文讨论并验证使用NJOY软件将ENDF格式的中子截面文件处理为ACE(A Compact ENDF)格式的点截面文件，并供MCNP程序使用的方法。在截面库研制过程中，着重考虑了在反应堆设计与运行温度范围的温度点。文中给出了三个临界基准题的验证结果：临界钚球基准题、板式燃料元件实验装置和带有可燃毒物的沸水堆组件。
49.特征统计算法CSA用于屏蔽优化
- 王炳衡;刘志宏;施工;胡永明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：CARR堆冷源孔道组合屏蔽优化设计是通过使用CSA算法[1]结合一维SN程序ANISN编写的屏蔽优化程序，得到冷源闸门上部屏蔽层内屏蔽材料优化组合，使闸门关闭时混凝土培外侧总剂量率达到较低剂量率水平。
50.反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析
- 胡建军
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文运用蒙特卡罗输运程序MCNP计算了秦山核电二期工程一号堆零功率物理试验在多普勒发热点时的功率量程和中间量程探测器电离室热中子(E≤0.414eV)注量率和电流值，并与以前运用离散坐标计算程序DOT3.5计算的结果以及核电厂现场的测量值进行了比较。通过比较，对于反应堆堆外探测器中子注量率的计算，MCNP程序计算结果可信度更高，零功率物理试验多普勒发热点测量可参照MCNP程序对探测器真实描述后的计算结果值进行。
51.乏燃料临界实验装置的方案研究
- 刘宏伟;薛小刚;刘振华;攸国顺
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文在调研国内外临界实验装置的基础上，依据核燃料的现有条件，参考燃耗信任制技术的燃耗分析方法。对反应堆运行参数进行了敏感性分析。确定其对乏燃料成分的影响。在此基础上计算了乏燃料成分，并初步探讨了乏燃料临界实验装置的堆芯几何布置。考虑具体的实验要求对该装置进行了临界实验参数的理论计算，并利用不同的程序组合对一部分临界计算结果进行了校核，为以后建造乏燃料临界实验装置，开展燃耗信任制技术综合研究打下了基础。
52.基于时空中子动力学模型的RELAP5程序在核动力装置仿真中的应用研究
- 桂学文;蔡琦;于雷
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：引入堆芯物理计算的两群三维时空中子动力学模型，对RELAP5程序的点堆中子动力学模型进行了改进，同时设计了可视化界面，可方便地实现人机交互操作。rn 计算结果与实际应用表明，改进后的RELAP5程序计算功能和精度得到提高，使用更加方便，在核电厂仿真方面有很好的应用前景。
53.核电厂慢化剂温度系数运行限值的发展和当今技术规格书相关内容变更的探讨
- 孙承武
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文主要阐述了当今世界压水堆核电厂慢化剂温度系数运行限值的发展以及技术规格书对相关内容的规定的发展现状，结合恰希玛核电厂工程2号机组的设计现状，对潜在的慢化剂温度系数运行限值的改变和技术规格书中相关内容的变更进行了详细的探讨。
54.反应堆堆芯物理在线仿真系统研究
- 赵强;曹欣荣;张志俭
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：堆芯三维功率分布作为反应堆运行状态的重要参数，直接关系到反应堆的运行安全。为了能够及时、准确地了解堆芯的三维功率分布，本文提出了研究开发反应堆堆芯物理在线仿真系统。该系统将仿真计算与仿真对象有机地结合起来，从而实现现场数据对仿真结果的在线校正。不同燃耗工况的仿真计算结果与实际测量值符合良好。
55.基于静态通量分布测量确定反应堆次临界度方法的初步可行性研究
- 马爱锋;阮可强;蒋校丰;张少泓;赵荣安;黄灏;史永谦;张巍;刘振华;薛小刚
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：分析了ADS次临界系统次临界度和中子通量密度分布之间的关系。rn 利用蒙特卡洛程序对启明星1#实验堆进行了数值模拟，并通过对计算结果的分析初步验证了利用静态通量分布的测量确定ADS次临界度方法的可行性。
56.功率台阶下用微扰法测量反应性功率系数方法探讨
- 周立军;王万章;冷金珍
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文提出了一种在功率台阶下测量反应性功率系数的方法一微扰法，这种测量方法用时短，对反应堆堆芯的干扰小，操作简单，过程安全，可以普遍应用于压水堆物理试验。
57.秦山核电厂主调节棒组替代方案的研究
- 王丽华;沈六华;孔德萍
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文以秦山核电厂第九燃料循环为例，从堆芯核设计的角度出发，探讨了利用其它调节棒组(例如T3或T2棒组)替代T4棒组作为主调节棒组的可能性，并对可能的替代方案进行了较为详细的计算分析。分析结果表明：对于秦山核电厂第九燃料循环，选用中心一束T4棒和四束T2棒作为替代的主调节棒组也是可行的。从而，验证了秦山核电厂在控制棒控制反应性方面的灵活性。
58.秦山第三核电厂停堆启动模拟计算研究
- 杨波;陈明军;苗富足;孟智良
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文应用重水堆燃料管理软件包对秦山第三核电厂CANDu-6重水反应堆堆芯在插入不锈钢调节棒系统时的各种停堆启动瞬态进行模拟计算，包括：短停堆启动模拟、长停堆启动模拟、碘坑消失后启动模拟、调节棒补偿反应性模拟、负荷循环模拟及氙瞬态模拟计算。
59.U1C4热电偶温度偏差报警定值调整的总结及探讨
- 何子帅;潘泽飞
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文主要针对秦山第二核电厂1号机组第四燃料循环(即UIC4燃料循环)堆芯出口热电偶温度出现的温差超限报警，进行了论证和分析，并重新给出本燃料循环该报警的整定值。同时对堆芯出口热电偶温度的运行及其偏差进行了跟踪。以及堆芯出口热电儡偏差超限对堆芯安全、象限功率倾斜和换科方案的选择进行了一些探讨。
60.液体区域控制装置和不锈钢调节棒反应性价值模拟和测量
- 孟智良;陈明军
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：秦山第三核电有限公司在零功率、热态下对液体区域控制装置和不锈钢调节棒反应性价值进行了预模拟和试验测量，为钴-60项目中调节棒更换提供基准数据。秦山第三核电有限公司根据液体区域控制装置和调节棒反应性价值相互影响的模拟结果对试验方案进行了调整，并修正了调节棒组反应性价值测量结果的数据处理方法。试验测量结果与预模拟结果符合性较好。
61.共轭输运法计算芯外探测器响应函数
- 周旭华;李富;韩松
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：芯外中子探测器的读数包含有堆芯功率分布的信息，而这两者之间的联系可由探测器空间响应函数建立。本课题组希望从芯外探测器读数重构堆芯功率分布，其关键前提就是要准确计算空间响应函数。本文应用共轭输运法计算探测器的空问响应函数。计算结果显示，共轭输运法与点核方法计算得到的探测器空间响应函数存在较大区别和改进;与正向输运Sn法相比，在得到相同精度的前提下其具有更高的计算效率。
62.CARR冷中子源物理方案研究
- 沈峰;袁履正;柯国土;吕征;孙志勇
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：为开展中国先进研究堆(CARR)冷中子源装置氢系统物理方案的研究，建立了准确计算核发热和冷中子增益的方法并进行了验证。对影响核发热和冷中子增益的多种因素进行了计算和优化选择，确定了氢系统物理方案。分析结果表明：符合CARR冷中子源自身特点且在国际上具有创新意义的月牙形冷包结构，在核发热量较小的条件下获得了较好的冷中子增益。
63.MCNP程序在秦山核电厂辐照监督管和RPV中子注量计算中的应用
- 邱忠明;何忠良;孔德萍;沈六华;魏文斌;钟友琴
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：反应堆压力容器(RPV)中子注量是确定RPV材料辐照脆性的基础，而RPV中子注量的监测则通过辐照监督管的定期抽取和测量来进行预测。因此辐照监督管中子注量率的精确估计，不管是在电厂设计阶段，还是在电厂运行阶段，对RPV的辐照安全和RPV的寿命管理具有十分重要和现实的意义。论文论述了先进的三维粒子输运程序MCNP程序在秦山核电厂第四根辐照监督管中子注量计算中的应用，并通过实际测量验证了计算结果的可靠性。
64.实验快堆燃料破损缓发中子探测站中子注量率分析
- 周培德;方邦城
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文简要介绍中国实验快堆(CEFR)燃料破损缓发中子监测系统设计方案，并介绍中子探测站位置本底中子注量率和燃料破损时的缓发中子注量率的计算方法、模型和结果。
65.秦山第二核电厂AFA-2G／AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度项目论证
- 潘泽飞
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文主要是对秦山第二核电厂自商业运行以来所实施的第一次堆芯燃料管理策略的改进论证分析和现场的实施过程。
66.非结构几何下的非均匀燃料组件共振参数计算研究
- 黄伟兵;项俊军;巨海涛;吴宏春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：共振参数计算是反应堆堆芯设计计算中的重要内容，传统的共振计算模型只能适应于简单几何。本文调研了广义stamm'ler方法并应用基于广义tamm'ler方法研发的DRAGON程序对多种非结构几何的燃料组件进行了自屏参数计算研究。研究结果对新概念反应堆燃料组件自屏参数计算具有重要意义。
67.APA程序系统的独立开发及在300MWe核电厂上的工程验证
- 孙承武
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了美国西屋公司APA程序系统的技术特点和开发难点，及独立开发该程序包后并应用在300MWe核电厂的工程验证结果。并根据对程序计算结果和核电厂测量结果的偏差分析，表明APA程序系统的独立开发是成功和可靠的。为APA程序系统的进一步应用打下良好的基础。
68.Krylov子空间方法在输运计算中的应用研究
- 肖锋;卢浩亮;吴宏春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：传统的中子输运方程特征值问题一般采用源迭代求解方法进行求解，该方法由为内迭代和外迭代两个过程组成，其中内迭代过程一直以来采用的都是Gauss-Seidel一类的定常迭代方法。本文将Krylow子空间方法中比较有效率的广义极小残余算法(Generalizcd MinimalRESidual algorithm)应用于内迭代求解过程，取代原有的Gauss-Seidel方法，计算结果表明，该方法简单有效，在同样的计算精度下，减少了计算时间。
69.基于MC方法的反应堆燃料组件参数非均匀计算研究
- 项骏军;周永强;吴宏春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：组件均匀化参数计算是反应堆物理设计计算的基础，传统的组件参数计算方法都是经过栅元均匀化和组件均匀化两步计算，对栅元进行均匀化近似会引入误差。本文研究了基于蒙特卡罗方法的组件参数非均匀化计算方法，对组件栅元直接进行非均匀计算，从而获得组件参数，提高了组件参数的计算精度。
70.基于通量展开节块法的六角形时-空动力学方程数值解
- 夏榜样;谢仲生;咸春雨;姚栋
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：提出了一种基于节块内瞬态中子通量展开的六角形几何时。空动力学方程数值解法。在该方法中，各群中子通量分布用解析基函数和二阶正交多项式近似展开，而包含各组缓发中子先驱核浓度的固定源项则利用多项式进行近似。面平均偏流及其一次矩作为节块之间的耦合条件，不但明显改善了节块耦合关系，而且使得响应矩阵技术比较容易地应用于迭代求解过程。对二维、三维基准问题计算表明，该方法能高效、准确的给出各时间步内的堆芯总功率和节块功率分布。
71.三维堆芯节块程序中控制棒尖齿效应修正方法的应用研究
- 司胜义
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了三维堆芯节块程序中的控制棒尖齿效应(Rod CuspingEffect)的起因，以及国外近年来有关控制棒尖齿效应的修正方法的研究成果;然后在三维节块程序SHANG的基础上，应用了几种典型的控制棒尖齿效应修正方法并考察其相应的修正效果。数值计算结果表明，相关的修正方法都可以明显地降低甚至基本消除控制棒地尖齿效应。
72.中国实验快堆物理计算误差分析
- 李泽华
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文采用CEFR反应堆理论计算的方法对施工设计阶段堆芯的零功率模拟实验进行了理论分析，据此给出了CEFR物理计算结果的误差。
73.蒙特卡罗方法在重水堆超栅元计算中的应用研究
- 夏凌志
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文应用蒙特卡罗方法对秦山三期重水反应堆超栅元进行了数值模拟研究，得到了调节棒超栅元的相关截面群常数，并与DRAGON程序的计算结果进行了比较，验证了计算的正确性;另外，通过对调节棒超栅元结构的变化进行数值模拟，得到了相关结论，为调节棒结构的设计变更提供了重要的参考依据。
74.秦山第三核电厂堆芯调节棒系统变更设计的物理分析
- 杨波;廖承奎;陈明军;苗富足;孟智良
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文应用重水堆燃料管理软件包对秦山第三核电厂CANDU-6重水反应堆堆芯进行了数值模拟研究。rn 针对其中堆芯调节棒系统由钴调节棒系统代替原不锈钢系统的更改设计问题，成功地应用重水堆燃料管理软件包进行了堆芯物理计算。本文的物理设计计算包括了反应性价值计算、功率和通量分布计算、功率裕量计算、停堆再启动及补偿反应性模拟计算。从堆芯核设计角度，论证了堆内调节棒机构设计变更的可行性和可靠性。
75.燃耗信任制在CNP1000设计中的应用
- 崔士钢;廖承奎
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了两种燃耗信任制BUC(Burnup Credit)核临界安全分析方法在CNP1000乏燃料贮存池设计中的初步应用。有别于“传统”的、不考虑燃料燃耗效应的核临界安全分析方法，燃耗信任制在乏燃料储存池或运输容器的设计中考虑了燃料的燃耗效应，重新评估燃料储存安全程度的方法和手段。计算分析表明:采用BUC分析方法，能够在保障安全的前提下使得乏燃料贮存池或运输容器的设计更加紧凑，从而大大提高乏燃料贮存或运输的经济性。
76.有温度反馈时超临界瞬变求解方法分析
- 陈文振;黎浩峰;朱波;陈志云
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：考虑有温度反馈反应堆瞬发与缓发超临界过程的变化规律。对点堆中子动力学方程的解进行研究，给出不同的分析模型，对原有的和新的求解方法进行了比较分析，发现了一些问题，并确定了这些分析模型和方法的正确性和适用范围，给出一些有益的结论。
77.三维离散纵标中子输运稳态及瞬态动力学计算研究
- 刘启伟;周永强;吴宏春
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：基于著名输运程序DOT4.2，开发了三维离散纵标中子输运稳态及瞬态动力学计算程序。对瞬态中子输运方程中的时间变量的离散采用直接的无条件稳定且具有高精度的全隐式向后差分格式。通过对TAKEDA基准题及输运瞬态基准题的校验计算表明：该三维稳态程序能准确地给出有效增殖系数以及各区的区域平均中子通量密度;三维瞬态程序的计算结果和参考值吻合良好。本三维程序可以为复杂反应堆堆芯的临界计算和瞬态动力学特性分析提供一个有效而准确的分析工具和手段。
78.MC方法在反应堆初级中子源计算中的应用尝试
- 李亢;钟友琴;黄锦廷
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：反应堆在装料、停堆、启堆至临界过程中，都需要用堆外的探测器对反应堆进行实时监督。本文以300MWe反应堆为模型，详细模拟了从堆芯到一次屏蔽强的几何和材料，探索了初级中子源的源量程中子探测器计数率计算的方法。本文介绍了用蒙特卡罗程序计算源量程探测器计数的一种可行办法。
79.解析节块法收敛性问题初步研究
- 李志勇;张少泓;赵荣安
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：中子扩散方程有限差分方法，已在理论上证明数值迭代收敛性。但节块法一直未在理论上证明其数值收敛性。本文使用解析节块法(ACM)，构造一维单群情况下特殊计算条件，出现迭代不收敛现象，在某些特定情况下，则收敛到高阶谐波。由于解析节块法(ACM)迭代过程中，迭代矩阵引入迭代变量keff,使其迭代过程为非线性。迭代矩阵失去了有限差分迭代矩阵所具正定等性质，因而出现不收敛或收敛到高阶谐波的现象。
80.基于非结构网格的中子输运方程的计算方法研究
- 吴宏春;曹良志;巨海涛;卢浩亮;刘国明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文针对非结构网格下的中子输运方程求解方法进行了研究，推导了Pn有限元，Sn有限元，三角形穿透几率方法，和三角形节块方法的计算模型，并分别研制了相应的计算程序，利用基准题进行了验证，分析比较了各个方法的优缺点。
81.扩散方程计算反应堆控制棒价值的误差的处理方法
- 高振家;李富;胡永明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文展示和分析了采用扩散方程相对于输运方程在计算反应堆控制棒价值中产生的误差。同时给出了控制棒的临界黑度值，当控制棒的黑度值超过临界的时候，由扩散方程计算得到的结果应当予以修正，甚至只能用输运方程计算。最后，文章给出了处理扩散方程误差的一种方法。
82.燃料管理策略的改进对RPV中子注量影响的评价
- 梅其良;王丽华;孔德萍;廖泽军
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：RPV是核电厂反应堆中的一个关键部件，在电厂寿期内必须确保RPV不失效。本文的目的是分析不同的燃料管理策略对RPV中子注量的影响，找出对RPV影响较小的燃料管理策略，为燃料管理策略的实施提供佐证。
83.压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究
- 石秀安;胡永明;刘志宏;周志伟;张家骅;包伯荣
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：以大亚湾压水堆为参考堆芯，对压水堆钍利用作了可行性研究。使用WIMSD5/SN2D/NGFM-N系统进行钍铀燃料循环物理计算，从现有压水堆平衡堆芯出发，逐渐换入含钍新组件。分别研究了不同富集度和体积份额下的钍铀分离燃料组件均匀堆芯，以及钍铀均匀燃料组件和全铀组件的混合堆芯;根据结果分析，对压水堆钍利用的研究提出建议。
84.CANDU堆高性能稍加浓铀燃料的换料管理研究
- 陈明军;张少泓;唐炯然
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本论文的目的是研究秦山三期CANDU-6机组高性能稍加浓铀(CANFLEX-SEU)先进燃料的换料管理策略。研究中，对0.9％-1.3％的各种浓缩度稍加浓铀燃料进行2区时均模型计算，分析和比较它们的可操作性、安全性和经济性，确定1.15％为CANDU-6反应堆稍加浓铀燃料的最佳浓缩度。并对最佳浓缩度的CIANFLEX-SEU燃料进行10区时均模型精细计算，确定平衡堆芯的换料速率，功率分布和卸料燃耗等特性参数。通过深入研究和计算分析，找到了过渡堆芯的换料方案：通过首次过渡换料采用标准6棒束方式，第二次过渡换料采用标准4棒束，以及适当的37-NU燃料和CANFLKX-1.15％SEU燃料的混合使用，可以实现从目前的37-NU燃料向CANFLEX-1.15％SEU燃料的平稳过渡。
85.特征统计算法用于平衡循环换料优化问题
- 刘志宏;石秀安;王炳衡;施工;胡永明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：简要介绍了课题组针对压水堆堆芯装料优化问题所开发的新的全局优化算法——特征统计算法。通过引入快速局部调整等方法对特征统计算法进行了改进，并针对平衡循环换料优化问题修改了优化程序，对大亚湾核电站第1机组反应堆18个月平衡循环换料进行了优化。所得到的结果验证了CSA_DYW程序在求解平衡循环优化问题上的性能。
86.压水堆核电厂堆芯功率分布松弛轴向偏移控制研究
- 李向阳
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文确定了压水堆堆芯功率分布松弛轴向偏移控制(RAOC)的设计和分析模型，并以秦山第二核电厂一号机组第三循环为对象进行了RAOC分析研究。采用RAOC控制策略和CAOC控制策略进行参考日负荷跟踪，结果表明：采用RAOC控制策略除了简化技术规范从而减少控制棒动作之外，还在减轻了硼系统负担、增加了空转备用能力、增加了返回功率能力等几个方面具有优势。
87.格林函数节块法对秦山二期堆芯物理在线仿真结果的校验
- 赵禹;刘同先;曹欣荣
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文采用格林函数节块法程序NGFM对秦山二期一号机组反应堆的第一循环堆芯功率分布进行了计算，计算结果与现有的仿真结果进行了对比。该程序计算速度快，精度高，可作为堆芯物理在线仿真方法，对提高在线仿真的精度有重要意义。
88.CARR全堆芯扩散计算
- 吕征;孙志勇;沈峰;肖诗刚
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：本文采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)进行计算，计算采用基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型，通过对选定的换料方案进行堆芯第1～3炉的临界计算，得到了各炉初末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用隐式燃耗方法模拟了CARR堆芯燃耗过程，得到了堆芯燃耗分布，分析了堆运行过程中产生的裂变产物份额并给出了中毒反应性效应。确定了CARR的基本物理特性参数，完成了CARR物理详细设计工作为CARR最终安全分析报告的编写以及将来的运行提供必要的数据。
89.船用核动力装置功率运行时反应堆短周期事件研究
- 于雷;郝亚雷
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：船用核动力装置功率运行时，在主泵低速切换至高速、自然循环转强迫循环、核动力装置快速升负荷过程中，反应堆均会出现短周期事件;利用研制的反应堆三维两群时空动力学程序、热工水力耦合程序、反应堆及主冷却剂热工水力计算程序等工具对这些短周期事件进行计算分析，探讨这些工况下反应堆的短周期对保护系统相关参数设置及运行安全的影响。
90.聚变堆混和球床包层概念设计
- 贾小波;杨永伟;周志伟;经荥清;冯开明
- 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议》 | 2006年
摘要：在聚变堆初步概念设计的基础上，针对固态包层设计路线，提出了一个先进的氮冷固态包层概念。rn 设计采用Be12Ti、Li2TiO3混和球床，物理和化学相容性好;采用SiC作为结构材料，提高耐高温性能，可以提高He气出口温度，较大程度提高热效率，并且提高中子学性能。通过初步计算，结果表明，最佳6Li富集度在30％～80％范围，最佳Be12Ti/Li2TiO3体积比在2～4范围，全堆氚增殖率能够达到1.194。后续工作需要进一步进行优化结构设计和热工水力设计。