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中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会

召开年：1998
召开地：昆明
出版时间： 1998-10

主办单位：中国核学会

会议文集：中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会论文集

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1.秦山二期核电厂1／4堆芯年换料(32／28盒交替）燃料管理设计初步研究
- 宁建华;程和平
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文给出了秦山二期核电厂1／4堆芯年换料的燃料管理方案，采用32／28盒燃料组件交替换料的方式，减少换料组件数，提高了燃料经济性。
2.采用IFBA燃料组件的长周期、低泄漏堆内燃料管理设计的初步研究
- 程和平;高占英
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：为了适用IFBA组件的计算，该文改造了从法马通引进的ARMEL和TRISTAN程序。完成了采用IFBA组件的长周期。低泄漏堆内燃料管理设计。给出了6个循环的循环长度、各种比燃耗、慢化剂温度系数、堆芯F<,ΔH>和F<,Q>等堆芯特性数据。
3.钍燃料循环高温气冷堆烧钚研究
- 经荥清;许云林
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文讨论了球床式高温气冷模块堆（HTRmodu1e）和钍燃料循环的优点。为了减少钚在世界上的贮量，在高温气冷模块堆中运用钍燃料循环，其中钚用作裂变材料。对于多种重金属含量和加浓度的燃料元件，作了堆平衡态的计算和物理特性分析，当燃料球重金属含量大约大于11克时，平衡堆芯具有负的温度系数；并且球在正常运行和失冷事故情况下，燃料球的最高温度低于1500℃。因此，上述方案的可行性得到了研究。
4.燃料管理研究中的若干问题
- 李尔康
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
5.一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法
- 陈昌友
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：点堆中子动力学方程组是一个刚性常微分方程组，该文使用中子密度一阶泰劳多项式分段近似技术，给出一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法并采用全隐格式以克服方程组的刚性同时确保解的必要精度。数值结果表明：在该文提出的隐式一阶多项式近以下，对给定的反应性输入是能够取得足够精确的结果，当包括作为中子密度函数反馈情况在内的反应性给定时，对于求解反应堆动力学问题，该文方法能给出一个简洁的的计算过程。
6.中子—r耦合多群截面库NVITAMIN-C的研制
- 王耀清
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：在完善中子-γ耦合群常数程序系统NMA（NIOY一MILERC一AMPX）基础上，用ENDF／B-6及CENDL-2等新的评价核数据库，计算了30个核的171群中子，36群γ截面库，初步建立了新的中子-γ耦合多群截面库NVITAMIN－C，并包含中子和γ的Kerma因子及辐射损伤能量产生截面，可供屏蔽设计及聚变堆研究设计计算使用。
- 中子-γ耦合群常数程序系统;
7.CITATION程序在VVER堆型六角形几何的二维中子扩散计算中的应用
- 陈昌友
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文应用CTTATION程序及其作者对它的扩展功能，对VVER堆型计算二维六角形系统下中子扩散问题，并以VVER-440和VVER-1000两个二维基背信弃义准题为例作了数值计算，数值结果表明：该文给出的计算，无论从K<,eff>的相对误差还是从堆芯组件的最大平均相对功率误差来说都达到了工程上精度的要求，因此，可以用于连云港的VVER-1000堆芯设计的计算。
- CITATION程序;
8.中子输运方程SP<,2>方法稳定性分析
- 袁光伟
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文将研究中子输运方程SP<,2>方法，证明了具有Marshak条件和反射条件的一维问题的稳定性。
- 中子输运方程;
9.长循环、高燃耗燃料管理实施策略--国外大型压水堆核电厂实例分析
- 程平东
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文通过VANDELLOS--Ⅱ、敦贺2号、法国900MWe机组等国外大型压水堆核电厂实例分析，讨论了长循环、高燃耗燃料管理实施策略。
- 堆芯燃料管理;
10.HTR-10高温气冷实验堆工艺系统辐射源强及屏蔽计算
- 刘原中;杨铃
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文介绍了HTR一10高温气冷实验堆与氦冷却剂相关的工艺系统各设备中辐射源强的计算方法和计算结果，以及对这些设备进行屏蔽所采用的计算方法和计算结果。计算结果表明由于HTR一10采用包复颗粒燃料，4层包复层对燃料中的裂变产物有极强的阻挡能力，因而氢冷却剂中的放射性后度较低。从而工艺系统各设备中的辐射源强也较低。即使对这些设备不进行附加的屏蔽。大多数设备在设备外表面的辐射剂量率也不很高。这给对HTR一10工艺系统各设备的检修和维护带来了较便利的条件。此外对于这些设备所在的房间进行整体屏蔽所需的屏蔽层厚度也不大，10～20cm厚混凝土则可。建筑物结构设计所要求的厚度就能满足这个要求。
11.GARR堆芯容器中子注量的计算
- 蒋群蕾
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文通过对CARR堆芯容器中子注量的三维蒙特卡罗计算，为选择堆芯容器的材料和预估该容器的使用寿命提供依据。
12.CENDL-2．1的基准检验
- 刘萍
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：运用NJOY94．105程序系统将微观评价库CENDL-2. 1，ENDF／B-Ⅵ，JEW-2.2和JENDL-3. 2制作成WIMS69群库，用WIMSD5A程序计算了TRX-1等5个栅元热堆基准装置的k-eff，栅元反应率比，计算了ROWLAN单个栅元的K-inf，K-eff及反应率。结果表明，CENDL-2的k-eff的计算结果好于其它库的计算结果。
13.中子——r耦合多群截面库NVITAMIN-C的研制
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
14.微型反应堆低浓化的研究
- 李德江
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文提出了在微型反应堆（简称“微堆”）现有结构的基础上，给出选用<'235>U富集度为19.9的UO<,2>，燃料替代高浓铀-铝合金燃料堆芯的理论计算方案。低浓铀堆芯保持高浓铀堆芯固有安全性，及结构简单、操作灵活方便基本特点，可以达到与目前微堆接近的物理性能。该文为商用微堆达到寿期后更换堆芯提供了有应用价值参考数据。
15.紧凑堆芯核设计中若干问题的讨论
- 肖诗刚
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文讨论了紧凑堆芯核设计中若干物理热工问题，并结合CARR核设计，对于燃料组件结构、燃料芯体的铀密度和<'235>U富集度对堆芯物理特性的影响以及燃料管理诸方面进行了分析和讨论，提出解决这些问题的途径。
16.大亚湾与南非Koeberg核电站运行经验交流一燃料管理专题
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
17.大亚湾核电站换料堆芯装载设计要求与限制
- 章宗耀;咸春宇
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：根据大亚湾核电站两座反应堆第四、第五循环堆芯换料设计的实践，该文从安全性和经济性的角度详细讨论了该核电站换料雄芯装载设计中所必需遵守的一般限制和特定限制及要求。
18.大亚湾核电站换料信息检验及燃料组件建库程序
- 王英明
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该程序是专供大亚湾核电站堆芯换料设计质量保证而设计。它能检验换料信息。保证它的正确性；能生成本循环的换料文件和装载文件，由它们可以分别主成换料图和装载图；能对装堆组件编码进行检查，是否有烧过三个循环以上的组件或己报废组件等；能生成燃料组件库。库中包含所有装堆运行过的组件，给出每个组件的运行史，其中包括这个组件是从那个循环装堆、卸堆燃耗的理论计算值和测量扩展值、在堆芯的位置以及简要说明等。
19.压水堆核电站采用含钇可燃毒物长寿期堆芯燃料管理方案研究
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
20.岭澳核电站1／4堆芯燃料管理设计初步研究
- 高占英;程和平
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：以大亚湾核电厂反应堆为参考堆芯，进行了1／4堆芯年换料二种方案研究。给出了燃料管理设计计算的结果和比燃耗、慢化剂温度系数、功率峰值因子等堆芯特性参数。
21.应用硼硅酸盐玻璃可燃毒物实现秦山再装载堆芯低泄漏设计的可行性分析
- 程平东
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文利用现成的资料分析了应用硼硅酸盐玻璃可燃毒物实现秦山核电厂再装载堆芯低泄漏设计的可行性。分析表明：对于换料富集度提高到3.4w／o采用1/3换料的堆芯，在合理的功率峰约束下，平衡循环仍可获得有意义的正增益：即使在关于功率峰的极端约束下，过渡循环也有明显的效益。
22.聚变实验嬗变堆包层中子学概念设计研究
- 吴宜灿;陈义学
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：基子聚变实验装置（JET）及其物理实验己达到的D-T等离子体参数水平，在一维燃耗计算和分析的基础上，给出了氚自持、年可处理7个左右标准压水堆（3000MWt年产的长寿命钢系元素和一定数量裂变产物的聚变实验嬗变堆包层初步的中于学概念设计方案。这种包层可设计成超长寿命并具有好的安全性和经济性。
23.临界装置中温度效应和共振自屏效应对积分检验的影响
- 谢文胜
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文通过对不同温度下和不同共振自屏因子下的中子截面的计算比较，及对一组含铀临界装置的中子有效增殖因于和反应率的计算比较，研究了在这些装置中中于参数的温度效应和共振自屏效应对积分实验的影响，分析表明：对以快中子为主要成分的装置，温度效应的影响很小，基本可以忽略，而共振自屏效应的影响一般不能忽略。
24.CARR堆芯容器积分中子注量的计算
- 蒋群蕾
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文通过对CARR堆芯容器积分中子注量的三维蒙特卡罗计算，为选择堆芯容器的材料和预估该容器的使用寿命提供依据。
25.一种利用非线性迭代的节块方法
- 傅学东;薛小刚
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：提出了一种新的用于燃料管理计算的两群节块方法。使用了非线性迭代方法。在计算耦合修正因子时，采用了解析方法，减化了计算过程。相对于常规的节块方法，这种非线性节块法不但减少了所需计算内存量，同时也提高了计算速度。
26.压水堆换料计算中的节块法
- 薛小刚;傅学东
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：压水堆换料设计中，广泛使用两群节块方法解中子扩散方程，该文给出节块方法解方程的新的途径，采用分离热中子方程的技巧，在保持两群精度的情况下，提高了计算的速度。
27.中子输运方程SP2方法稳定性分析1
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
28.FCSC程序及其在工程设计中的应用
- 李春槐;程和平
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：FCSC程序是一自编源项程序，可以计算和给出正常工况和事故工况下堆芯部件裂变产物和活化产物源项以及主回路和辅助回路系统各设备裂变产物和腐蚀产物源项。该文比较详细地介绍了FCSC程序的物理模型、数学方法及其在工程设计中的应用。该程序具有比较丰富的功能、比较大的灵活性和比较高的计算效率。该程序业已广泛用于核电站、核动力装置、实验堆和其它核装置屏蔽设计、三废处理和环境评价源项计算。
29.空间核反应堆中子物理特性研究及其优化设计
- 柯国土;刘振华
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
30.过剩武器级裂变材料的处理与裂变能源的持续发展
- 刘成安
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：在核裁军过程中，美俄两国除了弹头中留存的裂变材料外，大量过剩武器级裂变材料急待处理。这些材料的处理，直接涉及到防止核武器扩散和裂变核能源持续发展的方向问题。该文从过剩武器级裂变材料的合理应用，防止核武器扩散和提高铀资源利用率上，分析了裂变能源持续发展的堆型所应具备的功能，并给出了一个可能堆型的算例。
31.加速器驱动模块式快中子反应堆
- 张玉山;赵守智
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：介绍了加速器模块式快中子反应堆ＣＡＤＭＦＲ的初步方案，给出了该堆各项物理参数的计算结果。并对计算结果进行了分析和讨论。该文指出，由ＣＡＤＭＦＲ的计算结果可以得到如下结论，即快中子次临界反应堆在加速器驱动下运行时，可以有此临界反应堆更大的增殖比。从而在佳化的燃料、增殖材料布置下，ＣＡＤＭＦＲ可以设计成以增殖核燃料为主要目的的模块堆。另外，该文指出，在适当的燃料、增殖材料、ＭＡ锕系元素的堆芯布置下，ＣＡＤＭＦＲ可以设计成为嬗变长寿命锕系元素核废料为主要目的的模块堆。这种驱动式快堆从根本上克服了临界快堆掺ＭＡ多时，动态性能变差的缺点。
32.加速器驱动次临界装置的燃耗分析
- 刘桂生;赵志祥
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
33.堆芯换料设计中采用象限燃耗倾斜对象限功率倾斜超差的抑制
- 张洪;咸春宇
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文介绍了大亚湾核电站的象限功率倾斜超差现象，以及法国EDF（E1ectricitedeFrance）核电站和美国西屋公司设计核电站的象限倾斜现象，探讨了引起该种现象的原因，介绍了由此引起的补充安全分析的方法，最后就一、二号机第四循环换料设计中采用象限燃耗倾斜来抑制象限功率倾斜的方法作了描述，并对于用该方法后得到的实测结果进行了分析。
34.CITATI0N程序在VVER堆型六角形几何的二维中子扩散计算中的应用
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
35.FWLC计算程序研制
- 胡刚;冯开明
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文以中国实验混合堆FEB为基础，根据第一壁的结构形状、组成材料及工作环境。研制了一套可用计算和分析第一壁使用寿命的程序FWLC。该程序简化了第一壁的结构计算模型，计及了结构材料的屈服强度在强度辐照条件下的改变和结构材料的各种特性随温度的变化。在分析了材料的屈服强度和抗拉强度、延展性、持久强度、疲劳寿命和中子辐射引起的He脆裂特性之后，研究人员得出了第一壁在不同工作环境下的寿命变化曲线。初步的应用显示了该程序可用于分析和预测聚变堆第一壁的使用寿命。
36.关于移植PENEL0PE软件包的报告
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
37.有关PENEL0PE软件包的应用实例
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
38.托卡马克实验混合堆FEB嬗变MA可行性研究
- 冯开明;胡刚
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：研究了在聚变实验混合堆FEB设计中，嬗变长寿命放射性少钢系（MA，MinoTActinideS）核废物的可行性，应用改进的一堆中子输运和燃耗计算程BlSON3.0，完成了嬗变中子学与核素贫化计算。研究了核废物的嬗变率与辐照时间、包层厚度和废物装载量的关系，并对系统有关参数的选择进行了优化设计。结果表明，该设计（MA+PU）可年嬗变处置来自55座相同功率的PWR卸出的MA核废物，同时输出热功率54GW（th)。
39.长循环、高燃耗燃料管理实施策略一国外大型压水堆核电厂实例分析
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
40.先进轻水堆的经济目标与我国300MWe压水堆燃料管理策略研究
- 程平东;沈炜
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文概述了先进轻水堆的经济目标和堆芯燃料管理设计要求，在分析现状、发掘潜力的基础上，针对中国300MW压水堆核电厂的特点，研究了改进雄芯燃料管理的策略和方法，提出了实现18个月和更长换料周期、加深卸料燃耗以提高电厂经济性的途径。
41.秦山核电厂改用3．4％燃料组件后堆芯燃料管理策略的初步研究
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
42.压水堆象限功率倾斜研究
- 姚增华
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：根据大亚湾核电站实测数据及EDF提供的某些数据，从反应性平衡方程出发；应用核设计软件分析研究引起象限功率倾斜比超限的根本原因。针对此根本原因提出了降低三环路压水堆核电站换料堆芯象限功率倾斜的方法，并在大亚湾核电站换料设计中得到证实。发展了一种模拟象限功率倾斜的数值模型及预测换料堆芯象限斜比的方法。与实测数据相比，预测值的精度是令人满意的。
43.中国先进研究堆物理设计中少群参数计算方法的讨论
- 辛锋
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文介绍了在中国先进研究堆的物理设计中，利用WIMS-D4程序不同几何模型计算少群参数的方法，并对结果进行了比较和讨论。
44.MCNP在微型反应堆的应用
- 夏普
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：McNP3B程序是一个大型的多功能蒙特卡罗程序，主要应用于屏蔽设计和应用孔道的设计，也可应用于某些临界装置的设计计算。该文介绍了应用MCNP3B程序对商用微型反应堆的某些静态物理参数的计算，包括反应堆有效增殖因子K<,eff>，控制棒的反应性价值，上部铍反射层反应性价值等参数的计算，并将计算结果与实验结果比较。可以认为MCNP3B程序能用于小型反应堆的物理设计工作中。
45.中国实验快堆（CEFR)物理设计
- 李泽华;唐忠梁
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文给出中国实验快堆（CEFR）的临界特性、堆芯装载和布置，反应堆的功率分布，控制棒价值，反应性平衡，动态参数，反区性系数和换料方案等物理特性。在满足核设计准则和其他有关准则的基础上，提供一个佳化的堆芯中子学设计，为反应堆的安全运行提供理论依据，并作为其他有关项目设计的依据。
46.二维非定态中子输运方程的间断有限元法
- 傅连样
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文主要介绍了求解二维非定态中子输运方程的间断有限元方法，并给出了一些计算结果。
47.二维时间离散中子输运方程的特征线性质与对称性
- 阳述林
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文针对二维多群中子输运方程的时间离散形式，求解特征线方程并研究其特征线性质，给出时间离散方程一维球对称性的定义，最后证明该方程在一定条件下满足对称性。
48.三维圆柱几何格林函数节块法
- 胡永明;赵险峰
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文发展了三维圆柱几何中子扩散方程格林函数节块法。首先通过横向积分将中子扩散方程化为三个互相耦合的一维偏通量方程，对于径向偏通量方程，将径向扩散微分算符分解为平板几何的扩散微分算符和一个修正项之和，将修正项移到方程右端作为修正源项。再借助平板几何第二类边界条件格林函数，建立偏通量积分方程，方程推导中，对圆柱形曲面几何的线积分和横向积分均需对相应的广义线元作积分，对于修正源项，通过分部积分方法将偏通量导数转化为格林函数的导数。通过源迭代法求解方程。基准计算表明，该计算精度高、速度快，成为三维圆柱几何堆芯设计和燃料管理计算的有效方法。
49.中子输运方程SP2方法的并行计算1
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
50.中国实验快堆提升机斜通道泄漏中子横向散射对二次钠活化的影响计算
- 方邦城
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：以VITAMIN-C库为母库并群成29中子群的CF一44库，再用输运程序DOT3．5及MORSE计算快堆堆芯中子通过提升机通道泄漏，并横向多次散射进入中间热交换器而活化二次钠的强度。
51.空间堆屏蔽设计任务及特点
- 刘振华;柯国土
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
52.反应堆数值计算新程序的介绍
- 沈姚崧
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：对近来新完成的ADVBiSON程序进行了介绍，该程序能用于加速器驱动的反应堆中子学的研究和放射性衰变的研究，该程序带有一个包含271种核的22种中子截面库和完整的光子截面库，还有近600种核的衰变数据库。该程序还带有热工--水利计算。
53.压水堆核电站采用含钆可燃毒物长寿期堆芯燃料管理方案研究
- 邱清
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
- 压水堆核电站;
54.大亚湾与南非Koeberg核电站运行经验交流--燃料管理专题
- 徐秀芳
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：1997年11月10日～14日，生产部一行8人与南非Koeberg电站进行了为期5天的运行经验交流。
- 燃料管理;
55.关于移植PENELOPE软件包的报告
- 黄伟
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：PENELOPE是电子-光子簇射的Monte-Carlo模拟计算的软件包（F.Salvat，1996)能量范围为1keV-几百MeV；光子是用标准方法模拟的，电子、正电子是用混合算法模拟的，即硬事件的详细模拟与软事件的简化模拟相结合；有构造简单的几何软件包，使光子-电子能在由二次曲面构成的均匀体组成的物体中随机游走，在133微机上实现了PENELOPE的移植后，在模拟电子加速器和卫星空间辐射环境上得到了应用。
- 辐射输运;
56.中子输运方程SP<,2>方法的并行计算
- 沈智军
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文将研究中子输运方程SP<,2>逼近方程的并行差分格式，证明了一般并行差分格式的稳定性，用数值例子检验了一维和二维的并行格式，比较了格式的加速比，所使用的并行算法具有较好的可扩展性，并且与Ss方法相比，计算精度相近，但这里给出的格式的计算量少得多。
- 中子输运方程;
57.秦山核电厂改用3．4﹪燃料组件后堆芯燃料管理策略的初步研究
- 李惠云;黄灏
- 《中国核学会第七届反应堆数值计算与粒子输运学术交流会》 | 1998年
摘要：该文是为泰山300MWe核电厂改用3．4富集度燃料组件后堆芯燃料管理策略所作的初步研究报告，文中主要介绍了从第五循环起改用3．4富集度燃料组件至平衡换料各循环的各种换料方式，为了进行比较，同时还介绍了3．0和3．2富集度燃料组件的换料方式。给出了各种换料方式的堆芯装载方案、临界硼浓度、循环寿期、功率峰因子、慢化剂温度系数、组件平均卸料燃耗和最大卸料燃耗等主要参数。通过对这些参数的比较、安全性和经济性分析，为秦山核电厂确定改用3．4富集度燃料组件后堆芯燃料管理策略提供参考。