核电仿真机对核电厂运行、人员培训等起着重要的作用,而核反应堆堆芯中子通量分布的计算是构成全范围核电仿真机的核心内容之一,开发具有自主知识产权的堆芯中子物理计算软件包是实现核电全范围仿真机自主化的关键。本文从国内天然铀需求、乏燃料产生量的外在驱动力作为出发点,开展对核反应堆功率分布计算的研究,并为核燃料管理软件的开发打下基础。本文主要研究内容如下:(1)在国内首次系统性研究分析了中国2050年之前三代压水堆(PWR)的核燃料情景分析。采用“一次通过”模式仿真分析了2050年前我国核燃料需求量,定量的计算出三代压水堆核电站所需的铀资源、分离功、乏燃料、Pu和次要锕系元素的产生量,计算的结果对当前中国核燃料的需求和乏燃料的处理敲响警钟,有必要加快推进核燃料闭式循环的步伐;并从核燃料循环利用角度出发,指出压水堆和CANDU堆的配比数量关系。这些计算结论对研究堆芯中子物理的分布也具有比较强的背景意义。(2)开发了CoSGET(Core Simulator based on General Equivalence Theory)堆芯功率分布计算软件包。选择已安全运行39年的加拿大Pickering核电站作为研究对象对CANDU堆的空间中子通量分布进行研究。从理论上研究了以自然铀作为燃料的CANDU堆中子通量分布状态,而压水堆的乏燃料铀富集度的含量与其是相当的。模型采用两群理论(热中子和快中子),在笛卡尔坐标下选择先进节块法作为处理堆芯空间几何的方法,以等效均匀化理论为基础,提出采用中心网格有限差分法(Centered Mesh Finite Method)作为解耦节块平均中子通量和节块界面中子净流的方法,验证表明中心网格有限差分法在CANDU堆中的应用其综合误差在1%左右;采用幂法和SOR迭代法求取扩散方程的特征值和中子通量密度。迭代过程通过与内循环采用SOR法、外循环采用Wielandt结合源外推方法比较得出:本文采用的方法在运行速率和迭代次数上要好于后者;同时迭代过程也印证了SOR的松弛因子的选择对程序运行时间和迭代次数有着比较大的影响。合理的选择SOR的松弛因子将能有效降低迭代次数并提高运行效率。软件包建立了390个通道的细网模型,仿真分析了堆芯中子通量在反应堆的空间分布状况;并将细网模型过渡到粗网模型仿真分析了反应堆稳态状况下的等效均匀化参数(堆芯中子通量分布、扩散系数、吸收截面、裂变截面、不连续因子和反照率)。(3)针对Pickering核电站堆芯物理结构在动态方面考虑了12种扰动因素:调节棒、停堆棒、燃料棒温度、慢化剂温度、硼浓度、氙毒物、轻水控制区、冷却剂温度、冷却剂纯度、慢化剂纯度、慢化剂液面高度、通道换料、空泡效应,同时分别仿真分析了扰动因素对反应堆反应性的影响,最后得到堆芯满功率工况下的稳态功率分布,通过比较得出Keff误差为0.38%,全堆芯390个通道的满功率与热工水力计算的值误差为0.16%,功率分布在堆芯内部误差0.6%以内,外部偏差为1~2%,说明了本模型具有比较高的计算精度,可以作为CANDU堆仿真机的堆芯中子物理计算工具使用。