根据氙振荡产生的机理，按照燃耗步长来划分：在短步长条件下会产生物理氙振荡，在长步长条件下会产生数值氙振荡。研究发现，当燃耗步长增大到19 h，物理氙振荡的振幅最小，随着燃耗步长继续增大，表现为数值氙振荡，当燃耗步长27 d，数值氙振荡振幅最小。采用平衡氙方法强制使中子通量与氙浓度平衡，在堆芯物理计算程序(RMC)的输运模块中运用平衡氙方法对碘氙的浓度进行不断的迭代更新，在保证收敛的情况下抑制了氙振荡现象的发生。

KYCORE程序是中国核动力研究设计院开发的径向MOC（特征线方法）与轴向SN耦合三维中子输运程序。KYCORE将二维MOC与一维SN通过角通量实现高精度耦合,并通过粗网有限差分实现快速收敛,是目前可工程化应用于三维中子输运计算中精度最高的方法之一。介绍了2D/1D计算与加速理论,并通过与蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE三维中子计算的准确性与高效性。

热能区入射中子能量变化范围是1×10-5~5 eV，在这一范围内的中子能量与反应堆内材料靶核热运动的能量相当，中子与靶核的反应过程与其他能区截然不同。在该能区，需要考虑中子与堆内材料发生散射时，化学键、晶格结构以及分子热运动对反应过程的显著影响，对不同类型的材料，需要使用不同的理论方法和处理手段得到供输运程序使用的热化数据。基于热化数据处理的相关理论，研究了热中子散射数据的处理方法，同时在自主研发核数据处理软件RXSP中，开发了相应的核数据处理模块Thermc。在此基础上，使用Thermc模块基于ENDF/BVII.1核数据库加工得到热中子散射数据，经过与经典核数据处理软件NJOY的相应结果的微观比较以及若干宏观基准题检验，热化数据精度与准确性得到充分验证。

评价核数据库是反应堆物理分析的基础。调研了各个时期重要版本的评价核数据库ENDF/B-Ⅳ,Ⅴ.2,Ⅵ.8,Ⅶ.0,Ⅶ.1,用国际著名的核数据处理程序NJOY进行加工得到五组连续能量点截面库,对部分核素的微观截面进行比较,利用堆用蒙卡程序RMC进行临界基准检验。结果表明: 基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的连续能量中子截面库具有更高的精确度和良好的可靠性。

核电厂设计基准源项计算可为核电厂安全评审提供依据,同时也是辐射屏蔽计算的基础。基于压水堆堆芯、一回路和气载源项的研究基础,类比衰变常数引入了迁移常数和核反应常数的概念,进而总结了一体化计算上述源项中裂变产物源项的源项方程。针对源项方程变系数、大型、稀疏和刚性的特点,在时间离散近似的基础上,基于线性子链算法编写程序求解了上述方程。通过与典型压水堆工程文件对比,证明了程序的正确性和必要性。

钍基先进核能系统的发展对核数据提出了新的需求。钍铀循环关键核素的多群数据库是堆芯物理设计与分析计算的基础。因此, 基于权威核数据处理程序NJOY对ENDF/B-VII.1评价核数据库进行处理得到WIMS格式多群截面数据, 利用专用更新处理程序WILLIE得到WIMS格式数据库, 并利用多群堆芯计算程序WIMSD-5B对数据库进行了一系列临界基准检验, 结果表明: 基于ENDF/B-VII.1加工的WIMS库与“WIMS库更新计划”(WLUP) 的网站上发布的最新版本WIMS库的计算结果基本一致, 并且, 在16个钍铀循环基准题检验中, 新加工的WIMS库计算平均误差要比WIMSD5B程序的自带WIMS库的计算结果小0.225 3%, 精度更高, 可靠性更好。

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模, 由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术, 进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算, 采用193个核并行计算, 耗时268 s, 得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数, 验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性, 为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。

在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块 RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上, 研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比, 该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件, 利用重复结构热工反馈栅元展开技术, 可以实现物理-热工大规模几何模型的快速内部对应, 突破了以往核热耦合程序通用性的限制; 截面更新方面, 采用在线多普勒展宽法(OTF) 实现温度对中子截面的反馈作用。该方法只需加载0 K的截面库, 可以降低对计算机内存的需求, 提高计算效率。以单棒及典型压水堆PWR 17×17组件为例, 对核热耦合过程进行了稳态模拟分析, 结果证明了内耦合方法的可行性、正确性及高效性。