在全球能源转型的关键阶段，核能作为高效低碳能源的重要性日益凸显。核反应堆堆芯物理分析技术是保障反应堆安全运行的核心，但我国长期依赖进口软件与数据库，现已成为核电技术自主化发展的“卡脖子”难题。西安交通大学核科学与技术学院吴宏春教授领导的核工程计算物理团队(NECP团队)通过二十余年攻关，开展深入研究，成功实现基于国产核数据库、从核数据库制作到堆芯物理分析的全过程软件国产化，相关成果发表于《中国科学·技术科学》杂志，为我国核电技术自主化奠定了坚实基础。

堆芯物理分析的源头基础是不同能量中子与堆内材料原子核发生核反应的概率(核反应截面)以及发生核反应后次级粒子的能量、角度分布等数据，其源头依赖评价核数据库。国际上的评价数据库如美国的 ENDF/B、日本的JENDL等长期主导市场，我国虽有自主的评价数据库 CENDL-3.2，但缺乏轻水热散射律等关键数据。评价核数据库并不能直接用于堆芯物理分析，需要使用专门的核数据处理软件加工成堆芯物理分析软件所需的堆用核数据库，而我国长期以来主要依赖国外的核数据处理软件，堆用核数据库精度受到制约，影响核反应堆的安全性和经济性。NECP团队自主研发了核数据处理软件NECP-Atlas，补充了CENDL-3.2评价核数据库缺失的轻水热散射数据，并制作了后续核反应堆堆芯物理分析软件使用的多群核数据库。

基于自主的堆用核数据库, NECP团队研发了压水堆堆芯物理分析软件Bamboo-C，具备方形和六角形燃料组件堆芯计算能力, 能够实现堆芯稳态和瞬态、堆内和堆外探测器响应等工业应用分析。截至目前, Bamboo-C软件已累计服务我国各类堆型核电厂共238个运行循环，覆盖54%核电机组，生态环境部核与辐射安全中心将其中的堆芯分析软件选为国内唯一的国产替代的审核标准软件。基于自主研制的核数据库，NECP团队利用Bamboo-C对我国现役的华龙一号、M310及其改进型、VVER1000等代表性堆型进行了堆芯分析, 给出了临界硼浓度、温度系数、控制棒价值、组件功率分布等反应堆启动物理试验、功率运行期间测量的堆芯关键安全参数分析结果，结果误差均满足工业应用的限值要求。以上研究成果标志着NECP团队首次实现了堆用核数据库制作、堆芯物理分析全过程技术的国产化应用。

华龙一号第一循环临界硼浓度与测量结果误差

华龙一号第二循环临界硼浓度与测量结果误差

成果以《核反应堆堆芯物理分析技术自主化研究及在商用压水堆中的应用》为题发布在期刊《中国科学·技术科学》。该论文第一作者为西安交通大学核科学与技术学院吴宏春教授，研究获国家自然科学基金重点项目（12075183）和国家重点研发计划（2022YFB1902600）资助支持。

原文链接：https://www.sciengine.com/SST/doi/10.1360/SST-2024-0176

团队主页：http://necp.xjtu.edu.cn/