本文選題：堆內(nèi)構(gòu)件發(fā)熱率 + 離散縱標(biāo)方法��； 參考：《核動力工程》2014年S2期

【摘要】：采用三維離散縱標(biāo)(SN)方法程序TORT計算了CAP1400核電廠堆內(nèi)構(gòu)件發(fā)熱率,并將計算結(jié)果與蒙特卡羅(MC)方法程序MCNP以及兩維SN方法程序DORT計算結(jié)果進行比較。在針對反應(yīng)堆模型進行屏蔽設(shè)計時,需求解固定源問題,應(yīng)用西屋公司開發(fā)的SORCERY程序?qū)in by pin堆芯功率分布轉(zhuǎn)換為三維源分布。由于CAP1400反應(yīng)堆模型較大,固定源的制作會消耗大量的計算機硬件資源,同時也會超出SORCERY程序本身的計算規(guī)模限制,為此開發(fā)了外源制作輔助程序PSOR,使TORT程序適用于CAP1400等大規(guī)模工程問題的計算。
[Abstract]:The heating rate of nuclear components in CAP1400 nuclear power plant is calculated by using the three-dimensional discrete longitudinal marker (TORT) program. The calculated results are compared with the results obtained by Monte Carlo method (MCNP) and two dimensional SN method (DORT). In the shielding design of reactor model, the fixed source problem is solved. The SORCERY program developed by Westinghouse is used to transform the power distribution of pin by pin core into three-dimensional source distribution. Because of the large model of CAP1400 reactor, the production of fixed source will consume a lot of computer hardware resources, and it will also exceed the calculation scale limit of SORCERY program itself. In this paper, an auxiliary program PSOR is developed, which makes the TORT program suitable for the calculation of large scale engineering problems such as CAP1400.
【作者單位】： 上海核工程研究設(shè)計院;
【分類號】：TM623;TL329.2

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本文編號：1944313