【摘要】：近些年來,核能作為一種兼顧清潔性與經濟性的新型能源,成為了現階段代替常規(guī)能源的重要途徑。國家在支持發(fā)展核電的同時,也對核電的安全問題愈加重視。從反應堆動力學的角度出發(fā),中子通量密度在偏離臨界狀態(tài)下的瞬態(tài)變化特性對反應堆的控制和安全運行是極其重要的,中子通量密度的實時仿真對反應堆運行過程中涉及到啟停堆、功率調節(jié)、冷卻劑管道的破裂、控制棒從堆芯中失控彈出等瞬態(tài)過程的參數監(jiān)測與事故分析都具有重要意義。并且,反應堆堆芯內中子動態(tài)學與熱工-水力耦合關系的復雜性是目前在堆芯仿真領域的難點。因此,本文從安全分析角度出發(fā),在對VVER-440反應堆的堆芯進行合理簡化假設的基礎之上,使用APROS Nuclear仿真軟件分別建立VVER-440型反應堆堆芯的中子動力學模型與熱工-水力模型,為了準確描述兩種模型之間的反饋效應,通過反應性系數對二者進行合理的耦合。最后,在該堆芯模型的基礎之上,建立與之相對應的控制棒控制系統(tǒng),并應用該模型對反應堆穩(wěn)態(tài)、啟堆與停堆的不同工況進行模擬仿真,最后,對其仿真結果進行分析研究。本文仿真內容主要包括以下三個方面:(1)在不同工況下,對快中子與熱中子通量密度的瞬態(tài)特性進行模擬。仿真結果與壓水堆堆芯內中子的實際情況較為吻合;(2)通過改變堆芯有效增殖因數k_(eff)改變堆芯功率水平,監(jiān)測控制棒控制系統(tǒng)的響應情況�？刂瓢艨刂葡到y(tǒng)能夠對不同的工況迅速做出合理的響應;(3)考慮到對堆芯系統(tǒng)反應性的控制,分別對反應堆啟堆與停堆兩種工況中堆芯內的中毒情況進行分析研究。堆芯模型內關于~(135)Xe,~(135)I,~(149)Sm與~(149)Pm濃度的計算結果與壓水堆堆芯的實際情況一致。本文基于APROS Nuclear軟件建立VVER-440反應堆的堆芯仿真模型與控制棒組件的自動控制系統(tǒng),驗證APROS Nuclear軟件對堆芯模擬結果的可靠性與精確性,為核反應堆堆芯內的功率瞬態(tài)監(jiān)控與其控制系統(tǒng)的設計提供了重要參考,為后期開展反應堆安全運行的相關工作奠定基礎。
【學位授予單位】：重慶大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2018
【分類號】：TL351.1
【圖文】：

要對系統(tǒng)內的中子通量密度使用一個合理的能譜，便可得到面，大量實踐證明，當能群的數目足夠多時，多群常數與堆何大小已經無密切聯系。因此，忽略中子通量密度與空間的群的圍觀群截面為，x=a , f , s,… ，x(E)代表能量為 E 的中子群的微觀截面值。x(E)的數值可到，由于在多群的情況下忽略了中子能譜 φ（E）與反應堆堆關系，因此可以使用目前廣泛使用的反應堆內熱中子的近似即，在高能中子區(qū)域（E>1MeV），中子能譜可以近似的用裂化能區(qū)，中子能量密度的能譜服從 1/E 譜分布。在熱能區(qū)，基。EEdEgExgx ()()1,

圖 2.2 少群常數的預處理流程 preprocessing flow of the few件中中，少群常數作為NOJY 軟件生成，在導入以下信息：（1）反應堆狀料組成、材料及其幾何芯結構組合物。最后，AP而完成對不同堆芯的中子模的基本理論進行了概述Nuclear 軟件的堆芯的中文中 APROS Nuclear 軟念與計算方法的介紹為

圖 3.1 質量數為 135 的裂變產物的衰變鏈Figure3.1 The decay chain of a fission product with a mass of 135上圖為質量數為 135 的裂變產物的衰變鏈，從圖中不難看出，由于裂變中子b 與135Te 的半衰期都非常短，因此在計算中可以忽略二者在中間過程中的作用35Sb 與135Te 的裂變產額與135I 的直接裂變產額之和作為135I 的裂變產額，即Sb+γTe+γI’（其中，γI’為135I 的直接裂變產額）由于135I 的熱中子吸收截面僅僅8b，其半衰期也僅有 6.7h，因此，在熱中子通量密度為 1014cm-2×s-1的時候，λI≈10-4，即135I 由吸收中子引起的損失項遠遠小于它的衰變引起的損失項，因以忽略135I 對于熱中子的吸收，認為135I 全部都衰變成135Xe。從而可以得化后的135Xe 衰變圖，如下圖所示。

【參考文獻】

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本文編號：2751052