福島核事故后,中國更為嚴(yán)格地審核核電機(jī)組的安全性。為了分析和保證國產(chǎn)第三代核電技術(shù)“華龍一號”的安全性,有必要研究更為精確的反應(yīng)堆物理-熱工建模方法。本文首先利用MCNP軟件,對“華龍一號”反應(yīng)堆堆芯進(jìn)行了建模。然后將MCNP計算得到的功率分布換算為單通道的軸向線功率密度,代入本課題組開發(fā)的PWR SC程序計算堆芯平均通道的軸向的溫度分布及冷卻劑密度分布。再用密度分布修正之前的MCNP堆芯模型,實(shí)現(xiàn)了可以體現(xiàn)慢化劑溫度反應(yīng)性反饋的耦合計算。并基于耦合計算得到的軸向熱點(diǎn)因子和MCNP計算結(jié)果處理得到的熱流密度徑向核熱管因子分析了堆芯的安全性。為了評估該耦合方法未能考慮的燃料溫度反應(yīng)性反饋(即多普勒展寬效應(yīng))的影響,本文采用可計算多普勒展寬的SuperMC對各類組件分別建模計算,并與MCNP相應(yīng)計算結(jié)果進(jìn)行了對比。發(fā)現(xiàn)組件下半段計算結(jié)果相似,上半段相差較大,但峰值較為接近;而多普勒展寬主要影響軸向不均勻性。最后,應(yīng)用該方法分析了控制棒全插入情況下堆芯最熱通道的溫度分布情況,并與最冷通道作對比;探討了燃料富集度的改變對堆芯溫度峰值以及溫度分布的影響;研究了功率調(diào)節(jié)棒組疊步提棒過程中不同棒位對堆...

【文章頁數(shù)】：60 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
1 引言
    1.1 選題目的與意義
    1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
        1.2.1 國外研究現(xiàn)狀
        1.2.2 國內(nèi)研究現(xiàn)狀
    1.3 論文的研究內(nèi)容
2 耦合計算方法
    2.1 堆芯物理建模
        2.1.1 燃料棒組件建模
        2.1.2 可燃毒物棒建模
        2.1.3 控制棒建模
        2.1.4 整體建模
    2.2 堆芯熱工建模
        2.2.1 PWRSC程序
        2.2.2 調(diào)整密度
    2.3 本章小結(jié)
3 比較研究
    3.1 單組件建模
        3.1.1 MCNP單組件建模
        3.1.2 SuperMC軟件單組件建模
    3.2 兩種軟件計算結(jié)果比較
    3.3 SuperMC軟件中組件多普勒展寬下的計算
    3.4 本章小結(jié)
4 方法應(yīng)用
    4.1 熱管安全評價
    4.2 燃料富集度的熱工影響分析
    4.3 功率調(diào)節(jié)棒高度的熱工影響分析
    4.4 溫度調(diào)節(jié)棒的熱工影響分析
    4.5 本章小結(jié)
5 總結(jié)與展望
    5.1 總結(jié)
    5.2 展望
致謝
參考文獻(xiàn)



本文編號：4033111