福島核事故后,中國更為嚴格地審核核電機組的安全性。為了分析和保證國產(chǎn)第三代核電技術“華龍一號”的安全性,有必要研究更為精確的反應堆物理-熱工建模方法。本文首先利用MCNP軟件,對“華龍一號”反應堆堆芯進行了建模。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,實現(xiàn)了可以體現(xiàn)慢化劑溫度反應性反饋的耦合計算。并基于耦合計算得到的軸向熱點因子和MCNP計算結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性反饋(即多普勒展寬效應)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相應計算結果進行了對比。發(fā)現(xiàn)組件下半段計算結果相似,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 國內外研究現(xiàn)狀
        1.2.1 國外研究現(xiàn)狀
        1.2.2 國內研究現(xiàn)狀
    1.3 論文的研究內容
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 調整密度
    2.3 本章小結
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
4 方法應用
    4.1 熱管安全評價
    4.2 燃料富集度的熱工影響分析
    4.3 功率調節(jié)棒高度的熱工影響分析
    4.4 溫度調節(jié)棒的熱工影響分析
    4.5 本章小結
5 總結與展望
    5.1 總結
    5.2 展望
致謝
參考文獻



本文編號：4033111