本文關(guān)鍵詞： CANDU型反應(yīng)堆 等效均勻擴(kuò)散理論 建模 核燃料循環(huán) 超松弛迭代法 冪法 功率計(jì)算　出處：《華北電力大學(xué)(北京)》2017年博士論文　論文類型：學(xué)位論文

【摘要】：核電仿真機(jī)對(duì)核電廠運(yùn)行、人員培訓(xùn)等起著重要的作用,而核反應(yīng)堆堆芯中子通量分布的計(jì)算是構(gòu)成全范圍核電仿真機(jī)的核心內(nèi)容之一,開(kāi)發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的堆芯中子物理計(jì)算軟件包是實(shí)現(xiàn)核電全范圍仿真機(jī)自主化的關(guān)鍵。本文從國(guó)內(nèi)天然鈾需求、乏燃料產(chǎn)生量的外在驅(qū)動(dòng)力作為出發(fā)點(diǎn),開(kāi)展對(duì)核反應(yīng)堆功率分布計(jì)算的研究,并為核燃料管理軟件的開(kāi)發(fā)打下基礎(chǔ)。本文主要研究?jī)?nèi)容如下:(1)在國(guó)內(nèi)首次系統(tǒng)性研究分析了中國(guó)2050年之前三代壓水堆(PWR)的核燃料情景分析。采用“一次通過(guò)”模式仿真分析了2050年前我國(guó)核燃料需求量,定量的計(jì)算出三代壓水堆核電站所需的鈾資源、分離功、乏燃料、Pu和次要錒系元素的產(chǎn)生量,計(jì)算的結(jié)果對(duì)當(dāng)前中國(guó)核燃料的需求和乏燃料的處理敲響警鐘,有必要加快推進(jìn)核燃料閉式循環(huán)的步伐;并從核燃料循環(huán)利用角度出發(fā),指出壓水堆和CANDU堆的配比數(shù)量關(guān)系。這些計(jì)算結(jié)論對(duì)研究堆芯中子物理的分布也具有比較強(qiáng)的背景意義。(2)開(kāi)發(fā)了CoSGET(Core Simulator based on General Equivalence Theory)堆芯功率分布計(jì)算軟件包。選擇已安全運(yùn)行39年的加拿大Pickering核電站作為研究對(duì)象對(duì)CANDU堆的空間中子通量分布進(jìn)行研究。從理論上研究了以自然鈾作為燃料的CANDU堆中子通量分布狀態(tài),而壓水堆的乏燃料鈾富集度的含量與其是相當(dāng)?shù)摹ＤＰ筒捎脙扇豪碚?熱中子和快中子),在笛卡爾坐標(biāo)下選擇先進(jìn)節(jié)塊法作為處理堆芯空間幾何的方法,以等效均勻化理論為基礎(chǔ),提出采用中心網(wǎng)格有限差分法(Centered Mesh Finite Method)作為解耦節(jié)塊平均中子通量和節(jié)塊界面中子凈流的方法,驗(yàn)證表明中心網(wǎng)格有限差分法在CANDU堆中的應(yīng)用其綜合誤差在1%左右;采用冪法和SOR迭代法求取擴(kuò)散方程的特征值和中子通量密度。迭代過(guò)程通過(guò)與內(nèi)循環(huán)采用SOR法、外循環(huán)采用Wielandt結(jié)合源外推方法比較得出:本文采用的方法在運(yùn)行速率和迭代次數(shù)上要好于后者;同時(shí)迭代過(guò)程也印證了SOR的松弛因子的選擇對(duì)程序運(yùn)行時(shí)間和迭代次數(shù)有著比較大的影響。合理的選擇SOR的松弛因子將能有效降低迭代次數(shù)并提高運(yùn)行效率。軟件包建立了390個(gè)通道的細(xì)網(wǎng)模型,仿真分析了堆芯中子通量在反應(yīng)堆的空間分布狀況;并將細(xì)網(wǎng)模型過(guò)渡到粗網(wǎng)模型仿真分析了反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)狀況下的等效均勻化參數(shù)(堆芯中子通量分布、擴(kuò)散系數(shù)、吸收截面、裂變截面、不連續(xù)因子和反照率)。(3)針對(duì)Pickering核電站堆芯物理結(jié)構(gòu)在動(dòng)態(tài)方面考慮了12種擾動(dòng)因素:調(diào)節(jié)棒、停堆棒、燃料棒溫度、慢化劑溫度、硼濃度、氙毒物、輕水控制區(qū)、冷卻劑溫度、冷卻劑純度、慢化劑純度、慢化劑液面高度、通道換料、空泡效應(yīng),同時(shí)分別仿真分析了擾動(dòng)因素對(duì)反應(yīng)堆反應(yīng)性的影響,最后得到堆芯滿功率工況下的穩(wěn)態(tài)功率分布,通過(guò)比較得出Keff誤差為0.38%,全堆芯390個(gè)通道的滿功率與熱工水力計(jì)算的值誤差為0.16%,功率分布在堆芯內(nèi)部誤差0.6%以內(nèi),外部偏差為1~2%,說(shuō)明了本模型具有比較高的計(jì)算精度,可以作為CANDU堆仿真機(jī)的堆芯中子物理計(jì)算工具使用。
[Abstract]:This paper studies the nuclear fuel situation of nuclear reactor nuclear power plants by 2050 years . ( 3 ) For the core physics structure of Pickering nuclear power plant , 12 kinds of disturbance factors are considered : adjusting rod , stopping rod , fuel rod temperature , moderator temperature , boron concentration , xenon poison , light water control area , coolant temperature , coolant purity , moderator purity , moderator liquid level , channel changing and cavitation effect .

【學(xué)位授予單位】：華北電力大學(xué)(北京)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號(hào)】：TM623

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：1536690