基于蒙特卡罗程序cosRMC的压水堆全堆基准题中子学分析

论文摘要

计算机技术的最新进展使得采用精确计算方法来进行反应堆模拟与分析成为可能。因此,有必要对不同蒙特卡罗粒子输运程序进行比较,从而了解它们的限制以避免模拟中的系统误差,并为这些程序的未来改进指明方向。本研究基于Hoogenboom-Martain压水堆全堆基准题模型,采用不同蒙卡程序进行建模和计算,并对结果进行对比分析。该基准题旨在测试蒙卡程序的计算性能,并促进蒙卡程序的发展和应用。基于该基准题几何和材料参数,构造了一个完整的典型压水堆全堆模型,用于反应堆蒙卡程序cosRMC和参考蒙卡粒子输运程序的模拟。cosRMC是国家电力投资公司核电软件开发中心和清华大学联合开发的蒙卡程序。本文的计算过程分为堆芯临界计算和燃耗计算。临界计算采用了典型的压水堆堆芯装载,计算了临界状态下堆芯的有效增殖系数（keff）,中子通量密度和功率分布,并与参考蒙卡程序进行对比。结果表明,keff的相对误差为0.158%,中子通量密度的相对误差为0.625%,从而验证了模型及cosRMC程序的正确性。然后,采用cosRMC对压水堆组件及小型压水堆模型进行了燃耗计算。计算结果表明,keff随着燃耗加深而下降,堆芯寿期为160天。模拟结果表明,cosRMC与参考蒙卡程序具有良好的一致性,证明了 cosRMC在裂变反应堆模拟中的准确性。

论文目录

• 摘要
• Abstract
• CHAPTER 1. INTRODUCTION
•   1.1 BACKGROUND AND MOTIVATION
•   1.2 PWR REACTOR
•   1.3 SIGNIFICANCE OF RESEARCH TOPIC
•   1.4 LITERATURE REVIEW
•   1.5 OBJECTIVES
•   1.6 STRUCTURE OF THESIS
• CHAPTER 2. NEUTRON TRANSPORT THEORY
•   2.1 INTRODUCTION
•   2.2 NEUTRON TRANSPORT EQUATION
•   2.3 METHODS TO SOLVE NEUTRON TRANSPORT EQUATION
•     2.3.1 Deterministic Methods
•     2.3.2 Stochastic Methods
•   2.4 MONTE CARLO METHOD IN REACTOR PHYSICS
•   2.5 CHARACTERISTICS OF MONTE CARLO CODE
•   2.6 INPUT FILE OF COSRMC CODE
•     2.6.1 Geometry
•     2.6.2 Material
•   2.7 CRITICALITY SOURCE CARD
•   2.8 TALLYING IN COSRMC
•   2.9 REFERENCE MC CODE
•     2.9.1 Structure of the Reference MC Code Input File
•     2.9.2 Cell Card
•     2.9.3 Surface Card
•     2.9.4 Data Card
•   2.10 SUMMARY
• CHAPTER 3. OVERVIEW AND MODELING OF PWR BENCHMARKCORE
•   3.1 INTRODUCTION
•   3.2 OVERVIEW OF THE HOOGENBOOM-MARTIN BENCHMARK PWR MODEL
•   3.3 RADIAL GEOMETRY
•     3.3.1 Fuel Rod
•     3.3.2 Instrumentation Guide Tube
•     3.3.3 Borated Water Composition
•     3.3.4 Fuel Assembly
•     3.3.5 Cladding Composition
•     3.3.6 Reactor Core
•   3.4 AXIAL GEOMETRY
•     3.4.1 Reactor Pressure Vessel
•     3.4.2 Upper and Lower Core Plate Region
•     3.4.3 Top and Bottom Nozzle Region
•     3.4.4 Top and Bottom FA Region
•   3.5 SUMMARY
• CHAPTER 4. CALCULATIONS AND RESULTS
•   4.1 INTRODUCTION
•   4.2 CRITICALITY CALCULATIONS
•     4.2.1 Methodology
•     4.2.2 Criticality Result
•   4.3 NEUTRON FLUX DISTRIBUTION
•     4.3.1 Neutron Flux Distribution Results
•   4.4 POWER DISTRIBUTION CALCULATION
•   4.5 BURNUP CALCULATIONS
•   4.6 SUMMARY
• CHAPTER 5. CONCLUSION AND RECOMMENDATIONS
•   5.1 CONCLUSION
•   5.2 RECOMMENDATIONS
• REFERENCES
• PUBLICATIONS DURING STUDY
• ACKNOWLEDGEMENTS

文章来源

类型: 硕士论文

作者: Mamoon Ur Rasheed

导师: Yixue Chen,刘仕倡

关键词: 临界,燃耗,中子通量密度分布

来源: 华北电力大学(北京)

年度: 2019

分类: 基础科学,工程科技Ⅱ辑

专业: 物理学,核科学技术

单位: 华北电力大学(北京)

分类号: TL329.2;TL421.1

DOI: 10.27140/d.cnki.ghbbu.2019.000958

总页数: 59

文件大小: 4169K

下载量: 32