基于中子等效均勻擴散理論的CANDU堆堆芯功率分布計算研究.pdf

1、核電仿真機對核電廠運行、人員培訓等起著重要的作用，而核反應堆堆芯中子通量分布的計算是構(gòu)成全范圍核電仿真機的核心內(nèi)容之一，開發(fā)具有自主知識產(chǎn)權的堆芯中子物理計算軟件包是實現(xiàn)核電全范圍仿真機自主化的關鍵。本文從國內(nèi)天然鈾需求、乏燃料產(chǎn)生量的外在驅(qū)動力作為出發(fā)點，開展對核反應堆功率分布計算的研究，并為核燃料管理軟件的開發(fā)打下基礎。
　　本文主要研究內(nèi)容如下:
　　(1)在國內(nèi)首次系統(tǒng)性研究分析了中國2050年之前三代壓水堆(PWR

2、)的核燃料情景分析。采用“一次通過”模式仿真分析了2050年前我國核燃料需求量，定量的計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，計算的結(jié)果對當前中國核燃料的需求和乏燃料的處理敲響警鐘，有必要加快推進核燃料閉式循環(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)量關系。這些計算結(jié)論對研究堆芯中子物理的分布也具有比較強的背景意義。
　　(2)開發(fā)了CoSGET(Core Sim

3、ulator based on General Equivalence Theory)堆芯功率分布計算軟件包。選擇已安全運行39年的加拿大Pickering核電站作為研究對象對CANDU堆的空間中子通量分布進行研究。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?shù)?。模型采用兩群理論（熱中子和快中子），在笛卡爾坐標下選擇先進節(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，提

4、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，驗證表明中心網(wǎng)格有限差分法在CANDU堆中的應用其綜合誤差在1％左右;采用冪法和SOR迭代法求取擴散方程的特征值和中子通量密度。迭代過程通過與內(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行速率和迭代次數(shù)上要好于后者;同時迭代過程也印證了SOR的松弛因子的選擇對程序

5、運行時間和迭代次數(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)并提高運行效率。軟件包建立了390個通道的細網(wǎng)模型，仿真分析了堆芯中子通量在反應堆的空間分布狀況;并將細網(wǎng)模型過渡到粗網(wǎng)模型仿真分析了反應堆穩(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Pickering核電站堆芯物理結(jié)構(gòu)在動態(tài)方面考慮了12種擾動因素:調(diào)節(jié)棒、停堆棒、燃料棒溫度、慢

6、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，同時分別仿真分析了擾動因素對反應堆反應性的影響，最后得到堆芯滿功率工況下的穩(wěn)態(tài)功率分布，通過比較得出Kcff誤差為0.38％，全堆芯390個通道的滿功率與熱工水力計算的值誤差為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％，說明了本模型具有比較高的計算精度，可以作為CANDU堆仿真機的堆芯中子物理計算工具使用