基于蒙特卡罗方法的压水堆压力容器快中子注量率的计算分析

论文摘要

压力容器是反应堆的不可更换构件,压力容器的寿命直接关系到核电厂的安全性及核电厂运营的经济性,为了保证压力容器满足脆化和挤压热冲击（PTS）筛选准则评价所要求的高可信度,美国NRC管理导则RG1.190也要求对压力容器进行详细的快中子注量计算。本文使用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP及基于ENDF／B-Ⅵ的连续截面数据库,根据详细的反应堆结构尺寸、源强及能谱等参数,给出了不同堆芯装料方式下压力容器不同位置处的快中子注量率分布,为核反应堆运行业主调整辐照监督大纲及延寿管理提供依据。同时将计算采用的核截面库应用于H.B.Robinson-2基准题进行了验证计算,结果表明其满足工程计算精度要求。

论文目录

• 摘要
• ABSTRACT
• 目录
• 第一章 引言
• 1.1 课题背景和本研究的意义
• 1.2 国内外研究现状
• 1.3 本文的主要研究工作
• 第二章 基本理论、计算方法、程序及其数据库
• 2.1 中子输运理论及求解概述
• 2.2 蒙特卡罗方法与MCNP程序及其数据库
• 2.2.1 蒙特卡罗方法
• 2.2.2 MCNP程序简介
• 2.2.3 核截面数据库简介
• 第三章 程序和数据库的验证计算
• 3.1 HBR-2反应堆模型的描述
• 3.2 HBR-2反应堆MCNP计算模型的建模
• 3.3 计算结果的分析与讨论
• 第四章 典型二代压水堆压力容器快中子注量计算分析
• 4.1 反应堆结构的描述
• 4.1.1 反应堆各区域的几何模型
• 4.1.2 反应堆各区域的材料与近似
• 4.1.3 堆芯各区域的平均燃耗深度和相对功率密度的分布
• 4.2 反应堆MCNP计算模型的建模
• 4.2.1 几何描述
• 4.2.2 源项参数的制作
• 4.3 计算结果的分析与讨论
• 4.3.1 压力容器内表面及1/4壁厚处快中子注量率分布图表
• 4.3.2 不同堆芯装料方案下40年和60年注量计算和对比
• 4.3.3 MCNP计算结果与离散纵标方法计算结果的对比
• 4.4 小结
• 第五章 总结与展望
• 5.1 总结
• 5.2 今后工作的展望
• 参考文献
• 致谢
• 附录
• 在学期间发表论文和参加科研情况