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反应堆压力容器(RPV)快中子注量率的精确计算,可有效评估压力容器寿期内材料辐照损伤程度并为延寿技术提供可靠的数据支持。离散纵标法(SN方法)在解决深穿透屏蔽问题上优势显著,为RPV快中子注量率计算的主要方法之一。基于SN方法的RPV快中子注量率计算过程及关键参数设置复杂,诸多的影响因素会对计算结果引入不可忽略的偏差,且对不同堆型的影响不尽相同,这将显著影响快中子注量率模拟结果的可信度。国内外在对RPV快中子注量率计算的影响因素方面已有大量研究成果,但结合目前不断发展的中子输运方程数值求解方法以及先进堆型的系统性研究分析较少。因此,需对基于SN方法的RPV快中子注量率计算方法进行全面深入的研究分析。本论文首先总结了压水堆主屏蔽的计算流程,并分析了在RPV快中子注量率计算流程中引入偏差的主要因素。以典型压水堆模型为测试例题,重点研究了中子源强处理方法、SN数值离散方法(主要包括有限项展开各向异性散射截面和输运方程空间离散格式)对RPV快中子注量率计算的影响。为更高效率地研究中子源强分布的改变对探测器响应值的影响,引入中子共轭价值理论进行辅助分析。研究发现,中子源强分布的改变对计算结果的影响很大,其中对组件功率分布的不同处理方式造成的计算偏差在70%左右,堆芯裂变核素及其裂变份额选取的差异对计算结果引入的偏差在15%以内。SN方法数值离散过程中,勒让德展开阶数、负散射源修正、输运修正方法、差分方法四类影响因素引入的偏差各在10%左右,而实际计算模型对网格步长十分敏感,空间网格间距的改变会在很大程度上影响计算结果。在对各影响因素定性定量分析的基础上,本论文给出了面向典型压水堆RPV快中子注量率计算影响因素的规律性总结,为RPV快中子注量率计算结果与测量值之间存在的偏差提供了理论支持,有助于正确认识目前计算方法的薄弱环节,指明相关计算模型和数值离散的改进方向,并提高计算结果的确定性。本论文最后以上述规律性的结论为指导,以典型压水堆与TMSR-SF1实验堆两种反应堆模型为例,进行了系统的主屏蔽计算分析,对提高反应堆快中子注量率计算结果可信度和开展更可靠的屏蔽设计计算具有一定意义。