核工程与核技术毕业设计（论文）硼酸对反应堆剩余反应性的影响.doc

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1、毕 业 设 计（论 文）题 目：硼酸对反应堆剩余反应性的影响 英文题目：The Effect of Boric Acid on the Reactor Excess Reactivity 学生姓名 专 业 核工程与核技术 班 级 指导教师 二零一一年六月 摘 要随着世界不断的发展，资源消耗愈来愈大，人类对新能源的需求也越来越渴望，所以，核能的大力发展和高效利用也愈来愈迫切。反应堆是核电厂的核心部件，是一种能以可控方式实现链式核反应的装置。有效增值因数是决定反应堆能否运行的关键参数，反应堆的剩余反应性则是描述了反应堆在无任何可燃毒物时反应性的大小。反应性控制分为控制棒控制、可燃毒物控制和化学补偿

2、控制三种，其中，对于压水堆，在三种控制方式所控制的反应性分配中，以化控的反应性最大，这主要是因为化控和他两种控制方式相比有很多的优点，例如化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀，化控中的硼酸浓度可以根据反应堆实际运行随时调节等等。 本论文在模拟硼酸对反应堆剩余反应性影响时，也浅显研究了温度和水铀比的改变对剩余反应性产生的影响，运用蒙特卡罗方法，并借助MCNP程序实现。从模拟结果中，本文分别得到了剩余反应性随着硼酸浓度的变化趋势；随着温度的升高，反应堆剩余反应性逐渐减小；反应堆剩余反应性随水铀比的增大先增大后减小等三条结论，并且得到结果与实际值较符合。关键词：反应堆；硼酸；MCNP；有效增殖因数ABS

3、TRACTAs the world continues to develop, resource consumption and the human demand for new energy is increasing. Therefore, it is more and more urgent to develop nuclear energy extensively and find the ways to use it more efficiently.Nuclear reactor is the core component of the nuclear plant, which u

4、ses a controllable way to achieve a nuclear chain reaction in the device. A value added factor is the key parameter which determines whether the nuclear reactor can operate or not, the remaining reactive reactor describes the size of reactive in thenuclear reactor without any burnable poison. Reacti

5、vity control is divided into control rod control, burnable poison control and chemical control, among which, chemical control has the maximum control over the other two in the allocation of control under the pressurized water reactor. It is mainly because chemical control has many advantages compare

6、d to the other two. For instance, chemical control has a uniform distribution in the reactor core for toxic chemical compensation; the density of boric acid can be adjusted at any time based on the actual operation of the reactor in the chemical control. While focusing on the simulation of boric aci

7、d on the reactor reactivity effects, this paper uses the Monte Carlo method and the MCNP Program to accomplish our goal. From the simulation results, this paper has found out that with the density of boric acid increases, the remaining reactive diminishes. This result is more in line with the actual

8、 values.Keywords:Nuclear reactor;Boric acid; MCNP; Effective IM目 录绪论1第1章核反应堆结构及控制理论21.1 压水堆结构及原理21.1.1 压水堆结构21.1.2 压水堆原理31.2 控制棒控制51.3 可燃毒物控制51.4 化学补偿控制61.4.1 化学补偿控制作用机理61.4.2 调硼系统的布置7第2章蒙特卡洛方法92.1方法介绍92.1.1MC方法基本思想92.1.2MC方法的收敛性及误差92.2蒙特卡洛方法软件介绍102.2.1软件特点102.2.2MCNP程序11第3章MCNP模拟硼酸对反应堆剩余反应性的影响123.1

9、 秦山一期反应堆概述123.2 秦山一期反应堆模型的建立123.2.1 反应堆压力容器123.2.2反应堆燃料组件143.2.3反应堆燃料栅格183.3 MCNP对反应堆临界模拟203.4 MCNP模拟温度对反应堆剩余反应性的影响273.5 剩余反应性与水铀比的关系29结论33致谢34参考文献35绪论随着世界不断的发展，资源消耗愈来愈大，人类对新能源的需求也越来越渴望，而核能，恰恰是解决这一问题最有效的途径之一。因此，核能的发展和和平利用应运而生，1939年奥托.哈恩和斯特拉斯曼发现核裂变，1942年美国在“曼哈顿计划”中建成第一个核反应堆，苏联在1954年建成第一座核电站（电功率5兆瓦），自

10、此人类进入了核能的利用时代，它如同蒸汽机的发明一样，对人类科学技术和工业的发展有着极其重大的意义1。核电厂能有效安全的将核能转化为电能，从而为人类所利用。但同时，核能也是一把双刃剑，在带给我们巨大利益的同时，也给了我们造成了空前的历史灾难，从前苏联的切尔诺贝利事故，到前不久日本福岛核电站事故，这些血淋淋的的教训都早已经给我们敲响了核能利用的警钟。在核电蓬勃发展的今天，我们不仅要考虑在核电厂运行中的经济性，更要重视其运行时的安全性。目前，就我国实际情况而言，压水堆核电厂是我国核电厂的主要堆型，一回路的硼酸溶液对其经济性和安全性影响巨大：影响核电厂的剩余反应性，影响堆芯以外的辐射场放射性积累，从而

11、响工作人员经受的辐射剂量。良好的化学控制可以大大减少以上问题对核电厂的不利影响，从而改善核电厂的经济性和安全性。核动力反应堆应用的一个重要领域是核电站，自第一座核电站问世以来的近50年里，核电站的发展速度很快，核电站已积累了5000多堆年的运行经验。从总的发展趋势来看，在今后的3050年内，还会有更多的国家和地区建造核电站，核电站的发电总量将达到世界总发电量的35%以上。反应堆是核电站运行的关键部件，其安全性和效益关系到核电行业的发展前景，为此，在本文中重点研究硼酸对反应堆剩余反应性的影响。反应堆的剩余反应性是指堆芯中没有任何控制毒物时的反应性，以表示。反应性控制分为控制棒控制、可燃毒物控制和

12、化学补偿控制三种，其中，对于压水堆，在三种控制方式所控制的反应性分配中，以化控的反应性最大，这主要是因为化控和其他两种控制方式相比有很多的优点，例如化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀，化控中的硼酸浓度可以根据反应堆实际运行随时调节等等。本课题目的就是对化学补偿进行研究，选择相应的硼酸溶液，从而有效的控制反应堆堆芯的剩余反应性，进一步减少对设备的腐蚀，保证设备和材料的完整性，从而减少反应堆堆芯外放射性。同时，也浅显的研究了温度和水铀比的改变对剩余反应性的影响，运用蒙特卡罗方法，并借助MCNP程序实现。第1章核反应堆结构及控制理论1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟

13、了核能利用的新纪元。核反应堆是一种能以可控方式实现自续链式裂变反应的装置，从而实现核能到热能的转换装置。反应堆由堆芯，冷却系统，慢化剂系统，反射层，控制与保护系统，屏蔽系统，辐射监测系统等等。1.1 压水堆结构及原理1.1.1 压水堆结构 压水堆（PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种堆型，40多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种。压水堆1出现后，经过了先军事后民用，由船用到陆用用的发展过程。压水堆是目前世界上应用最广泛的反应堆堆型，在已建成的核电站中，压水堆占60%以上，目前世界上拥有的大型核电站压水堆的总数为250多座。在一些工业发达的国家，压水

14、堆已形成批量生产能力，燃料组件、控制棒等部件也已成为标准话产品，已具有很成熟的制造工艺。压水堆堆核电站由核岛、常规岛、冷却泵房及升压站等建筑物组成。核岛包括安全壳厂房（即反应堆厂房）、燃料厂房、核辅助厂房；常规岛包括汽轮发电机厂房、电气间等。核电站总体布置如图1.1所示：图1.1 压水堆核电站总体布置1. 反应堆厂房 2. 汽轮发电机厂房 3. 蒸汽管道阀门间4. 核燃料厂房5. 核辅助厂房 6. 控制室7. 经营管理大厅 8. 冷却水系房压水堆由压力容器、堆心、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成，如图1.2所示：图1.2 压水堆反应堆压力容器内结构示意图 堆芯是进行链式核裂变反应的区域，它由

15、燃料组件、可燃毒物组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。核燃料组件是产生裂变并释放热量的重要部件，一个燃料组件包含有200300根燃料元件棒，这些燃料元件棒内装有低富集度（一般为2%4%的235U）的UO2芯块。先将UO2做成小的圆柱形芯块，装入锆合金包壳内，然后将两端密封构成细长的燃料元件棒。再将元件棒按正方形或三角形的栅格形式布置，中间用几层弹簧定位格架将组件棒夹紧，构成棒束形燃料组件。1.1.2 压水堆原理 反应堆利用的是核裂变释放的能量当热中子与物质作用而发生核裂变反应时，当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。与此同时，

16、还将平均的产生两个以上的新的裂变中子，并释放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其它裂变同位素的裂变，如此不断继续下去。这种反应过程称为链式裂变反应，其反应过程如图1.3所示:图1.3 链式裂变反应示意图 如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂变所消耗的中子数目，那么一旦在少数的原子核中引起裂变反应之后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂变反应不断地进行下去。这样的裂变反应称作自续链式裂变反应。核反应堆就是一种能以可控方式产生自续模式的裂变反应装置。它能够以一定的速率将蕴藏在原子核内部的核能释放出来。 从上面的讨论可以看出，实现自续链式裂变反应的条件是：当一个裂

17、变核俘获一个中子产生裂变以后，在新产生的中子中，平均至少应该再有一个中子去引起另外一个核的裂变。由于裂变物质每次裂变时平均放出两个以上裂变中子，因而实现自续链式裂变反应是有可能的。但是，因为核反应堆是由核燃料、慢化剂、冷却剂以及结构材料等所组成的装置，所以在反应堆内，不可避免地有一部分中子要被非裂变材料吸收。同时，还有一部分中子要从反应堆中泄漏出去。因此，在实际的反应堆中，并不是全部的裂变中子都能引起新的核裂变反应。也就是说，实际上中子的“增殖”或“倍增”的速率要比图1.3所示的小得多。一个反应堆能否实现自续链式裂变反应，就取决于上述裂变、非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率与消失率之间的平衡

18、关系。如果在上述的反应过程中，产生的中子数等于或多于消耗的中子数，则链式裂变反应将会自续地进行下去。 反应堆内自续链式裂变反应的条件可以很方便地用有效增殖因素Keff来表示。它的定义是：对给定系统，新生一代的中子数和产生它的直属上一代中子数之比，即 (1-1) 该式定义的是直观的从中子的“寿命循环”观点出发的。然而该式在实用上是不太方便的，因为在实际问题中很难确定中子每“代”的起始和终了时间2。1.2 控制棒控制 控制棒是强吸收体，它的移动速度快，操作可靠，使用灵活，控制反应性的准确度高。它是各种类型反应堆中紧急停堆和功率调节所不可缺少的控制部件。它主要是用来控制反应性的快速变化：（1）燃料的

19、多普勒效应；（2）慢化剂的温度效应和空泡效应；（3）变工况时，瞬态氙效应；（4）硼冲稀效应；（5）热态停堆深度。 不同类型的反应堆，其控制棒的形状与尺寸也不同。例如，在压水反应堆中，在一个燃料组件中插入2024根很细的控制棒。由于控制棒的直径很细，分布又不均匀，因此它引起的功率畸变也比较小。对控制棒材料的要求：首先要求它具有很大的中子吸收截面。例如，在压水反应堆，一般采用Ag-In-Cd合金控制棒在比较宽的能量范围内是很好的中子吸收体。另外还要求控制棒材料有较长的寿命，这就要求它在单位体积中含吸收体核子数要多，而且要求它吸收中子后形成的子核也具有较大的吸收截面。这样，它吸收中子的能力就不会受自

20、身“燃耗”的影响。最后要求控制棒材料具有抗辐照、抗腐蚀和良好的机械性能，同时价格要求便宜等。1.3 可燃毒物控制 在核动力反应堆中，通常，新堆芯的初始剩余反应性都比较大。特别是第一个换料周期的初期，堆芯中全部核燃料都是新的，这时剩余反应性最大。如果全部靠控制棒来补偿这些剩余反应性，那么就需要很多控制棒，而且每一控制棒都需要一套复杂的驱动机构。这样非但不经济，而且在压力容器封头上下要开许多孔，结构强度也不许可。如果全部依靠增加化学补偿毒物浓度来满足要求，那么硼浓度可能超过限值，从而使慢化剂温度出现正值。为了解决这个问题，可以采用控制棒、可燃毒物与化学补偿毒物三种方式的联合控制，以减少控制棒的数目

21、。可燃毒物材料要求具有较大的吸收截面，同时也要求由于消耗了可燃毒物而释放出来的反应性基本上要与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等。另外，还要求可燃毒物在吸收中子后，它的产物的吸收截面要尽可能地小；要求在堆芯寿期末，可燃毒物的残余量应尽可能少，以免影响堆芯的寿期；最后可燃毒物及其结构材料应具有良好的机械性能。 根据以上的要求，目前作为可燃毒物使用的主要元素有硼和钆。它们既可以掺加到燃料棒中和燃料混合在一起，也可以集中起来单独做成管状、棒状或板元件，插入到燃料组件中。在压水堆中应用广泛的是硼玻璃。到堆芯寿期末，硼基本上被烧尽。残留下的玻璃吸收截面比较小，因此对堆芯寿期影响不大23。1.4 化

22、学补偿控制1.4.1 化学补偿控制作用机理 在目前的压水反应堆中，一般都采用了化学补偿控制，即在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒物，以代替补偿棒的作用，因此称为化学补偿控制，简称化控。对化学毒物的要求是：能溶解于冷却剂中，化学性质和物理性质稳定；具有较大的吸收截面；对堆芯结构部件无腐蚀性且不吸附在部件上。实践证明，在压水反应堆中采用硼酸作为化学毒物能符合这些要求。化控主要是用来补偿下列一些慢变化的反应性： （1）反应堆从冷却态到热态（零功率）时，慢化剂温度效应所引起的反应性化； （2）裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物的积累所引起的反应性变化； （3）平衡氙和平衡所引起的反应性变化。 化控与其它两种

23、控制方式相比有很多优点：化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀；化控不但不引起堆芯功率分布的畸变，而且与燃料分布区相配合，能降低功率峰因子，提高平均功率密度；化控中的硼浓度可与根据运行需要来调节的；而固体可燃毒物是不可控调节的；化控不占栅格位置，不需要驱动机构等，从而可以简化反应堆的结构，提高反应堆的经济性。 但是，化控也有一些缺点，例如由于硼的加浓或稀释需要一定时间，所以它只能控制慢变化反应性；并且它需要加硼和稀硼的一套附加设备系统等。化控的另一个主要缺点是水中硼浓度的大小对慢化剂温度系数有显著的影响。随着硼浓度的增加，慢化剂负温度系数的绝对值越来越小。这是因为当水的温度升高时，水的密度减小，单位

24、体积水中含硼的核数也相应地减小，因而反应性增加。当水中的硼浓度超过某一值时，有可能使慢化剂温度系数出现正值。目前在压水对设计中，硼的浓度取在（1300-1400）以下。本课题主要研究的是化学补偿控制，即硼酸对反应堆剩余反应性的变化。1.4.2 调硼系统的布置调硼是化学注入系统的主要任务,各大型压水堆的化学系统布置方式大同小异。西德比布利斯核电厂B号机组(130 万千瓦电) 的化学系统及其与容积调节反应堆主冷却回路的连接如图1.4所示：:图1.4 压水堆容积调节化学调硼系统示意图1. 反应堆 2. 蒸汽发生器 2. 一迥路主泵 3. 再生式换热器 4. 高压冷却器5. 高压减压站 6.混合床过滤

25、器 7. 树脂贮存箱 8. 树脂冲洗泵 9. 机械过滤器10. 冷凝器 11. 除气器 12. 除气器回收泵 13. 三通阀 14. 容积补偿水箱15. 化学药品调制罐 16. 硼酸调制罐 17. 硼酸水箱 18. 化学加药泵硼酸泵19. 无离水泵 20. 高压上充泵 21. 水压试验泵将化学调硼系统接于容积调节系统的高压上充泵入口段，这样布置的好处是：整个化学系统可以按低温、低压设计。注入的硼酸溶液或无离子水，和容积调节系统中的冷却剂一道利用上充泵升压，并经再生式换热器预热到较高温度，然后再注入一回路，从而降低了一回路主管道的温度应力，并避免了对反应性的温度冲击。容积调节系统的循环水量较大（

26、额定工况下,每小时循环量约为一回路整个水容积的10），调硼系统注入的硼酸溶液或无离子水，首先在容积调节系统的管道内和冷却剂相混和，使浓度均匀，从而避免了可能产生的因系统注硼或无离子水不均匀而引起的反应性波动及中子通量分布变化。通过无离子水泵和硼酸泵的协调动作，向反应堆一回路注入无离子水或硼酸溶液，从而降低或提高一回路的硼浓度。启动和停堆过程中硼浓度的调节，一般是由运行人员手控进行的，而在正常运行时，调硼系统则是投入自动运行,从而实现下述几种功能：反应堆冷却剂温度调节控制棒位置调节一回路冷却剂泄漏的补偿第2章蒙特卡洛方法2.1方法介绍蒙特卡洛(Monte Carlo)方法，简称MC方法，又称为随

27、机模拟(Random simulation)方法，有时也称作随机抽样(Random sampling)技术或统计试验(Statistical testing)方法。半个多世纪以来，由于科学技术的发展和电子计算机的发明，这种方法作为一种独立的方法被提出来，并首先在核武器的试验与研制中得到了应用。蒙特卡罗方法是一种计算方法，但与一般数值计算方法有很大区别。它是以概率统计理论为基础的一种方法。由于蒙特卡罗方法能够比较逼真地描述事物的特点及物理实验过程，解决一些数值方法难以解决的问题，因而该方法的应用领域日趋广泛4。2.1.1MC方法基本思想MC方法作为一种计算方法，它的基本思想是利用所要求解的问题是

28、某个事件的概率，或是某个随机变量的数学期望，或是与概率、数学期望有关的量时，通过某种“试验”的方法，得到该事件出现的频率，或是该随机变量的算术平均值，并以此作为问题的解。通俗地说，蒙特卡罗方法是用随机试验的方法计算积分，即将所要计算的积分看作服从某种分布密度函数f(r)的随机变量g(r)的数学期望 (2-1)通过某种试验，得到N个观察值r1，r2，rN（用概率语言来说，从分布密度函数f（r）中抽取N个子样r1，r2，rN），将相应的N个随机变量g（r1），g（r2），g（rN）的算术平均值 (2-2)作为积分的估计值(近似解)。2.1.2MC方法的收敛性及误差蒙特卡洛方法作为一种计算方法，其收

29、敛性与误差是普遍关心的一个重要问题。其收敛的快慢、误差的大小是评价该计算方法的依据。蒙特卡罗方法与一般的计算方法有很大区别，一般计算方法对于解决多维或因素复杂的问题非常困难，而蒙特卡罗方法是和计算机紧密结合在一起的，是数理统计与计算机相结合的产物，它对于此问题却比较简单。对蒙特卡洛方法的优缺点概述如下4。优点:1. 能较逼真地描述具有随机性质的事物的特点及物理实验过程；2. 受问题的条件限制小；3. 收敛速度与问题的维数无关；4. 具有同时计算多个方案与多个未知量的能力；5. 误差容易确定；6. 程序结构简单、易于实现。缺点:1. 收敛速度慢。对于维数少（三位以下）的问题，不如其他方法好；2.

30、 误差具有概率性。由于蒙特卡洛方法的误差是在一定置信水平下估计的，所以它的误差具有概率性，而不是一般意义下的误差；3. 在粒子输入问题中，计算结果与系统大小有关。经验表明，只有当系统的大小与粒子的平均自由程可以相比较时（一般在十个平均自由程左右），蒙特卡洛方法计算的结果较为满意。但对于大系统或小概率事件的计算问题，计算结果往往比真实值偏低。而对于大系统，数据方法则是适合的。2.2蒙特卡洛方法软件介绍2.2.1软件特点随着蒙特卡罗方法研究的深入和应用范围的扩大及计算机的发展，建立完善的蒙特卡罗应用软件的工作与日俱增，引人注目。近一些年来，一些大型的蒙特卡罗方法应用软件先后产生并发展，例如，美国的

31、橡树岭国家实验室的辐射屏蔽信息中心RSIC、阿贡国家实验室的软件中心NESC和计算物理程序库CPC等所收集的大量应用软件，就有相当数量的蒙特卡罗方法应用软件5。蒙特卡罗方法应用软件的开发，使得研究人员在遇到一般的蒙特卡罗方法问题时，不必每次去专门编制程序和制作参数，只要调用这些程序即可达到目的，从而避免了大量重复性工作。该类软件也因此有着一些独特的优点5，主要有以下几个方面：1. 具有灵活的处理能力；2. 参数通用化，使用方便；3. 元素和介质材料齐全；4. 能量范围广，功能强，输出量灵活全面；5. 含有简单可靠又能普遍适用的抽样技巧；6. 具有较强的绘图功能。目前比较流行的几种蒙特卡罗方法应

32、用软件有美国橡树岭国家实验室开发研制的大型、多功能、多群中子-光子耦合输运程序，MORSE(Multigroup Oak Ridge Stochastic Experiment Code)；美国Los Alamos国家实验室的蒙特卡罗小组编制的大型通用中子、光子和电子输运程序，MCNP(Monte Carlo NParticle Transport Code)；美国Stanford Linear Accelerator Center研制的EGS程序；美国圣地亚国家实验室研发的三维电子光子耦合程序，SANDYL(A Computer Program for Calculating Combine

33、d Photon-Electron Transport in Complen Systems)，及ITS(The Integrated TIGER Series of Coupled Electron/Photon Monte Carlo Transport Codes)；还有Geant4和Fluka等。上述软件都有着各自的优点，比如EGS程序适合计算低能电子模型，Geant4拥有上百种粒子可供计算，本文研究所使用的蒙特卡罗方法应用软件为MCNP，可以计算中子、光子和电子的联合输运问题以及临界问题，中子能量范围从10-11MeV至20MeV，光子和电子的能量范围从1KeV至1000 MeV7。

34、程序采用独特的曲面组合几何结构，使用点截面数据，程序通用性较强，与其它程序相比，MCNP程序中的减小方差技巧是比较多而全的。2.2.2MCNP程序MCNP程序为模块式结构710。是由一个主程序和若干子程序组成，并按其功能分为一些主要模块。MCNP是主程序模块，它根据正在运行的问题之需要分别调用IMCN、 MCRUN、XACT和 PLOT等主要模块。IMCN模块用来读入一个唯一需要编程人员自己编写的输入文件INP文件，并对输入数据进行分析处理。它根据输入信息定义动态分配存储空间的大小，对相应的动态分配数组建立相对地址索引表，随后将调用所需要的各功能模块如 RDPROB、TRFMAT、ITALLY

35、 和VOLUM等模块。MCNP程序的运行流程图如图3.1所示。MCNP作为目前世界上比较成熟的几大MC软件包之一，它具有如下几个方面的优点6：1. 程序中的几何是三维任意组态的；2. MCNP程序使用精细的点截面数据；3. 程序功能齐全；4. 程序有减小方差技巧方面，且内容丰富；5. 程序通用性很强。第三章MCNP模拟硼酸对反应堆剩余反应性的影响3.1 秦山一期反应堆概述秦山一期反应堆是一座30万千瓦的压水堆6，是由反应堆压力容器、燃料组件、和控制棒驱动机构等组成的。堆芯是反应堆产生热能的核心部位，它由121个燃料组件按方形栅格排列构成近似圆形的结构。由于使用MCNP模拟秦山一期反应堆的临界问

36、题时，我们只需构建出反应堆压力容器及压力容器内堆芯组件等部件，无需对堆内构件和控制棒驱动机构等作以模拟。3.2 秦山一期反应堆模型的建立3.2.1 反应堆压力容器反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密封的金属壳内进行。通常我们把燃料元件包壳称为防止放射物质外逸的第一道屏障。秦山一期30万千瓦压水堆压力容器的几个主要参数如表所示：表3.1 秦山一期压力容器主要参数设计压力mpa17.16设计温度壳体材料总 高筒身外径壳体内径壳体壁厚总容积接管内径接管外径驱动机构管座数热电偶测温管座数通量测量管座数进出口接管数干重量C-mmmmmmmmm3mmmm个个个个

37、t350SA508C11070537323374175（不包括堆焊层4mm）74.47700105037230各2216据表3.1，可以计算出MCNP模拟压力容器所组要的一些参数，具体数值见表3.2。表3.2. MCNP模拟压力容器的一些参数总体模型单位筒体+上、下半球盖壳体材料总 高筒体高度筒身外径筒身内径低碳钢层壳体壁厚不锈钢层壳体壁厚-mmmmmmmmmmmm外层低碳钢+内层不锈钢110056973403236721755根据表3.2参数，利用MCNP 的inp文件输入源代码，从而进行编程。在运行着的压水堆反应堆中，冷却剂水的温度为290，密度为0.74571215511g/cm。不同硼

38、浓度下B10，B11的原子密度见表3.3所示。假设本次程序所使用的硼酸是500ppm。表3.3 不同硼浓度下B10，B11的原子密度B(ppm)B10(H:2,O:1B11(H:2,O:1)020030040050070010001300200000.00006595210.00009893810.00013193070.00016492980.00023094800.00033002480.00042916110.000660710900.00026713950.00040074930.00053438580.00066804910.00093545590.00133676690.00173

39、831900.0026762127曲面卡：1 pz 348.65 $上半球球心高度位置2 pz -348.65 $下半球球心高度位置3 sz 348.65 201.6 $上半球球外层球面4 sz 348.65 184.1 $上半球球中间层球面5 sz 348.65 183.6 $上半球球内层球面6 sz -348.65 201.6 $下半球球外层球面7 sz -348.65 184.1 $下半球球中间层球面8 sz -348.65 183.6 $下半球球内层球面9 cz 201.6 $外层筒体曲面10 cz 184.1 $中间筒体曲面11 cz 183.6 $内层筒体曲面栅元卡：1 1 -0.

40、7457125511 12 -13 14 -15 -16 17 imp:n=1 fill=1 $整体燃料组件，即堆芯2 2 -7.82 -3 4 1 imp:n=1 $压力容器上半球盖外层低碳钢栅元 3 2 -7.82 -6 7 -2 imp:n=1 $压力容器下半球盖外层低碳钢栅元4 3 -7.92 -4 5 1 imp:n=1 $压力容器上半球盖内层不锈钢栅元5 3 -7.92 -7 8 -2 imp:n=1 $压力容器下半球盖内层不锈钢栅元 6 2 -7.82 -9 10 -1 2 imp:n=1 $压力容器筒体外层低碳钢栅元7 3 -7.92 -10 11 1 -2 imp:n=1 $

41、压力容器筒体内层不锈钢栅元通过MCNP5运行,得到的反应堆结构模型如下图所示:压力容器燃料组件水 图3.1 反应堆X-Z平面图 图3.2 反应堆X-Y平面图3.2.2反应堆燃料组件燃料组件由燃料棒、组件骨架、压紧弹簧等部件组成。燃料棒按1515排列成正方形的栅格，每个燃料组件内有20根控制棒导向管、一根中子通量测量管、204根燃料棒。秦山30万千瓦核电站的燃料组件长3500mm，截面为199.3199.3mm，重约470kg。为展平功率分布，提高燃耗深度，堆芯采用三区装料和分区换料的装换料方式。首次装入堆芯的三种燃料浓度2.4%W/O，2.672%W/O，3.0%W/O。其中，2.4%W/O组

42、件40个，放在外区；2.672%W/O组件40个，2.4%W/O组件41个交叉布置在内区。具体组件布置情况如图3.3所示。燃料组件最高燃耗深度约小于39320MWd/tu,局部最大燃耗小于50000MWd/tu。 2.4%W/O 2.672%W/O 3.0%W/O图3.3 秦山30万千瓦压水堆堆芯三种不同铀富集度燃料组件分布曲面卡：12 px -129.675 $燃料组件左边界13 px 129.675 $燃料组件右边界14 py -129.675 $燃料组件后边界15 py 129.675 $燃料组件前边界16 pz 158.8 $燃料组件上边界17 pz -158.8 $燃料组件下边界18

43、 px -9.975 $单一燃料组件左边界19 px 9.975 $单一燃料组件右边界20 py 9.975 $单一燃料组件上边界21 py -9.975 $单一燃料组件下边界栅元卡：8 1 -0.7457125511 18 -19 -20 21 imp:n=1 lat=1 u=1 fill=-6:6 -6:6 $单一燃料组件栅格结构 1 1 1 1 1 4 4 4 1 1 1 1 1 1 1 1 4 4 3 3 3 4 4 1 1 1 1 1 4 4 2 3 2 3 2 4 4 1 1 1 4 4 2 3 2 3 2 3 2 4 4 1 1 4 2 3 2 3 2 3 2 3 2 4 1 4 3 3 2 3 2 2 2 3 2 3 3 4 4 3 2 3 2 2 2 2 2 3 2 3 4 $所有燃料组件