基于MCNP的热态不同水铀比和硼浓度下Keff计算(终稿).

Southwest university of science and technology 课程设计（论文）
基于MCNP的热态不同水铀比和硼浓度下K eff
计算
学院名称国防科技学院
专业名称核工程与核技术
学生姓名徐高友
学号20090694
指导教师叶滨
二〇一二年六月
基于MCNP的热态不同水铀比和硼浓度下
K eff计算
徐高友
（1西南科技大学国防科技学院四川.绵阳 621010）
摘要：本文基于蒙特卡罗方法的 MCNP程序，从压水堆的压力容器，燃料组件和控制棒驱动组件等元件出发建模，利用 KCODE 卡，模拟不同水铀比和硼浓度比改变对反应堆剩余反应性影响做了相应研究。

模拟结果表明：在不考虑控制棒和可燃毒物对反应堆有效增值系数 K
值影响的情况下，在固定栅元尺寸时随着硼酸质量分数的增
eff
大，有效增值系数线性下降；在固定硼浓度下,随着栅元尺寸的增大，在一定范围内k
呈先增大后减小的趋势。

eff
关键词：水铀比；硼浓度；有效增值系数； MCNP；
Abstract:This article depends on MCNP procedures using the Monte Carlo method ,modeled the pressure vessel of PWR, fuel assembly and control rod drive component ing KCODE card to simulation the influence to Reactor excess reactivity with the change of Ratio of water to Uranium and Boron concentration.The simulation results shows that: without considering
,Under a fixed lattice the control rods and the burnable poison's affect to K
eff
size,With the increase of Boric acid mass fraction K
Linear declined;a fixed
eff
Boron concentration,with the lattice size increases keff increases first in a certain range and then has a decreasing trend.
Key Words:Ratio of water to Uranium; Concentration of Boric; Keff; MCNP;
目录
第一章引言 (1)
第二章剩余反应性控制手段及有效增值因数Keff简介 (2)
2.1 反应堆剩余反应性控制手段 (2)
2.2 有效增值因数 (2)
第三章 MCNP程序简介 (4)
第四章栅元模型的建立及模拟 (5)
4.1 反应堆模型的建立 (5)
4.11 反应堆压力容器 (5)
4.2 反应堆燃料组件 (5)
4.21 栅元几何描述 (5)
4.22 栅元材料描述 (5)
结论 (9)
参考文献 (10)
第一章引言
随着世界不断的发展，能源越来越成为一个遏制国家经济发展的重要屏障。

所以，核能的大力发展和高效的利用也越来越迫切。

【1】反应堆是核电站的核心部件，是一种能够以可控方式实现核反应的装置，同时也是一个具有高强度放射性的特殊对象。

为了能够保证安全、可靠和经济的实现核能的利用，通过模拟实现对反应堆运行过程中因为运行工况的变化而可能引发的安全事故做好相应的安全措施，达到真正安全使用核能的宗旨。

有效增值系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。

而MCNP程序是反应堆研究分析中的常用软件之一，近年来随着计算机技术的发展越来越受到国内外广大研究者的重视，通过对大量宏观事例的模拟可以比较近似的给出反应堆的相关系数和截面数。

是涉及核电站安全中的一个非常重要的参数，其由控反应堆有效增值系数 K
eff
制棒、硼酸质量分数和可燃毒物三者来控制，本文通过运用蒙特卡洛的方法，借助MCNP模拟不同水铀比和不同硼浓度对反应堆有效增值因数K
值影响并进行了相关
eff
讨论。

第二章剩余反应性控制手段及有效增值因数K eff简介
2.1 反应堆剩余反应性控制手段
压水堆（PWR）最初是为核潜艇设计的一种军用堆型，经过40多年的发展和一系列的重大改进，已经成为目前公认的技术最成熟、运行安全、经济实用的堆型。

压水堆核电站与其他核电站一样主要由核岛和常规岛组成。

堆芯产生的热量经反应堆冷却剂系统带入到蒸汽发生器，经过蒸汽发生器产生的高温高压蒸汽进入汽轮机厂房推动汽轮机做功，产生电能。

【2】
反应堆由一回路压力容器、堆芯、控制棒、燃料组件、中子源、安全壳等组成。

燃料元件是裂变并释放能量的重要部件，压水堆常用燃料元件是17*17正方形排列。

陶瓷芯块，燃料芯块和包壳之间充有惰性气体（本文默燃料元件内装低富集度的UO
2
认为真空），用于改善传热性和减小内外压差。

【2】
在反应堆中常见的控制剩余反应性的手段主要由三种,分别是：控制棒控制、可燃毒物控制和化学补偿控制。

控制棒控制主要用在反应堆紧急停堆和功率调节上，主要用于控制反应性的快速变化。

而采用可燃毒物棒控制可以减少控制棒的数量和优化反应堆的结构，主要用于补偿换料之后初始剩余反应性比较大时，随着燃耗的加深可燃毒物棒也在消耗，对中子的吸收也大大减少相当于从另一个方面增大了反应堆内的中子通量密度。

化学补偿控制主要是在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒物（主要是硼水）化控与其它两种控制方式相比有很多优点：（1）化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀；（2）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；化控中的硼质量分数可与根据运行需要来调节的；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。

【3】
2.2 有效增值因数
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，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。

反应堆是一个能够实现自持链式裂变反应的装置，当一个裂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。

【4】 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成正比增长小得多。

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 K eff 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，【4】即
但是在芯部有的中子从裂变后立即引起新的裂变，有的中子则需要经过慢化过程成为热中子之后才引起裂变，有的中子在慢化过程中便泄漏出系统或者被辐射俘获。

所以实际上从中子平衡关系来定义更为方便：
通过计算K eff 与数值1的关系可以很好的判别反应堆所处的状态，能够更好的控制功率，达到安全利用核能的目的。

直属上一代中子数
新生一代中子数
=
eff K 泄漏）率
吸收系统内中子的总消失（系统内中子的产生率
+=
eff
K
第三章 MCNP程序简介
MCNP是一个通用的Monte Carlo粒子输运程序。

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1000MeV ，也可以计算临界系统的特征值。

程序可以处理材料的任意三维构型，栅元的边界可以是一阶和二阶曲面以及四阶椭圆环面采用独特的曲面组合几何结构，使用点截面数据具有广泛的截面数据库。

针对本文的实际情况主要介绍MCNP的输入文件：
MCNP的输入包括几个文件，但主要的一个是由用户编写的INP文件，该文件包括描述问题所必须的全部输入信息。

INP文件采用卡片结构，每行代表一张卡片，文件由一系列卡片组成，对于任一特定的问题，只需用到INP全部输入卡片的一小部分。

INP文件的主要格式包括以下几方面内容：
1.信息块卡 $ 选择项
（空行分隔）
2.标题卡 $ 仅一行，占用第 1～80 列。

作为输出标题
3.栅元描述卡 $ 定义构成整个系统的各个基本介质单元以及相应的物理信息
（空行分隔）
4.曲面卡 $ 定义组成栅元的曲面信息
（空行分隔）
5.数据卡 $ 其它数据，包括问题类型、源描述、材料描述、计数描述，问题截断条件等
（空行分隔）
6.其它 $ 选择项
通过在INP文件文件中输入相应的命令即可模拟得到相应的数据和模型。

第四章栅元模型的建立及模拟
4.1 反应堆模型的建立
4.11 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，是防止放射物质外逸的第二道屏障。

在运行着的压水堆反应堆中，冷却剂水的平均温度设为290℃，密度为0.74571215511g/cm3
4.2 反应堆燃料组件
图4-1 栅元几何描述
4.21 栅元几何描述：
栅元图形如上，具体几何尺寸为：
栅距：Constant（模拟不同栅距下的K
）；
eff
燃料棒外径：8.43mm；
锆合金包壳内径：8.6mm；
锆合金包壳外径：10mm；
边界条件：栅元边界全反射，相当于无限栅元排布；
4.22 材料描述：
，在不同富集度下的原子密度比为：
a.燃料棒材料为UO
2
原子密度比
UO2富集度（%）U235U238O16
1.80.0182339770.9817660232
2.40.024*******.9756861682
3.10.0314081740.9685918262
表4-1燃料棒材料为UO2，在不同富集度下的原子密度比
b.锆合金包壳材料：
Sn(锡)1.5%， Fe(铁)0.2%， Cr(铬)0.1%， O(氧)0.1%，Zr(锆)98.1%。

(均为质量百分比)。

C.冷却剂材料：
冷却剂温度为290℃，密度为30.74571215511g/cm 。

燃料富集度固定为
3.1%。

硼浓度及其相应的B10，B11的原子密度列表如下：
B（ppm）B10（H：2,O:1）B11（H：2,O:1）
0 0.0000000000 0.0000000000
200 0.0000659521 0.0002671395
300 0.0000989381 0.0004007493
400 0.0001319307 0.0005343858
500 0.0001649298 0.0006680491
700 0.0002309480 0.0009354559
1000 0.0003300248 0.0013367669
1300 0.0004291611 0.0017383190
2000 0.0006607109 0.0026762127
表4-2 不同鹏浓度下B10和B11的丰度
d.结果分析：
西南科技大学本科生课程设计
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表4-3热态不同水铀比和硼浓度下K eff 计算结果
水铀比
栅距
硼浓度/ppm
200 300 400 500 700 1000 1300 2000 0.5 10.3173 1.07513 1.07185
1.06768 1.06557
1.06486 1.05727 1.05032
1.04371
1.02567 1 11.5911 1.25469 1.23906 1.23331 1.22620 1.21795 1.20733 1.18690 1.16736 1.12757 1.5 1
2.7382 1.33874 1.31448
1.30184 1.29494
1.28133 1.25999 1.23052 1.20117 1.13854 1.762 13.3 1.36675 1.33900 1.33510 1.31144 1.29743 1.27263 1.23839 1.20291 1.13112 2 13.7902 1.38403 1.34832 1.34659 1.31966 1.30306 1.27787 1.23802 1.19873 1.12102
2.5 14.7674 1.40796 1.36544 1.34349 1.32591 1.30615 1.2742 1.22563 1.17814 1.08465 3 15.6838 1.41725 1.36873 1.33620 1.32117 1.30078 1.26136 1.20296 1.1507 1.04827
3.5 16.5496 1.41987 1.36521 1.32106 1.31106 1.28569 1.24021 1.17668 1.11731 1.0072 4 17.3723 1.41738 1.35226 1.28685 1.29274 1.26603 1.21465 1.14672 1.08515 0.96821 5 18.9106 1.39984 1.32198 1.24851 1.25227 1.22316 1.16339 1.08832 1.01999 0.89194 6 20.3329 1.37471 1.28759 1.20361 1.21023 1.17751 1.11234 1.02948 0.95845 0.82826 7 21.6619 1.34722 1.24845 1.16500 1.16564 1.12794 1.06066 0.97259 0.8997 0.76673 8
22.9141
1.31974
1.21181 1.32111 1.12271
1.08437
1.01117
0.92305
0.84818
0.71344
将计算结果整理画图如下:
图4.2 热态不同水铀比、硼浓度的栅元计算
结果分析：
a.由图可知,左边为欠慢化区，右边为过慢化区(冷却剂吸收效应占主导地位)；为了提高中子的利用率，核电站都将水铀比设置在欠慢化区，秦山一期的水铀比为1.762，由图可知,在硼浓度为0-1300ppm时，处于欠慢化区,而高于此浓度时，则会处于过慢化区，这也是核电站规定最大硼浓度为1300 ppm的原因之一。

b. 由硼浓度为200,300,400,500ppm的曲线及数据可知，硼浓度越大，其微分价值的绝对值越小。

c. 由曲线图可知，随着硼浓度的增大，欠慢化区与过慢化区的转折点向左移动。

因为硼的加入对冷却剂的慢化性能几乎无影响，但却增大了冷却剂的吸收性能，使平衡向过慢化区倾斜，故转折点左移。

d. 由曲线图明显得到：硼浓度越大，栅元的反应性越小，反应出硼对中子的吸收效应。

结论
本文利用蒙特卡罗方法的 MCNP 程序，从压水堆的压力容器，燃料组件和控制棒
驱动组件等元件出发建模，对温度改变对反应堆临界系数 K
eff
值影响做了研究，得
出：在不考虑控制棒和可燃毒物对反应堆有效增值系数 K
eff
值影响的情况下，在固定栅元尺寸时随着硼酸质量分数的增大，有效增值系数线性下降，在固定硼浓度下随
着栅元尺寸的增大，在一定范围内k
eff 也增加但是超过某一范围之后k
eff
开始下降。

本论文依然有很多方面值得继续深究，例如全面的考虑 3 种控制毒物对反应堆临界系数 K
eff
值的影响，继续完善MCNP物理模型。

参考文献
[ 1 ] 阎昌琪.核反应堆工程【M】.哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，2004.
[ 2 ] 臧希年.核电厂系统及设备（第二版）.清华大学出版社.
[ 3 ] 张建民.核反应堆控制.原子能出版社.
[ 4 ] 谢仲生.核反应堆物理分析.西安交通大学出版社、原子能出版社.
[ 5 ] 赵梦云等.MCNP在计算硼酸质量分数影响反应堆有效增值系数K eff值中的应用.能源研究与管理，2011（4）.。