TRITON/GenPMAXS/PARCS/TRACE計算平台應用於沸水式反應器爐心計算

BWR Core Neutronic Simulations using TRITON/GenPMAXS/PARCS/TRACE Sequence

張敏娟

指導教授 ： 許榮鈞

國立清華大學/原子科學院/核子工程與科學研究所/碩士(2014年)

摘要

TRITON/GenPAMXS/PARCS/TRACE (TGPT)，為一結合多種程式的爐心計算平台，適用各式反應器的爐心計算。TRITON中的控制序列T-DEPL為二維的晶格計算程式，透過決定論法處理中子遷移方程式和燃耗計算，自動產生問題相依的截面; GenPMAXS作為介面程式，目標將各種晶格計算程式產生的截面轉檔成PARCS能接受的PMAXS檔案；而多維的爐心模擬程式PARCS主要求解中子擴散方程式，亦能耦合熱水流程式TRACE進行迭代計算，精準地分析爐心的狀況。本論文首先利用TRITON模擬BWR燃料晶格，並進行一系列的參數靈敏度的探討，並根據此經驗應用於ABWR的爐心分析，以商業化的認證程式CASMO4/CMSLink/SIMULATE3 (CMS)的結果作為參考，客觀分析TGPT的優勢與劣勢，以建立一套可信的爐心計算平台。
比較TGPT和CMS的計算結果得其觀察和結論：針對BWR燃料組件問題，TRITON計算隨燃耗變化的kinf和CASMO-4的結果十分吻合，對此條件下產生的截面有信心後，再交由PARCS/TRACE進行爐心計算，在此發現耦合TRACE的必要性，因為BWR爐心緩和劑密度變化太大，PARCS精簡的熱水流模型不足以正確模擬爐心狀態。對於本研究分析的龍門電廠ABWR簡化爐心，PARCS/TRACE不論使用CASMO-4或TRITON截面和SIMULATE-3在keff的差異皆小於300 pcm，若使用相同的CASMO-4截面，無論徑向的功率變化或軸向各項參數的變化，如功率、熱中子通率、緩和劑密度和燃料溫度，PARCS/TRACE和SIMULATE-3皆有一致的趨勢，其中些許的不同可能來自於程式差異；若PARCS/TRACE使用TRITON產生的截面，即為TGPT的計算結果，和SIMULATE-3結果就有較大的差距，在徑向功率上約有25%的差異，因為除了程式差異外，又再加入截面不同造成的影響，更詳細的差異來源有待進一步的探討。

關鍵字

輕水式反應器 ； 晶格計算 ； 爐心計算 ； 中子與熱水流耦合計算

並列摘要

無資料

並列關鍵字

light water reactor ； lattice calculations ； core calculations ； neutronics & thermal-hydraulics coupling

參考文獻

[2]DeHart, Mark D., et al. "Assessment of TRITON and PARCS for full-core MOX fuel calculations." American Nuclear Society 2005 Annual Meeting. (2005).

[3]DeHart, Mark D., and Stephen M. Bowman. "Reactor physics methods and analysis capabilities in SCALE." Nuclear Technology 174.INL/JOU-11-22946 (2011).

[5]Xu, Yunlin, et al. "Application of TRACE/PARCS to BWR stability analysis."Annals of Nuclear Energy 36.3 (2009): 317-323.

[6]Stålek, Mathias, and Christophe Demazière. "Development and validation of a cross-section interface for PARCS." Annals of Nuclear Energy 35.12 (2008): 2397-2409.

[7]陳淑娟. "TRACE 程式之中子動力模式研究與應用." 清華大學核子工程與科學研究所學位論文 (2010): 1-102.