基于SUACL的PWR灵敏度和不确定度分析

论文摘要

敏感性和不确定性分析对于评估反应堆的安全性,提高反应堆的经济性都具有重要意义。通过对压水堆燃料组件和堆芯进行不确定度分析,计算了核数据不确定度的传播。以OECD/NEA模型不确定度分析基准（UAM）为参考,对TMI-1反应堆进行了分析。此分析主要采用了国内自主开发的基于抽样方法的不确定度和敏感性分析程序SUACL和组件计算程序DRAGON3.06。核数据是反应堆设计的基础,是反应堆设计中主要的不确定度来源之一。本文对核数据引起的有效增殖因子及堆芯计算中子通量的不确定度进行了研究。基于ENDF/B-Ⅶ.1核评价数据库产生了协方差矩阵,然后利用程序SUACL产生了不同反应道的抽样样本,利用组件计算程序DRAGON3.06计算产-生了少群参数及系统的无限介质增殖因子的不确定度。分析得到的少群参数的不确定度与相关参考文献一致,同时,研究了基于统计抽样方法的敏感性系数计算方法,计算结果同直接微扰方法进行了对比,结果吻合良好。由此验证了基于统计抽样法进行敏感性系数和不确定性分析方法的正确性。除此之外,利用了堆芯计算程序TRIVAC对一个示例堆芯模型计算的中子通量密度的不确定进行了分析,此结果为将来进一步的分析打下了良好基础。

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摘要

Abstract

Chapter 1.Introduction

1.1 Significance of Uncertainty Analysis

1.2 Sequence of Uncertainty Analysis

1.3 Purpose of Uncertainty Analysis of Lattice Physics

1.4 Research Objectives

1.5 OECD/NEA UAM Benchmark

1.6 Thesis Outline

Chapter 2.Review of Literature and practices

2.1 Uncertainty Analysis Practices

2.1.1 Sensitivity Approaches

2.1.2 Statistical Based Approaches

2.2 Literature Review

2.3 Currently Available Tools for Analysis

2.3.1 CASMO-5/DP

2.3.2 XSUSA

2.3.3 TSUNAMI-1D/3D

2.3.4 DRAGON

2.3.5 TRIVAC

Chapter3.Methodology

3.1 Overview of the Methodology

3.2 Statistical Sampling of Data

3.3 Generation of Nuclear Data Libraries

3.4 Parameters of TMI-1 Fuel Assembly and Reactor Core

3.5 Lattice Physics Calculation of Fuel Assembly

3.6 Neutron Flux Calculation of Reactor Core

Chapter 4.Modeling,Simulations and Results

4.1 Uncertainty Quantification of Neutronics Parameters

4.2 Simulation of TMI-1 Fuel Assembly

4.3 Validation of the Developed Code

4.4 Covariance Matrix Calculations

4.5 Simulation of TMI-1 Reactor Core

Chapter 5.Conclusions and Recommendations

References

Publication During Postgraduate Study

Acknowledgements

About the Author

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类型: 硕士论文

作者: Hafiz Muhammad Waqar Sharif

导师: 马续波

关键词: 不确定性分析,敏感性分析

来源: 华北电力大学(北京)

年度: 2019

分类: 基础科学,工程科技Ⅱ辑

专业: 物理学,核科学技术

单位: 华北电力大学(北京)

分类号: TL32

DOI: 10.27140/d.cnki.ghbbu.2019.001157

总页数: 56

文件大小: 3699K

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