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研究生： 林政緯
Lin, Jeng-Wei
論文名稱： TRITON控制模組對臨界計算與燃耗計算的研究探討和驗證
指導教授： 江祥輝
Jiang, Shiang-Huei
口試委員: 陳金順
林威廷
學位類別： 碩士
Master
系所名稱： 原子科學院 - 核子工程與科學研究所
Nuclear Engineering and Science
論文出版年： 2011
畢業學年度： 99
語文別： 中文
論文頁數： 117
中文關鍵詞： 臨界計算 、燃耗計算 、用過燃料
外文關鍵詞： TRITON, BN-600
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    • 臨界計算和燃耗計算對於爐心計算來說都是相當重要的一環。本論文透過使用SCALE 6.0中的TRITON控制模組來針對這二類計算作研究探討，並將模擬結果和世界上其他計算程式結果或是實驗資料作驗證。
    對於沸水式核反應器的用過燃料組成分析，不論是用SAS2H或是用TRITON中的T-DEPL序列其計算結果誤差都在5%之中，但是都和實驗量測值有相當顯著的差距，不過使用T-DEPL在幾何描述比SAS2H更有彈性。
    馬鞍山電廠二號機組的第十週期燃料元件，利用CASMO程式計算的增值因數和TRITON在450和700 ppm硼酸濃度下差距不會超過300 pcm，但是在沒有使用硼酸和1200 ppm情況下，隨著燃耗提高差距越來越大；而對於第一週期整個爐心的運轉硼酸濃度計算中，TRITON計算的數值大約都比SIMULATE高出達200 ppm。
    對於BN-600鈉冷式快中子反應器的模擬計算中，有關於爐心物理各種參數的計算，本論文計算結果與IAEA報告中各實驗室的計算值有相當程度的一致性。中子增值因數，本論文計算的值是1.0275而IAEA報告各實驗室計算直落在0.99486到1.02214範圍內，本論文計算值似乎稍微高估。其他參數本論文計算的結果分別為燃料溫度係數：-0.00708、護套溫度係數：-0.00115、冷卻劑密度係數：0.00606、護套密度係數：0.01915、燃料密度係數：0.35956、中子毒物密度係數：-0.03030、軸向膨脹係數：-0.13534、徑向膨脹係數：-0.49692，除護套密度係數外均落在各實驗室計算值範圍內。

    摘要 I 序言 II 目錄 III 圖目錄 V 表目錄 VII 第一章 緒論 1 1.1 前言 1 1.2 文獻回顧 1 1.2.1 沸水式反應器用過燃料核種組成驗證計算介紹 1 1.2.2 壓水式反應器電廠爐心模擬計算程式介紹 5 1.2.3 BN-600快滋生鈉冷反應器和現有驗證計算介紹 6 第二章 計算工具程式介紹 10 2.1 SCALE 10 2.1.1 SCALE中子截面資料庫 11 2.1.2 SCALE核種衰變資料庫 16 2.2 TRITON 19 2.2.1 T6-DEPL 21 2.2.2 T-DEPL 25 2.3 ORIGEN-ARP 26 第三章 沸水式反應器用過燃料組成驗證計算結果和討論 27 3.1 計算設定 27 3.2 計算結果和討論 29 第四章 馬鞍山電廠二號機組驗證計算結果和討論 32 4.1 計算設定 32 4.1.1 單束燃料元件計算設定 32 4.1.2 全爐心計算設定 34 4-2計算結果和討論 38 4-2-1 燃料元件計算結果和討論 38 4-2-1-1 格架考慮 39 4-2-1-2 熱膨脹考慮 40 4-2-1-3 不同硼酸濃度考慮 42 4-2-1-4 不同celldata考慮 44 4-2-1-5 功率分布計算 45 4-2-2 全爐心計算結果和討論 46 4-2-2-1 各週期燃燒功率計算 46 4-2-2-2 不同中子截面庫比較 47 4-2-2-3 運轉硼酸濃度計算 47 第五章 BN-600快中子滋生反應器驗證計算結果和討論 51 5.1計算設定 51 5-2 計算結果和討論 56 5-2-1 燃料區功率分布 56 5-2-2 爐心物理參數 57 第六章 結論 62 第七章 未來工作 64 參考文獻 65 附錄A JPDR燃料元件幾何模擬 67 附錄B 馬鞍山電廠第二機組燃料元件幾何模擬 69 附錄C 馬鞍山電廠二號機組全爐心幾何模擬 71 附錄D BN-600快滋生反應器幾何模擬 74 附錄E 各驗證計算輸入檔 77 E-1 JPDR範例輸入檔 77 E-2 馬鞍山電廠二號機組範例輸入檔 79 E-2-1 單一燃料元件 79 E-2-2 全爐心 83 E-3 BN-600鈉冷式快中子滋生反應器範例輸入檔 105

    1. O.W.Hermann, M.D.DeHart, VALIDATION OF SCALE (SAS2H) ISOTOPIC PREDICTIONS FOR BWR SPENT FUEL: ORNL/TM-13315, September 1998.
    2. Rhodes JD, DiGiovine AS: SIMULATE-3 User’s Guide and Reference Manual: Studsvik of America Inc,SOA-95/15, 1995.
    3. Edenius M, Ahlin A, Forssen BH: CASMO-3 A FUEL ASSEMLY BURNUP PROGRAM User's Manual: STUDSVIK/NFA-86/7, November 1986.
    4. Y.I.Kim, BN-600 HYBRID CORE BENCHMARK ANALYSES, I IAEA-TECDOC-1623, 2009
    5. M.D.DeHart, TRITON: A TWO-DIMENSIONAL TRANSPORT AND DEPLETION MODULE FOR CHARACTERIZATION OF SPENT NUCLEAR FUEL, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. I, Sect. T1, January 2009.
    6. L. M. Petrie & M. L. Williams & D. F. Hollenbach, MISCELLANEOUS SCALE UTILITY MODULES, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. III, Sect. M17, January 2009.
    7. N.M.Greene, BONAMI: RESONANCE SELF-SHIELDING BY THE BONDARENKO METHOD, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F1, January 2009.
    8. S.Goluoglu & D.F.Hollenbach & L.M.Petrie, WORKER: SCALE SYSTEM MODULE FOR CREATING AND MODIFYING WORKING FORMAT LIBRARIES, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F20, January 2009.
    9. M.L.Williams & M.Asgari & D.F.Hollenbach, CENTRM: A ONE-DIMENSIONAL NEUTRON TRANSPORT CODE FOR COMPUTING POINTWISE ENERGY SPECTRA, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F18, January 2009.
    10. M.L.Williams & D.F.Hollenbach, PMC: A PROGRAM TO PRODUCE MULTIGROUP CROSS SECTIONS USING POINTWISE ENERGY SPECTRA FROM CENTRM, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect., F19, January 2009.
    11. D.F.Hollenbach & L.M.Petrie & S.Goluoglu & N.F.Landers & M.E.Dunn, KENO-VI: A GENERAL QUADRATIC VERSION OF THE KENO PROGRAM, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F17, January 2009.
    12. I.C.Gauld & O.W.Hermann, COUPLE: SCALE SYSTEM MODULE TO PROCESS PROBLEM-DEPENDENT CROSS SECTIONS AND NEUTRON SPECTRAL DATA FOR ORIGEN-S ANALYSES, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F6, January 2009.
    13. I.C.Gauld & O.W.Hermann & R.M.Westfall, ORIGEN-S: SCALE SYSTEM MODULE TO CALCULATE FUEL DEPLETION, ACTINIDE TRANSMUTATION, FISSION PRODUCT BUILDUP AND DECAY, AND ASSOCIATED RADIATION SOURCE TERMS, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F7, January 2009.
    14. I. C. Gauld & J. E. Horwedel, OPUS/PLOTOPUS: AN ORIGEN-S POST-PROCESSING UTILITY AND PLOTTING PROGRAM FOR SCALE, ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F15, January 2009.
    15. M.D.DeHart: NEWT: A NEW TRANSPORT ALGORITHM FOR TWO-DIMENSIONAL DISCRETE ORDINATES ANALYSIS IN NON-ORTHOGONAL GEOMETRIES: ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F21, January 2009.
    16. Gauld IC, Bowman SM, Horwedel JE: ORIGEN-ARP: AUTOMATIC RAPID PROCESSING FOR SPENT FUEL DEPLETION, DECAY, AND SOURCE TERM ANALYSIS: ORNL/TM-2005/39, January 2009.
    17. Ilas G, Gauld IC, Difilippo FC, Emmett MB: Analysis of Experimental Data for High Burnup PWR Spent Fuel Isotopic Validation—Calvert Cliffs, Takahama, and Three Mile Island Reactors: ORNL/TM-2008/071, February 2010.

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