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超临界水冷反应堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种堆型中唯一的轻水堆型.SCWR和现有的轻水堆相比,具有热效率高,系统设备大大简化的优点.世界范围内的研究纷纷展开,其中燃料组件的设计优化及堆芯布置是一个重要的研究方向.本文分析比较了当前比较流行的几种燃料组件设计,在采用同一富集度燃料且不含可燃毒物的情况下,利用MCNP程序对这几种组件的当地功率峰值因子进行了计算,发现其离设计目标还有一段距离.本文分析了影响当地功率峰值因子的若干因素,发现对于正方形组件,在均匀慢化、降低当地功率峰值因子的同时也使得组件整体上慢化不足,表现为倍增因子降低,这主要与燃料棒的排列方式有关.通过对比分析发现,相对于正方形排列,改进过的六角形排列更容易解决充分慢化和均匀慢化之间的矛盾,实现组件设计的优化. 相似文献
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堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。 相似文献
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三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究 总被引:2,自引:0,他引:2
介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H/CSIM-H,六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上,采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布,并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础.参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来,可以考虑燃耗,功率、慢化剂密度变化.控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明,临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好,偏差均在工程要求之内。 相似文献
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