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在反应堆设计计算中,堆芯热工水力和堆芯物理的耦合十分重要。本文以秦山二期核电站反应堆堆芯作为研究对象,使用栅元计算程序CASMO4E对各类型的组件进行均匀化参数的计算;完成热工物理耦合反馈变量的敏感性分析;采用两种方法生成耦合需要的截面库,并对其进行误差分析。 相似文献
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针对美国橡树岭国家实验室(ORNL)熔盐堆(MSR)实验的堆芯设计,采用物理分析程序MCNP进行三维堆芯功率分布计算。针对以石墨作为慢化剂的堆芯结构,开发了并联多通道程序来进行堆芯热工水力分析。在此基础上,把物理和热工分析程序进行耦合,用ORNL技术报告中的相关内容来验证物理 热工耦合分析的可行性和准确性。结果表明,本工作的耦合计算方法可获得熔盐堆堆芯功率分布、温度分布、压降和流量分配。熔盐堆耦合程序的研发对熔盐堆概念设计、运行分析有重要意义。 相似文献
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《核科学与工程》2018,(5)
本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。 相似文献
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针对更为精细和准确的堆芯建模与热工水力分析需求,基于自主研发的Non LOCA热工水力分析程序GINKGO和三维物理程序COCO,采用动态链接库(DLL)技术开发了GINKGO/COCO耦合程序;介绍了耦合程序的开发原理和实现方式,并采用经济合作与发展组织(OECD)主蒸汽管道破裂事故(MSLB)国际基准题对其进行了验证。结果表明,GINKGO/COCO耦合程序的计算结果与OECD MSLB国际基准题的结果较为吻合。因此,GINKGO/COCO耦合程序具有良好的计算能力和可靠性。 相似文献
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反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况,本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程;热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性,堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比,验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证,并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明:MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好,能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。 相似文献
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《核动力工程》2015,(4):41-44
基于节块法中子扩散计算程序,二次开发了具备调棒临界-燃耗计算及燃料管理能力的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态中子学计算程序NGFMN_S。通过模块化方式耦合NGFMN_S和超临界水堆子通道热工-水力计算程序ATHAS,开发了超临界水堆堆芯三维物理-热工水力耦合稳态性能分析程序SNTA。针对超临界水堆堆芯CSR1000,通过与耦合程序CASIR及SRAC/SPROD对比检验,结果表明:SNTA程序针对CSR1000问题的计算结果与参考程序符合良好;相比于堆芯计算采用细网有限差分方法的CASIR或SRAC/SPROD程序,SNTA程序的计算效率显著提高;适用于具备强烈核热耦合特性的超临界水堆堆芯的稳态性能分析。 相似文献
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中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验(SCWR-FQT)的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验证。本文应用修过后的系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行建模,同时结合堆芯中子物理的计算结果,对由于压力管进口管破裂形成的失水事故进行热工水力和中子物理的耦合分析,并讨论了物理耦合中停堆棒的负反应性、冷却剂温度系数等参数对结果的影响。计算结果表明,进行了中子物理耦合的结果得到的最高包壳温度比未进行中子耦合的结果要低15℃,同时停堆棒引入的负反应性是该事故过程中影响燃料棒最高包壳温度的一个主要因素。 相似文献
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在系统热工水力程序RELAP5/mod3.2的基础上,采用显式方法建立了堆芯三维时空中子动力学与一维热工水力计算的耦合模型,接入基于非线性迭代半解析节块法的三维瞬态物理分析模型(NLSANMT)后,形成了一个具有堆芯三维瞬态物理特性分析能力的系统计算程序NLSANMT/RELAP5(mod3.2).通过核动力反应堆温度反馈系数、堆芯功率分布参数的校算及单束控制棒失控抽出事故的模拟分析,验证了接口的正确性.验证结果表明,与RELAP5/mod3.2相比,所开发的NLSANMT/RELAP5(mod3.2)程序具有更强的堆芯物理瞬态分析能力. 相似文献
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针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。 相似文献