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模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。 相似文献
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针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。 相似文献
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作为调节功率以及启停堆的重要手段的控制棒和吸收球是模拟机模型中不可忽略的一部分。控制棒和吸收球的运动是连续的,在模拟控制棒和吸收球的过程中,控制棒或吸收球有可能不能完全填充1个网格,若网格细化,则会增加计算时间,使计算速度达不到模拟机的要求。本文提出利用吸收等效的方法,通过改变控制棒和吸收球所在位置的网格的宏观截面,模拟控制棒在不同位置对于堆芯状态的影响。与设计结果进行比较可知,使用等效的宏观截面计算的控制棒和吸收球价值与简化前的价值基本吻合,说明吸收等效方法用于模拟机中的控制系统是可行有效的。 相似文献
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《核工程研究与设计》2008,(4)
研究堆换料模型以日本JRR3M堆为基础建立,堆芯燃料管理采用以CITATION为主的程序包计算,包括:截面生成程序CSMAKE、堆芯计算程序CITATION、控制棒调节程序ARDP以及燃耗计算程序BURNFCTA。以此程序包对研究堆燃料管理进行改进研究,分别得到了满足不同改进要求的平衡循环方案。 相似文献
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高温气冷堆堆芯流场计算是高温气冷堆系统分析模拟的重要部分。原堆芯流场计算程序在采用分块迭代方法计算耦合流场时,部分工况收敛速度慢、耗时长,甚至出现不收敛问题。基于此,本文分析了分块迭代方法的收敛性,从全局求解的思路出发,并根据堆芯流场模型的特点使用直接求解法,开发了一套用于计算高温气冷堆堆芯流场的高效全局求解方法。与分块迭代方法相比,全局求解方法的收敛性和计算效率均得到很大提高。 相似文献
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高温气冷堆的三维燃耗计算、三维控制棒价值计算、堆芯功率重构以及芯外探测器响应分析都必须通过三维计算实现.由于高温气冷堆侧反射层中控制棒与吸收球区均为强吸收体,因此,在该区域无法直接用扩散方法计算,而用输运方法实现三维计算又过于耗时.根据不连续因子理论,利用二维(R,θ)几何下输运-扩散耦合计算,实现控制棒与吸收球区的局部均匀化,求得不连续因子和均匀化截面.在此基础上,实现带不连续因子的三维扩散计算.计算结果表明:常规的扩散计算会带来误差,采用不连续因子修正的扩散计算,不但对中子注量率分布改善明显,对本征值、控制棒价值等的改善也很明显,可逼近精细的输运方程的结果,而计算量明显减少.带不连续因子修正的扩散计算是实现高温气冷堆三维计算的有效途径. 相似文献
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The modular high-temperature gas-cooled nuclear reactor (MHTGR) is seen as one of the best candidates for the next generation of nuclear power plants. China began to research the MHTGR technology at the end of the 1970s, and a 10 MWth pebble-bed high-temperature reactor HTR-10 has been built. On the basis of the design and operation of the HTR-10, the high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module (HTR-PM) project is proposed. One of the main differences between the HTR-PM and HTR-10 is that the ratio of height to diameter corresponding to the core of the HTR-PM is much larger than that of the HTR-10. Therefore it is not proper to use the point kinetics based model for control system design and verification. Motivated by this, a nodal neutron kinetics model for the HTR-PM is derived, and the corresponding nodal thermal-hydraulic model is also established. This newly developed nodal model can reflect not only the total or average information but also the distribution information such as the power-distribution as well. Numerical simulation results show that the static precision of the new core model is satisfactory, and the trend of the transient responses is consistent with physical rules. 相似文献
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高温气冷堆紧急停堆后需要快速冷却堆芯,使其达到重新启动条件,制定合理的冷却方案对于减少电厂运行成本和保护设备安全具有重要意义。本文建立了冷却系统的数学模型,对冷却过程中关键设备的传热传质过程进行了动态数值模拟。首先分析了德国高温气冷堆采用的直接冷却方案,结果表明,此方案无法避免对设备形成冷冲击或热冲击,风险性较大。进而提出了适用于我国高温气冷堆的新方案,新方案包括4个步骤:蒸汽发生器排水-卸压-预冷-冷却堆芯。动态分析表明,新方案成功地避免了冷/热冲击,大幅提高了安全性,冷却时间也在可接受范围内。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(6):219-220
A new approximate method for calculating the effectiveness of multiple control rods fully inserted in a reactor is described. This method is appicable to a bundle of many control rods, regardless of the number of rods, as well as to an array of a limited number of few rods. Using either the sink model or the well model, a reactor equation of kernel form is obtained. The reactor equation is a two-dimensional diffusion equation with two-group diffusion kernel. In order to facilitate numerical computation of the eigenvalue, the integral equation is reduced to a set of linear homogeneous equations, by dividing the reactor into a large number of unit cells containing at most one control rod. This method has been programmed for the IBM 7090, the code being given the designation ELC. The iterative procedure used converges much faster than the standard accelerated finite-difference programs. Using the ELC code, the effectiveness of an array of four control rods fully inserted in a cylindrical reactor was calculated. The results are in good agreement with those found by the Scaletter-Nordheim method. In the case of a large number of control rods, there is no alternative method to be compared with. 相似文献
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相比传统大型核电厂,微型反应堆各系统功能间紧密耦合且相互制约,传统的分专业解耦设计模式难以应对,需开展全范围的系统仿真。采用Modelica语言建立了气冷式微型反应堆的系统仿真模型,以未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)事故为例开展事故分析计算,并与专业堆芯安全分析结果对比,结果表明反应堆功率变化趋势较为一致,且ATWS事故后仅依靠堆芯温度升高引入的负反应性可实现停堆。本文研究方法为气冷式微型反应堆的全系统建模仿真打下了坚实基础,也为其他类型反应堆的系统建模仿真提供了很好的借鉴作用。 相似文献
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