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采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故(SA)分析程序的方法,对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应,当满足耦合条件时,系统程序停止计算,切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡,以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例,主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型,选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故(SBLOCA)模型,使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明,过渡参数的选取是正确的,该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数,还保证了后续计算的准确性。 相似文献
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作为数值反应堆中必不可少的物理和热工部分,中广核研究院有限公司开发了三维物理热工耦合分析软件,通过动态链接库技术实现了自主研发的核反应堆系统瞬态分析软件和三维核设计软件的耦合,并已与国际基准题结果对比验证。本文为耦合软件的应用,围绕华龙一号的落棒分析问题,开展不同落棒组合的耦合计算分析,并研究停堆棒组落棒和温度调节棒(R)棒组两组落棒对堆芯功率的影响。分析结果表明,非中心对称的棒组落棒事故会导致堆芯径向功率出现不对称,并使得堆芯出口回路温度不同。落棒反应性价值越大,R棒调节后的稳态功率回升相比初始稳态差异越大,DNBR公式计算值的变化趋势与功率呈现相反规律。 相似文献
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利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。 相似文献
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为验证中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS,对美国钠冷快堆EBR-Ⅱ的SHRT-45R无保护失流试验进行了计算分析。利用FASYS程序对试验的堆芯和一回路进行建模,以两台一回路主泵的转速、中间热交换器二次侧入口流量和温度作为计算边界条件。通过对比分析计算值与试验值发现,以堆芯功率为输入数据时,泵流量和XX09测量组件冷却剂温度计算值与试验值吻合良好,由于采用点模型模拟堆芯上腔室温度,Z形管道进口温度计算值变化较试验值快。在堆芯功率和温度耦合计算情况下,堆芯功率的计算值与实测功率总体上吻合良好,堆芯相对功率低于10%后计算值略有偏大。FASYS程序对SHRT-45R试验的分析,验证了该程序的堆芯热工水力模型、一回路热工水力模型、点堆模型,特别是反应性反馈模型。 相似文献
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在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。 相似文献
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Based on Monte Carlo particle transport code MCNP and self-developed sub-channel thermal-hydraulic code SubTH, a code system MCNP-SubTH coupling neutronics with thermal-hydraulics was developed, which was suitable for steady state analysis for a thorium molten salt reactor moderated by zirconium hydride rod (ZrH-MSR). It solved the difficulties in the neutronics and thermal-hydraulics coupling code due to different mesh types, and has a general validity. MCNP-SubTH exchanged data between MCNP and SubTH by an external coupling. The power density field obtained from MCNP was provided as a SubTH solution file to give a user-specified source term, and then the density and temperature field from SubTH was updated and as a new MCNP input file by MCNP-SubTH to realize iterative calculation. The accuracy of MCNP-SubTH was verified by each relatively independent module. MCNP-SubTH application in the fuel assembly of ZrH-MSR was studied, and its validity was verified. 相似文献
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基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。 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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A new fuel assembly design for a thermal supercritical water cooled reactor (SCWR) core is proposed. Compared to the existing fuel assemblies, the present fuel assembly has two-rows of fuel rods between the moderator channels, to achieve a more uniform moderation for all fuel rod cells, and subsequently, a more uniform radial power distribution. In addition, a neutron-kinetics/thermal-hydraulics coupling method is developed, to analyze the neutron-physical and thermal-hydraulic behavior of the fuel assembly designs. This coupling method is based on the sub-channel analysis code COBRA-IV for thermal-hydraulics and the neutron-kinetics code SKETCH-N for neutron-physics. Both the COBRA-IV code and the SKETCH-N code are accordingly modified. An interface is established for the data transfer between these two codes. This coupling method is applied to both the one-row fuel assemblies (previous design) and the two-row fuel assemblies (present design). The performance of the two types of fuel assemblies is compared. The results show clearly that the two-row fuel assembly has more favorable neutron-physical and thermal-hydraulic characteristics than the one-row fuel assembly. The effect of various parameters on the fuel assembly performance is discussed. The coupling method is proven to be well suitable for further applications to SCWR fuel assembly design analysis. 相似文献
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开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分布,耦合另一个COBRA-Ⅳ程序模块,进行热组件子通道分析得到安全参数。对NEACRP-L-335 C1弹棒基准问题的计算表明,NCC程序的计算结果与参考结果符合很好,说明程序计算正确,可用于评估事故结果。 相似文献