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介绍一种求解瞬态两群多维中子扩散方程的动力学节块方法。这种方法是基于非线性解析节块方法而建立的,这里主要介绍时间域近似方法以及粗网有限差分方程的数值求解方法。根据所提方法研制了计算程序 NODAN-K, 并使用几种动力学基准问题对该程序进行了检验。数值结果表明这种节块方法具有令人满意的计算精度和计算效率,可以作为多维中子学模型在轻水反应堆瞬态分析中应用。 相似文献
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用于大型轻水堆三维分析的改进型节块法 总被引:1,自引:1,他引:0
在求解反应堆三维空间功率分布时,采用改进的节块耦合系数计算公式,并以保持堆芯总泄漏不变为前提,依据几何等效,调整径向边界不同部分的泄漏分配。对国际原子能机构三维基准问题所作的数值计算表明;这种改进型节块法用于大型轻水堆三维分析,是有适当精度而又十分快速的。 相似文献
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应用三维节块法程序计算动态参数李泽华(中国原子能科学研究院)关键词动态参数,缓发中子,中子每代时间,快堆物理计算1前言缓发中子的有效份额β和中子每代时间在反应堆的瞬态特性分析中是十分重要的参数。在三维六角形节块法程序[1]中增加了基于一阶微扰理论计算... 相似文献
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本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。 相似文献
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SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发 总被引:2,自引:1,他引:1
耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。 相似文献
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熔盐堆是第四代先进反应堆6个候选堆型之一,包括液态燃料熔盐堆和固态燃料熔盐堆,其中固态燃料熔盐堆采用高温熔盐作为冷却剂,具备高温、常压、高功率密度等优点,在固有安全性以及经济性上具有极大的优势和潜力。为了开展六角形燃料组件熔盐冷却先进高温堆瞬态分析和安全评估,基于指数变换和六角形节块展开法,开发了三维时空动力学程序TCORE3D-HEX。选取了两个俄罗斯VVER型压水堆国际基准题算例,通过对比及分析国际上几种适用于六角形几何的时空动力学程序,验证TCORE3D-HEX程序的正确性。结果表明:基于指数变换和六角形节块法开发的三维时空动力学程序数值计算结果与国际上其他程序计算结果符合得很好,初步验证了程序的正确性,为钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)设计提供了可靠的分析和评估工具。 相似文献
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介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBRA-IV耦合,形成PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-IV对OECDNEACPRPWR弹棒基准问题的计算表明,即使每个组件使用一个节块、每个节块一个通道.NLSANMT/COBRA-IV的计算结果仍然和参考值符合得很好. 相似文献
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六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡尔坐标系下较为精确求解多维中子扩散方程。本文通过径向半解析节块法耦合轴向高阶节块展开法的综合节块方法开发了反应堆三维中子物理计算软件SA HNHEX,并对VVER 440二维、三维基准题进行建模与仿真计算。计算结果与参考值符合较好,初步验证了使用该方法进行反应堆堆芯中子扩散计算的正确性。 相似文献
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瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。 相似文献
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介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBRA-Ⅳ耦合,形成PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-Ⅳ.对OECD NEACPR PWR弹棒基准问题的计算表明,即使每个组件使用一个节块、每个节块一个通道,NLSANMT/COBRA-Ⅳ的计算结果仍然和参考值符合得很好. 相似文献
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《核动力工程》2018,(Z2)
为保证三维堆芯瞬态计算过程中的静、瞬态精度与实时性的要求,采用高阶节块展开法对全堆芯细网划分进行静态数值计算,得到非均匀中子通量和界面中子流;采用体积通量权重法进行细网到粗网的均匀化过程,得到均匀化群参数、界面不连续因子与边界反照率;在瞬态计算过程中,根据棒位变化与热工水力参数反馈实时修正均匀化参数与不连续因子;最后利用基于不连续因子校正的粗网有限差分法,实现了三维堆芯静态、瞬态计算,并编制计算程序,进行了典型LMW算例的数值模拟验证。仿真实验证实此方法在空间与时间两个维度上,均达到与高阶节块展开法等同的精度,且计算效率高于将节块展开法直接应用于瞬态计算的数值模拟程序,满足开发核电站全范围模拟机三维堆芯模型的需要。 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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基于实验给出的溶液堆的气泡模型和温度模型,分别用点堆动力学和三维中子输运理论对溶液堆的瞬态进行了模拟和分析。利用研制的程序,对溶液堆不同工况、引入不同反应性的情况进行了模拟,得到了溶液堆可稳定的功率水平和事故情况下的功率波动。数值计算结果表明,基于点堆动力学和反应性反馈机制建立的模型,计算速度快,适合对溶液堆进行在线模拟和快速分析;而基于三维中子输运理论建立的模型,采用改进的准静态方法进行求解,计算精度较高,计算速度可接受,可用来对溶液堆进行精确的安全分析。 相似文献