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本工作对某型空间堆堆芯内部热工水力不均匀特性进行了数值分析,针对不同工况下空间堆堆芯内部流动和传热特性尝试采用核热耦合方法进行数值模拟计算,首先使用六角形变分节块法三维全堆芯中子学扩散计算得到堆芯功率分布参数,然后对堆芯进行三维建模并导入商用CFD软件STARCCM+进行计算。数值模拟过程中,分析了稳态条件下堆芯径向功率分布不均匀性对内部流动和传热的影响规律;同时分析了当落棒事故发生时,堆芯轴向功率分布不均匀性对流场的影响规律。本研究基于核热耦合技术初步计算得到上述工况下的堆芯流体温度、速度、堆内最高温度点等参数分布,经过对计算结果的分析,获得了稳态工况及落棒事故工况下堆芯内部流动传热情况以及温度和速度三维分布的不均匀特性。 相似文献
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堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。 相似文献
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热管冷却反应堆(简称“热管堆”)高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 相似文献
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铅基快堆由于较好的冷却剂固有安全性和燃料增殖效应而在核电中被逐渐关注,模块化铅基核电堆芯更能进一步提升堆芯的经济性。本文从堆芯核设计角度出发,分析了100 MW、300 MW、500 MW、700 MW和1 000 MW等不同热功率水平的堆芯分别采用UO2和U-10Zr合金燃料在2000EFPD的换料周期内的经济性。计算分析结果显示:在保持堆芯泄漏基本不变和相同寿期的情况下,堆芯功率水平与堆芯铀装量呈线性增加趋势,同时燃料利用率随堆芯功率水平和堆芯尺寸的增加而逐渐增加;UO2燃料堆芯适用于低功率水平(如100 MW)和较高功率水平(如1 000 MW)的堆芯装载,低功率水平下堆芯铀装量更少,高功率水平下堆芯增殖性能与堆芯能量输出匹配,更利于堆芯反应性控制;U-10Zr燃料堆芯适用于中等功率水平(如500 MW)的堆芯装载,在该功率水平和堆芯尺寸下,堆芯的增殖性能与堆芯能量输出基本匹配,能够充分发挥U-10Zr燃料的高增殖性能。本文通过对铅基模块化核电不同功率水平的经济性进行分析研究,为当前铅基模块化核电的单堆功率提出最佳经济性分析,为铅基模块... 相似文献
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为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO2燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO2燃料核芯以保证堆芯235U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯235U装量较UO2堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(FQ)由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(FDH)由1.79降低至1.33。 相似文献
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通过简化假设,分析了中子传输矩阵的物理意义,推导出中子传输矩阵数学模型,并利用以往的数据进行了验证.同时根据矩阵的共轭梯度算法理论,研究利用堆外核探测器系统(RPN)的功率量程通道(PRC)6节电离室信号及堆内中子通量测量系统(RIC)获得的堆内通量分布信号计算中子传输矩阵的方法. 这种算法得到的中子传输矩阵,可以植入冷却剂丧失(LOCA)监测系统(LSS系统).通过LSS系统可以实 时监测堆芯轴向功率分布,进而监测堆芯轴向线功率密度. 相似文献
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一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析的主要任务之一。在实际计算中,根据堆芯的功率分布情况,可将堆芯分成 N 个子通道,每个子通道用 n 来表示。为了分析方便,对应各子通道假设有一个热通道存在。求解时空中子动力学方程,可以给出第 n 个子通道归一化功 相似文献
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随着我国能源形势的发展,核电将面临调峰运行的挑战。CNP600是我国现役的重要堆型,有必要对CNP600长期低功率运行进行评估。为了验证CNP600在长期低功率运行时中子学方面的安全性,从反应堆物理角度对CNP600长期低功率运行进行初步分析,包括长期低功率运行对堆芯径向及轴向功率分布的影响、停堆深度、焓升因子F_(△H)与功率峰因子F_Q的变化、燃耗及最大线功率的变化。计算结果显示,CNP600实行长期低功率运行对径向功率分布的改变很小,对轴向功率偏移的改变剧烈,通过控制棒的调节,可以维持轴向功率偏移的稳定;停堆深度、F_(△H)、燃耗及最大线功率密度均满足安全要求。初步的分析结果表明,CNP600在反应堆方面能满足长期低功率运行。 相似文献
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堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。 相似文献
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岭澳核电站计算堆芯功率的热平衡试验分析 总被引:1,自引:0,他引:1
介绍了岭澳核电站反应堆功率运行时,为了保证RPN核功率测量系统反应堆堆芯功率测量的正确,利用KME(试验仪表系统)进行热平衡试验测量核反应堆堆芯功率的方法与计算原理,及其与大亚湾核电站试验测量方法的不同点、技术的改进及存在的问题。 相似文献
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使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。 相似文献
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AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。 相似文献