SCWR堆芯稳态性能分析程序计算偏差分析

针对剧烈传热情况下超临界水堆堆芯稳态性能分析程序SNTA与SRAC堆芯轴向功率分布计算结果偏差较大的问题,分析偏差产生的主要原因。逐一排查影响因素,确认轴向功率分布偏差主要源于截面反馈作用不同。SRAC程序与SNTA程序采用的截面数据库和能群结构不同,SRAC程序计算的反应性密度系数相对较大,密度分布与功率分布的反馈作用更为显著,轴向功率分布曲线更为陡峭。相较于SRAC程序,采用精细能群结构的SNTA程序更适用于具备强核热耦合特性且中子能谱偏硬的超临界水堆堆芯的耦合计算与性能分析。     

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

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。     

基于燃料棒层面核热耦合的超临界水堆堆芯研究

针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点,建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化堆芯中子学/热工水力耦合方法,开发了子通道程序NCEDSCWR、节块扩散计算程序MRAPS、多功能程序COUPLE,结合西屋公司组件能谱计算程序PARAGON,构建了堆芯中子学/热工耦合分析程序系统SCAP。以具有121盒燃料组件的超临界水堆堆芯进行模拟分析,研究了堆芯三维功率分布和流体物性分布的特点以及反应性参数与重要同位素密度等随燃耗的变化规律。结果表明,本文提出的精细化核热耦合方法和开发的程序系统可以应用于超临界水堆堆芯的研究与分析,相关研究结果对超临界水堆堆芯设计具有一定的指导意义。     

超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD程序进行比较,结果表明,两者计算结果符合较好,Xpack程序的计算效率提高了60倍左右,证明该程序是高效、可靠的。     

超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析

为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题,本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理-热工耦合稳态分析模型,并针对文献给出的美国超临界水堆参考设计方案进行了稳态堆芯参数的计算,得出了和文献相一致的结论,为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础.     

高性能轻水堆中子物理-热工水力耦合行为分析

针对1种典型的"三流程"超临界水堆——高性能轻水堆(HPLWR)开发了中子物理-热工水力耦合分析程序,并对其堆芯进行了核热耦合计算。基于该程序开展了传热关系式敏感性研究,得出适用于HPLWR核热耦合的传热关系式,进而对HPLWR进行中子物理-热工水力耦合行为计算,得出了一些关键参数沿轴向的分布规律。结果表明:开发的程序可较好地分析高性能轻水堆的中子物理-热工水力耦合行为。     

超临界水堆堆芯新型燃料组件设计分析

超临界水堆(SCWR)作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆,具有良好的经济性与技术延续性.本文采用最新开发的热工-物理耦合计算程序对超临界水堆方形燃料组件进行稳态热工与中子物理耦合分析,提出一种新型的超临界水堆堆芯燃料组件设计.现有单排组件设计与新型双排燃料组件设计的计算结果表明,双排组件具有功率径向分布均匀,包壳...     

钠冷行波堆和驻波堆堆芯特性对比分析

采用自开发的MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE对所设计的钠冷行波堆和驻波堆开展中子学和燃耗分析;基于MCORE获得的功率分布,采用自开发的钠冷快堆堆芯稳态热工水力分析程序SAST对钠冷行波堆和驻波堆堆芯开展热工水力分析。对比钠冷行波堆和驻波堆的堆芯物理特性和热工水力特性,结果表明：驻波堆在燃耗、最高包壳和燃料芯块温度方面具有优势,而行波堆在反应性波动和堆芯冷却剂出口温度均匀性方面具有优势。     

超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。     

物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析

物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明：在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。