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SARAX-FXS程序是基于确定论方法,适用于快谱堆芯组件能谱、均匀化参数计算的程序。由于快堆中组件空间自屏的非均匀效应不可忽视,本文将基于一维圆柱、平板几何的碰撞概率方法加入SARAX-FXS模块,并以等效一维模型计算组件的均匀化参数。为保证能群归并前后的核反应率守恒,在组件计算中引入超级均匀化(SPH)因子修正截面。采用快堆基准题MET-1000对程序的计算结果进行验证,结果表明,与参考解相比,SARAX-FXS的一维计算模块具有较高的精度,特征值计算相对偏差在100~200pcm之间。堆芯计算结果显示,引入SPH因子可提高特征值计算的精度约300pcm,功率分布的均方根误差可从约3%下降至约1%。 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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栅格非均匀计算过程中采用的全反射边界条件近似带来的中子射流效应和中子能谱干涉效应等环境效应对栅元均匀化常数具有较大影响。为在全堆芯pin-by-pin计算中处理环境效应带来的影响,本文从两个方面进行了计算分析。首先,基于棋盘式多组件问题对栅元均匀化群常数相对误差及各能群栅元不连续因子相对重要性进行了分析,可发现在等效均匀化常数中,热群不连续因子对全堆芯pin-by-pin计算精度的影响最重要;其次,基于最小二乘法建立了热群栅元不连续因子和堆芯中子学特征量之间的多项式函数关系,利用参数化技术提出了热群常数堆芯在线计算方法,其中堆芯中子学特征量包括扩散系数、移出截面、中子源项、归一化中子通量密度等。采用C5G7基准题和KAIST基准题进行了数值验证,计算结果表明,热群常数堆芯在线计算方法能有效降低全堆芯pin-by-pin计算特征值和棒功率相对误差,对处于不同燃料组件交界面附近的栅元,计算精度提升尤为显著。 相似文献
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栅格非均匀计算过程中采用的全反射边界条件近似带来的中子射流效应和中子能谱干涉效应等环境效应对栅元均匀化常数具有较大影响。为在全堆芯pin by pin计算中处理环境效应带来的影响,本文从两个方面进行了计算分析。首先,基于棋盘式多组件问题对栅元均匀化群常数相对误差及各能群栅元不连续因子相对重要性进行了分析,可发现在等效均匀化常数中,热群不连续因子对全堆芯pin by pin计算精度的影响最重要;其次,基于最小二乘法建立了热群栅元不连续因子和堆芯中子学特征量之间的多项式函数关系,利用参数化技术提出了热群常数堆芯在线计算方法,其中堆芯中子学特征量包括扩散系数、移出截面、中子源项、归一化中子通量密度等。采用C5G7基准题和KAIST基准题进行了数值验证,计算结果表明,热群常数堆芯在线计算方法能有效降低全堆芯pin by pin计算特征值和棒功率相对误差,对处于不同燃料组件交界面附近的栅元,计算精度提升尤为显著。 相似文献
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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。 相似文献
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本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。 相似文献
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两步法反应堆物理计算流程中,组件均匀化群常数显著影响堆芯计算精度。相比确定论方法,连续能量蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,避免繁琐共振自屏计算,保留更多连续能量信息,不仅产生的群常数更精确,而且普适性也更强。作为实现连续能量蒙特卡罗组件均匀化的第一步,本文应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得不能直接应用确定论方法计算群间散射截面和高阶勒让德系数,应用P1截面计算扩散系数。为还原两步法计算流程中组件在堆芯的临界状态,本文应用BN理论对均匀化群常数进行泄漏修正。在4种类型组件和简化压水堆堆芯上数值验证蒙特卡罗均匀化群常数。验证结果表明:连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化群常数具有良好几何适应性,显著提高堆芯计算精度。 相似文献
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针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆(SCWR-M)进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能(包括燃耗性能)进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。 相似文献
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The new SCWR conceptual design (SCWR-M) is proposed on the basis of a mixed spectrum core consisting of a thermal spectrum zone and a fast spectrum zone. This new core design is considered to be the hybrid of the existing thermal SCWR and fast SCWR cores. It combines the merits of both thermal and fast SCWR cores, at the same time minimizes their shortcomings. For the thermal zone, the difficulties in the mechanical design and the maximum cladding temperature can be reduced as far as possible by the co-current flow mode; and for the fast zone, a sufficiently large negative coolant void reactivity coefficient and breeding ratio can be achieved by the multi-layer arrangement of fuel rods.The performance, including the burn-up behavior, of the proposed core is investigated with 3-D coupled neutron-physical and thermal-hydraulic calculations. During the coupling procedure, the thermal-hydraulic behavior is analyzed using a sub-channel analysis code and the neutron-physical performance is computed with a 3-D diffusion code. The results obtained so far have shown that the mixed spectrum SCWR concept (SCWR-M) is feasible and promising. 相似文献
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超临界水堆(SCWR)是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆(SCWR-M)为研究对象,建立合理的数学模型,开发了针对超临界水堆系统的瞬态分析程序TACOS。运用TACOS程序对SCWR-M进行了稳态计算和部分失流事故的瞬态分析。稳态计算的结果与设计值符合良好。部分失流事故的分析结果表明,事故中包壳表面最高温度为702.6 ℃,与安全限值相比有很大裕度。部分失流事故过程中不需采取特殊的安全措施,堆芯可自行回到安全状态。 相似文献
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基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用 总被引:1,自引:1,他引:0
为能够对超临界水堆(SCWR)堆芯进行子通道分析,开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型,加入了新的边界条件和水物性模块,以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性,采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模,并进行稳态计算。结果表明,该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析,并较好地解决了慢谱组件计算中慢化通道和冷却通道间的热耦合及逆向流动的模拟问题。 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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