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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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SCWR类三角形通道超临界流动传热定位格架结构影响研究 总被引:1,自引:0,他引:1
基于带定位格架类三角形子通道超临界水流动传热试验,数值研究了棒径为8mm,栅距比为1.4的超临界水冷堆(Supercritical Water Cooled Reactor,SCWR)类三角形通道超临界流动传热定位格架结构影响,分析了同型定位格架典型结构参数和不同定位格架型式对堆芯通道超临界流动传热特性的影响规律。研究结果表明:定位格架可强化堆芯通道超临界水传热,同型格架本体厚度越大,压力损失越高,格架处壁面温度越低,局部换热能力越好,当增大格架本体厚度,弱化程度无明显差异;阻流片型定位格架下游局部换热能力提高显著,阻流片直径越大,上游压力越大,局部壁温越低,换热系数越高,增大阻流片直径可减小传热弱化区域大小,强化传热能力;不同定位格架型式对比研究发现交错叶片型弱化区域最大,阻流片型定位格架弱化区域最小,阻流片型定位格架具有最佳的传热强化效果。 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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基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 相似文献
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超临界水冷反应堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种堆型中唯一的轻水堆型.SCWR和现有的轻水堆相比,具有热效率高,系统设备大大简化的优点.世界范围内的研究纷纷展开,其中燃料组件的设计优化及堆芯布置是一个重要的研究方向.本文分析比较了当前比较流行的几种燃料组件设计,在采用同一富集度燃料且不含可燃毒物的情况下,利用MCNP程序对这几种组件的当地功率峰值因子进行了计算,发现其离设计目标还有一段距离.本文分析了影响当地功率峰值因子的若干因素,发现对于正方形组件,在均匀慢化、降低当地功率峰值因子的同时也使得组件整体上慢化不足,表现为倍增因子降低,这主要与燃料棒的排列方式有关.通过对比分析发现,相对于正方形排列,改进过的六角形排列更容易解决充分慢化和均匀慢化之间的矛盾,实现组件设计的优化. 相似文献
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超临界水冷堆堆芯子通道稳态热工分析 总被引:1,自引:1,他引:1
超临界水冷堆(SCWR)作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆,冷却剂出口温度可达500℃,具有良好的经济性.本文采用改进的COBRA-IV程序对超临界水冷堆方形组件子通道进行稳态热工分析.对计算结果进行分析可知:减小慢化剂通道中给水质量流量份额和加大慢化剂通道与相邻子通道之间的热阻,可以降低热管焓升,后者还可以得到较好的慢化效果.通过热通道的传热恶化分析发现,超临界水冷堆的设计不能避免传热恶化,必须精确计算传热恶化条件下的包壳温度才能确定包壳能否保证其完整性. 相似文献
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利用在核电厂动态仿真器DSNP上开发完成的仿真程序OXSYS,分析计算了氧化物燃料钠冷快堆CRBRP在超功率和失流事故瞬态下的响应特性,所得结果与国外系统分析程序SSC-L、FPRE-Ⅱ的相应计算结果符合较好。 相似文献
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提出了超临界水冷混合堆快谱区多层燃料组件设计方案.应用MCNP程序为该组件建立计算模型,并进行了相应的物理计算;同时运用子通道分析程序STAFAS对多层燃料组件子通道进行了初步的稳态热工分析.计算结果表明:超临界水冷混合堆快谱区多层燃料组件燃料转换比超过1.0,并且获得负的冷却剂空泡反应性系数;燃料包壳表面最高温度约为595℃,低于设计准则规定的上限值,同时组件各子通道出口冷却剂温度均匀性较好.通过对燃料棒径敏感性分析可知,较大棒径组件燃料转换比较大,但也会导致热通道包壳表面温度峰值升高. 相似文献