热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证

中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。

适用于海洋条件的子通道分析程序开发及应用

基于海洋条件分析起伏和摇摆条件下的附加力计算方法,得出典型海洋条件下动量守恒方程的修改方法和压力边界条件修改方法。以此为依据,修改具有自主知识产权的子通道分析程序ATHAS,得到适用于海洋条件下的子通道分析程序ATHAS/OE。运用ATHAS/OE对陆奥反应堆堆芯进行起伏和摇摆条件下的热工水力分析;同时用COBRA-IV进行同样分析,验证ATHAS/OE的正确性。分析结果表明:起伏条件下ATHAS/OE所得计算结果与运用COBRA-IV的计算结果符合良好;起伏和摇摆条件下,子通道出口的质量流速、含汽率、堆芯最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)都呈现周期性振荡;起伏条件下,由于进行了针对振荡加速度场下临界热流密度(CHF)计算的修正,相较于陆基条件下,起伏条件总是降低了堆芯MDNBR;而在摇摆条件下由于并未引入修正CHF计算的数学模型,故堆芯MDNBR的振荡很小。

光棒束轴向交混特性的数值模拟研究

为了准确预测燃料组件出口上游的临界状况,提高安全分析的可靠性,采用CFD方法对光棒束子通道间的流动交混进行研究。对光棒束建立模型,选取SST模型进行计算,完成网格敏感性分析,在额定工况下得到轴向不同位置的子通道温度分布。利用子通道分析程序与数值模拟数据相配合,共同确定光棒束轴向不同位置的交混系数。计算结果表明:如果将入口处的交混现象视为局部交混,可以发现当局部交混影响减弱,随着轴向长度的增加,交混系数呈现出逼近0的趋势;选取16个中心通道和选取全部子通道计算所得的轴向交混系数无太大差别;入口处的交混是由于热边界层发展造成的,并非是由于入口处流量分配造成。

PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析

利用蒙特卡罗程序(MCNP)和子通道程序ATHAS对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)燃料组件进行物理热工耦合分析;这种耦合方式是合理有效的。分析结果表明:PT-SCWR组件中燃料富集度的分布对燃料组件的径向功率分布有很大影响,通过调节各圈棒束的燃料富集度,可以有效地改善径向功率分布;慢化剂厚度对棒束轴向功率分布有明显影响,当慢化剂厚度为25 cm时,轴向功率分布最接近余弦形状。

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础,采用一子通道分析程序作为参照,对它们各自的计算结果进行比较,通过对单通道的两个热工参数进行修正,使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想、物理模型、程序计算流程等。

基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究

分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式—ACC (ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率。