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。

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。

钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型

以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。

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。

压力管式超临界水堆堆芯核热耦合

针对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)新型62棒设计,其功率密度与燃料温度、冷却剂密度/温度紧密耦合,利用中子物理分析程序(WIMS-AECL)和子通道分析程序(ATHAS),对该设计堆芯进行核热耦合分析,并进行优化,结果表明该耦合方法是有效的。分析结果指出新型62棒燃料组件设计包壳最高温度和冷却剂出口温度都低于设计限值,满足设计目标;并且可以通过调整内外圈燃料富集度至5.5%和4.6%、调整燃料组件内圈棒束节圆由5.30cm到5.175cm,进行优化来获取一个均匀的温度分布;通过对比不同栅距下的慢化剂温度系数和空泡系数,得到一个最佳栅距为21cm。

基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究

采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开发的关系式结果进行对比,结果表明,ATHAS软件开发的关系式计算得到的DNBR限值更低,且对烧毁(BO)点轴向位置和CHF的预测率更高。

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。

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。