基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析

子通道程序是反应堆热工领域的重要计算工具,利用不确定性分析方法能够有效识别和量化程序输入参数和模型假设的不确定性,从而提高程序的可靠性,为热工水力参数设计提供更可靠的参考依据。本文基于子通道程序SUBCHANFLOW,对10 MW小型铅铋反应堆在稳态和失流事故瞬态情况下进行了不确定性分析。首先,建立了全堆芯子通道模型,并确定了可能影响目标参数的输入参数。随后,采用最优拉丁超立方抽样方法在输入参数分布范围内采样,并输入到SUBCHANFLOW中得到失流事故瞬态和稳态情况下的不确定带。最后,通过灰色关联度分析,对瞬态和稳态敏感性进行了评估。计算结果表明:在瞬态和稳态情况下,目标参数的不确定带均能包络名义值;在瞬态情况下,芯块最高温度容忍上限为674.55℃,包壳最高温度容忍上限为618.31℃,且各参数计算精度基本小于7%;目标参数的不确定性主要来自入口温度、燃料棒高度、出口压力、总功率和包壳热导率等参数,其中入口温度影响最大。本研究揭示了在失流事故瞬态和稳态条件下,SUBCHANFLOW程序的计算不确定性以及各参数对系统响应的敏感性差异,有助于进一步优化和改进反应堆设计和运行策略,提高铅铋反应堆的安全性和可靠性。

基于高精度子通道程序的棒束临界热流密度机理模型

传统棒束临界热流密度关联式受限于子通道粗糙的划分方式以及棒表面局部参数计算的不准确性而无法有效外推,针对特定燃料组件开发的棒束临界热流密度关系式只能用于特定的棒束几何结构。对于导向管存在的棒束结构仍需额外的修正,不满足局部现象假设,无法实现真正的预测。为满足新型燃料组件以及新型堆等不同棒束几何下临界热流密度的预测需要,基于西安交通大学开发的高精度子通道程序建立了棒束临界热流密度机理模型。高精度子通道程序在原有子通道划分的基础上进一步细分,并结合格架分布式阻力模型使流场的计算更加细致准确。对基于高精度子通道程序开发的棒束临界热流密度机理模型进行了验证,预测值与实验值之比的平均值为0.99,均方差为4.69%,且无需对冷壁效应进行额外修正。

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。

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。

数据并行传输程序中代码坏味检测算法研究

程序中某些代码坏味会导致整个程序无法顺利运行,此时,需要清除引起程序错误的代码坏味,以保证程序的正常运行。为此提出了一种基于数据并行传输程序的代码异味检测算法。在并行数据传输程序的信道上建立两组独立的数据序列,通过抑制载波幅度调制将它们调制成一对正交载波,由每个子信道中发送的单个脉冲响应决定信道失真情况;利用贝叶斯网络将最新的检测规则转化为概率模型,并从源代码中提取代码坏味度量,实现代码坏味检测。实验结果表明,所提方法的检测结果比Jaccard测距法更准确,保证了整个数据并行传输程序的稳定运行。

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。

基于通用型耦合方法蒙特卡罗核热耦合

在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上,研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比,该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件,利用重复结构热工反馈栅元展开技术,可以实现物理-热工大规模几何模型的快速内部对应,突破了以往核热耦合程序通用性的限制;截面更新方面,采用在线多普勒展宽法(OTF)实现温度对中子截面的反馈作用。该方法只需加载0K的截面库,可以降低对计算机内存的需求,提高计算效率。以单棒及典型压水堆PWR 17×17组件为例,对核热耦合过程进行了稳态模拟分析,结果证明了内耦合方法的可行性、正确性及高效性。

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。

子通道程序对PSBT空泡分布实验计算的不确定性量化分析

为了评估子通道程序的准确性与可靠性,需要定量给出计算结果的不确定性.采用统计学上基于输入参数不确定性传递的方法进行不确定性分析,可以定量得到程序计算结果的不确定范围.在假设模型参数不确定性服从正态分布的基础上,采用统计学方法确定模型参数不确定性的分布以取代传统的专家判断.通过对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题空泡分布实验进行计算,分析子通道程序COBRA-IV对实验结果的预测能力,同时得到满足容忍限的计算结果不确定性上下限.计算结果表明:评估得到的不确定带能较好地包络实验值;同时利用统计均值对模型进行标定后,可以得到比原模型更接近实验值的计算结果.

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。

基于RELAP5和子通道程序的熔盐冷却快堆多尺度热工流体耦合程序开发及应用

自然循环氯盐冷却快堆具有结构简单、固有安全性高和经济性好等特点,是一种非常具有发展潜力的第四代先进核能系统。采用全自然循环驱动的45 MWth小型自然循环氯盐冷却快堆(Small Natural Circulation Chloride Cooled Fast Reactor,SN3CFR)一回路设计,由于系统分析程序堆芯热工模型较为简化,无法模拟堆芯内部详细的紊流交混和横流混合等三维热工流体现象。为了更加精确和高效地开展一回路自然循环热工安全特性研究,基于熔盐冷却快堆子通道分析程序ThorSUBTH和系统分析程序RELAP5-TMSR,开发了适用于熔盐冷却快堆多尺度热工流体耦合程序。通过水平圆管算例和简单闭合循环回路算例开展了耦合程序验证;为进一步评估其适用性,针对SN3CFR自然循环一回路主冷却系统,建立了多尺度模型,计算了反应堆稳态运行参数,分析了反应性引入事故瞬态。结果表明:多尺度热工耦合程序算例计算值与参考结果吻合良好,验证了程序正确性;SN3CFR在额定功率工况下计算值与设计值符合良好,在反应性引入事故工况下各关键热工参数均满足设计限值,验证了耦合程序的适应性。多尺度热工流体耦合程序能够为自然循环熔盐冷却堆的系统设计、优化和安全分析提供有效的计算和分析工具,具有重要的工程意义。

子通道程序SUBSC的开发及稳态验证

采用面向对象模块化编程技术开发了面向大规模热工水力计算的自主化子通道程序SUBSC,利用SUBSC和COBRA程序分别计算了典型压水堆1/4组件,结果表明,两者计算结果吻合很好。为进一步验证SUBSC程序,计算了PSBT稳态5×5棒束基准题,结果表明,在各种工况下SUBSC程序计算得到的通道平均含汽率与实验测量值吻合很好,最大相对偏差仅为0.7%,证明了程序具有较高的计算精度。为提高SUBSC程序的计算效率,引入不完全LU分解预处理的再启动GMRES算法求解质量守恒方程,对多组件的计算结果表明,SUBSC程序具备大规模热工水力计算能力。

基于物理层子信道的单频网组网优化方法

针对利用物理层子信道传输多种业务的地面数字电视单频网,提出了一种基于叠加编码调制的单频网优化方法。该方法对子信道的资源分配方式寻优,并通过启发式算法联合优化基站参数,综合考虑多种业务需求,在保证公共业务覆盖要求的同时提升本地业务的接收效果,对充分利用信道资源、减少单频网分析设计周期具有重要意义。

COBRA-TF 程序的特点

ＣＯＢＲＡＴＦ是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序。鉴于国内现有的ＣＯＢＲＡ版本多为ＣＯＢＲＡⅣ，本文以这两个版本之间的差异为线索，着重介绍了ＣＯＢＲＡＴＦ数学物理模型和数值方法上的特点。此外，本文还对ＣＯＢＲＡＴＦ的实际计算结果与标准实验的结果进行了分析比较。

基于IEEE802.16e的子载波分配方式分析

针对IEEE802.16e规定的分布式和连续式2种基本的子载波分配方式,以上行链路为例,分析无线移动信道环境下,其接收端信号的功率分布、信号干扰噪声比SINR的累积分布函数曲线CDF(cumulative distribution function)分布,得出了分布式子载波分配功率分布更加集中的特点。同时,通过分析用户逻辑子信道上所采用的调制编码方案MCS(modulation coding scheme)的分布,从另一个角度验证分析结果,进一步给出2种不同分配方式的性能特点和适用情况,对IEEE802.16e的OFDMA无线资源的有效管理和调度具有积极的指导意义和实用价值。

西安脉冲反应堆再淹没特性研究

再淹没过程是失水事故重要环节,明确再淹没过程中堆芯瞬态热工特性对破口失水事故安全分析极为关键。本研究基于子通道分析程序CTF,针对西安脉冲反应堆典型大、小破口失水事故中再淹没过程开展了瞬态分析计算。分析中将堆芯依据功率划分为8个通道,获得了骤冷前沿和堆芯温度的时空分布特性,分析了不同位置燃料棒在各高度的包壳与燃料棒中心温度变化规律。研究结果表明,外围燃料棒相较于中心最热棒温度更低且更早被完全冷却;大、小破口失水事故工况下冷却剂均能完全淹没堆芯,使堆芯完全冷却,大破口失水事故工况下因衰变功率更大,堆芯被完全冷却所需时间更长;大破口失水事故工况下包壳失效风险较小,小破口失水事故包壳失效风险相较于大破口失水事故工况更高,大、小破口失水事故工况下均不会发生燃料芯块熔毁。

基于子通道-CFD耦合程序的棒束通道多尺度耦合模拟研究

利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发,并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算,其中FLUENT程序计算实验入口区域,为CORTH程序提供准确的入口流量分布,而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明,多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递,并且模拟计算结果与实验结果符合良好。