铅铋池式快堆自由液面波动致气体夹带行为研究

铅铋池式快堆具备较好的增殖核燃料以及嬗变核废料潜力,是第四代反应堆中最具潜力的堆型之一,但其存在覆盖氩气被夹带进入液态铅铋致正反应性及缩减反应堆寿命的风险。本研究基于OpenFOAM对堆池局部区域进行了CFD仿真模拟,利用VOF (流体体积界面跟踪)方法对液体下落型气体夹带特性与参数影响展开研究。研究结果表明:液体下落型气体夹带的发展可分为初始阶段,液面波动阶段,夹带阶段和结束阶段;入口速度的增加会增强气体夹带的趋势;液面初始高度的增加阻碍气体夹带的趋势;入口高度的增大减弱自由液面波动的趋势。本研究阐明了四代铅铋池式快堆发生气体夹带的过程与机理,为池式快堆的安全运行提供一定的建议和指导。

基于任意三角形网格的中子扩散变分节块法

传统的基于矩形和六角形几何的堆芯计算程序已不适用于具有复杂几何的新型反应堆堆芯计算,本文开展了基于任意三角形网格的多群中子扩散变分节块方法研究。首先,采用ANSYS软件对计算区域进行三角形网格剖分,并利用坐标变换将任意三角形变换为正三角形;其次,采用Galerkin变分技术建立包含节块中子平衡方程的泛函,将三角形节块内变量利用正三角形内正交基函数进行展开;最后,利用变分原理,获得中子通量密度与节块边界上分中子流的响应关系,并基于传统的源迭代法对其进行求解。基于上述理论模型开发了程序TriVNM,并采用不同几何基准题进行了验证。结果表明,TriVNM计算的堆芯k_(eff)和归一化功率分布与参考解吻合较好,该计算方法适用于复杂几何堆芯扩散计算。