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基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析
1
作者
杨博文
单建强
葛莉
《原子能科学技术》
北大核心
2025年第8期1682-1692,共11页
传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对...
传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对事故期间来自不同环路的冷却剂在下降段和下腔室内的扩散和混合进行较为精确的模拟。本文以系统分析程序NUSOL-SYS为基础,采用Picard迭代将该程序与三维中子动力学程序进行隐式耦合,并通过NEACRP基准题进行验证。通过两个单组件瞬态工况将Picard迭代与常用的算子分离法进行了对比计算,结果表明Picard迭代相较于传统的算子分离法具有更高的精度,在相同精度下能够使用较大的时间步长。最后以CPR1000型核电站为参考电站,对其RPV进行全三维的精细化建模,并将其用于压水堆典型的主蒸汽管道破裂事故瞬态分析。计算结果表明,相较于一维RPV,基于三维RPV模型计算出的功率再次升高时的全局和局部功率峰值都更大。敏感性分析结果表明,对于事故期间冷却剂失流的工况,堆芯横流对局部功率的影响更加明显,横流的存在使堆芯内的功率峰值降低17.49%。
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关键词
压水堆
核热耦合
Picard迭代
压力容器三维建模
主蒸汽管道破裂事故
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职称材料
题名
基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析
1
作者
杨博文
单建强
葛莉
机构
西安交通大学核科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
北大核心
2025年第8期1682-1692,共11页
文摘
传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对事故期间来自不同环路的冷却剂在下降段和下腔室内的扩散和混合进行较为精确的模拟。本文以系统分析程序NUSOL-SYS为基础,采用Picard迭代将该程序与三维中子动力学程序进行隐式耦合,并通过NEACRP基准题进行验证。通过两个单组件瞬态工况将Picard迭代与常用的算子分离法进行了对比计算,结果表明Picard迭代相较于传统的算子分离法具有更高的精度,在相同精度下能够使用较大的时间步长。最后以CPR1000型核电站为参考电站,对其RPV进行全三维的精细化建模,并将其用于压水堆典型的主蒸汽管道破裂事故瞬态分析。计算结果表明,相较于一维RPV,基于三维RPV模型计算出的功率再次升高时的全局和局部功率峰值都更大。敏感性分析结果表明,对于事故期间冷却剂失流的工况,堆芯横流对局部功率的影响更加明显,横流的存在使堆芯内的功率峰值降低17.49%。
关键词
压水堆
核热耦合
Picard迭代
压力容器三维建模
主蒸汽管道破裂事故
Keywords
pressurized water reactor
neutronics/thermal-hydraulics coupling
Picard iteration
three-dimensional pressure vessel modeling
main steam line break accident
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析
杨博文
单建强
葛莉
《原子能科学技术》
北大核心
2025
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