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PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析 被引量：1
1
作者 刘伟 白宁 +3 位作者 单建强 朱元兵 张博 厉井钢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期5-9,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 pt-scwr 物理一热工耦合分析 MCNP 子通道程序ATHAS
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压力管式超临界水堆堆芯核热耦合 被引量：1
2
作者 史涛 张博 +2 位作者 钱达志 黄洪文 单建强 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期287-291,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 pt-scwr 核热耦合 62棒棒束设计 WIMS-AECL ATHAS CANDU
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压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估 被引量：1
3
作者 吴攀 任彦昊 +1 位作者 单建强 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期156-161,共6页
在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间... 在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。 展开更多
关键词 失水事故 压力管式超临界水堆(pt-scwr) 无堆芯熔化 辐射换热 二维导热
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