基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性.PDF

第 卷第 期 强 激 光 与 粒 子 束 , 29 4 Vol.29 No.4 年 月 , 2017 4 HIGH POWERLASERANDPARTICLEBEAMS A r. 2017 p 基于FLUENT的核热耦合程序反应性 反馈参数敏感性* , , , , 冯竟超 王 驰 张浩然 曾 勤 陈红丽 ( , ) 中国科学技术大学 核科学技术学院 合肥 230027 : , 摘 要 将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法 由于可以开展 , 。 ( ) 复杂几何结构的三维流动传热分析 因此受到很大的关注 基于 FLUENT用户自定义功能 UDF开发了一 , / 套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序 程序耦合了临界 次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模 。 , 、 , 型 由于反应堆处于不同寿期时 随着燃料燃耗 可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化 因此 使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护 。 , 的瞬态超功率事故安全分析 调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数 可以发现燃料多普勒系数对堆安 , 。 全的影响最大 同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响 : ; ; ; 关键词 核热耦合 池式快堆 瞬态安全分析 反应性反馈系数 中图分类号: 文献标志码: : / TL333 A doi10.11884HPLPB201729.160423 , 、 铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆 由于近年抗腐蚀材料 氧控等铅冷快堆关键技 [] 1 , 。 , 术上取得重要突破 铅冷快堆获得国际核能界的重