【摘要】：反應堆熱工水力分析程序根據(jù)網(wǎng)格尺度分類為多種程序。網(wǎng)格尺度大的分析程序能對整個系統(tǒng)進行計算,但其分辨率低,不能在局部區(qū)域給出詳盡的計算結果。網(wǎng)格尺度小的分析程序能對局部區(qū)域進行計算,但其模擬結果缺少系統(tǒng)整體響應,對于某些特定工況適用性較低。同時,核電站涉多個相互存在著復雜相互作用關系的物理場,如果計算中僅考慮自身物理場的影響,會導致計算結果缺乏其他物理場的響應。因此,采用多物理過程耦合及多尺度耦合方法進行反應堆仿真計算,可以大大提高仿真結果可靠性和精確性。首先,本文以秦山Ⅰ期核電站為對象,利用熱工水力子通道程序COBRA(Coolant Boiling in Rod Arrays)和堆芯物理計算程序REMARK(Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)建立堆芯熱工水力模型與堆芯物理模型,并分別采用松耦合與Picard迭代的耦合方式進行核熱耦合程序開發(fā),同時對不同的耦合方式在耦合計算中產生的影響進行分析;使用模塊化的系統(tǒng)程序THEATRe~(TM)對秦山Ⅰ期主冷卻劑系統(tǒng)建模,并與開發(fā)的核熱耦合程序進行耦合,獲得主冷卻劑系統(tǒng)多尺度多物理過程耦合計算程序。使用主冷卻劑系統(tǒng)耦合程序對穩(wěn)態(tài)滿功率工況、反應性引入事故、主泵斷電事故、緊急停堆事故和高功率快速降負荷工況進行計算,通過對穩(wěn)態(tài)計算與瞬態(tài)計算結果進行分析,分析結果表明,穩(wěn)態(tài)計算相對誤差滿足仿真精度要求,瞬態(tài)計算結果變化趨勢與實際過程相符,證明了程序具有完成主冷卻劑系統(tǒng)仿真能力。其次,為對精細化的物理熱工耦合進行研究,本文以秦山Ⅰ期核電廠燃料組件為對象,利用基于特征線法求解三維中子輸運方程的物理程序與子通道程序建立精細化的物理模型與熱工水力模型,并針對精細化耦合提出了一一對應的網(wǎng)格映射方案及基于擬合法的積分平均數(shù)據(jù)傳輸方法,同時使用Python語言編寫外部控制程序控制程序間的網(wǎng)格映射、數(shù)據(jù)傳遞和收斂判定,完成精細化核熱耦合程序開發(fā)。使用精細化的核熱耦合程序對3×3燃料組件及秦山Ⅰ期燃料組件進行穩(wěn)態(tài)計算,通過與參考值進行對比,證明所開發(fā)的精細化程序滿足仿真精度要求。通過本文的工作,完成了多尺度多物理過程耦合程序及精細化的核熱耦合程序的開發(fā),經過驗證計算,證明所開發(fā)程序可以對反應堆安全分析和反應堆燃料組件設計等領域提供參考與預演功能。
【圖文】：

圖 1.1 內外耦合方法示意圖 耦合的途徑的途徑可以分為并行耦合（parallel processing coupling）與串行耦on coupling）。并行耦合根據(jù)并行計算方法將耦合程序中物理和熱工的

圖 1.2 耦合步進方式.2.1.6 耦合收斂策略早在 1999 年，Ivanov 在利用 TRAC-PF1/NEM 耦合程序對 TMI-1 核電廠的 MS故和 REA 事故進行計算時，，就對耦合收斂方案進行了數(shù)值研究。耦合程序（中子
【學位授予單位】：哈爾濱工程大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2018
【分類號】：TL421.1

【參考文獻】

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2 安萍;姚棟;;超臨界水堆反應堆物理-熱工水力耦合程序系統(tǒng)MCATHAS的開發(fā)[J];核動力工程;2010年06期

3 劉余;李峰;張虹;張渝;賈寶山;;RIA基準題驗證堆芯三維物理-熱工耦合程序[J];原子能科學技術;2010年11期

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1 趙強;核電廠反應堆堆芯物理在線仿真系統(tǒng)研究[D];哈爾濱工程大學;2006年

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本文編號：2663759