压力管式超临界水堆堆芯核热耦合
Neutronic thermal-hydraulic coupling analysis for PT-SCWR reactor core作者机构:中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900 西安交通大学核科学与技术学院西安710049
出 版 物:《强激光与粒子束》 (High Power Laser and Particle Beams)
年 卷 期:2015年第27卷第1期
页 面:287-291页
核心收录:
学科分类:08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术]
基 金:国家磁约束聚变能研究专项(2012GB106002)
主 题:PT-SCWR 核热耦合 62棒棒束设计 WIMS-AECL ATHAS CANDU
摘 要: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。