超臨界水堆物理熱工程序研究.pdf

1、在能源價格飛漲，全球變暖的壓力下，核能發(fā)電近年來越來越受到重視。然而，依靠目前技術的核能機組來發(fā)電，其效率較低，有限的鈾礦資源已經成為需要解決的問題?？紤]到能源使用的可持續(xù)性、電廠安全、熱效率、防止核擴散等因素，國際上已經對第四代的反應堆進行大量基礎研究。我國也已將屬于第四代核電的超臨界水堆的關鍵技術開發(fā)列入國家重點基礎研究發(fā)展計劃（973計劃）之中。
　　 超臨界水堆內核熱能量轉換與傳輸過程中，由于流體在超臨界壓力下流動會出現(xiàn)

2、物性的劇烈變化，這導致局部慢化劑密度的不均勻性大大超過了常規(guī)壓水堆工況，從而不可避免地引起其堆芯物理特性發(fā)生顯著改變，導致堆芯局部反應性及功率的擾動，從而形成異于常規(guī)壓水堆強烈的核熱特性反饋，因此建立可用于超臨界水堆的物理和熱工計算分析平臺是非常必要的。
　　 研究選用合適的熱譜超臨界水堆作為基礎研究對象，進行計算平臺開發(fā)。首先，建立適用于超臨界水堆的熱工水力模型，包括傳熱模型和流動壓降模型，建立可以具有靈活性的熱工計算分析平臺

3、；其次，采用可以分析燃料組件的中子物理軟件與一維軸向中子擴散方程了聯(lián)立，建立燃料組件中子物理計算分析平臺；最后，將組件分析平臺與全堆中子物理計算軟件的聯(lián)立，建立全堆中子物理分析平臺。通過建立的計算平臺，對基礎研究對象進行計算分析，結果與設計參數(shù)吻合較好。另外，對美國熱譜超臨界水堆設計(SCWR)進行冷卻劑流量分配計算和對歐洲熱譜超臨界水堆設計(HPLWR)的慢化劑流量分配進行計算，并得到較為理想的結果。因此，本研究工作提供了可以靈活用于