超臨界水堆軸向一維核熱耦合穩(wěn)定性研究.pdf

1、超臨界水冷堆是第四代核反應(yīng)堆候選堆型中唯一的水冷堆，其研究目前在國際上備受關(guān)注，其中超臨界水堆穩(wěn)定性研究是各國科研人員普遍關(guān)心的課題，也是我國重點基礎(chǔ)研究發(fā)展計劃(973計劃)第六課題重點研究的一個問題。論文圍繞核熱耦合條件下超臨界水堆的穩(wěn)定性，通過建立由燃料、包殼、冷卻劑和慢化劑構(gòu)成的軸向一維簡化堆芯模型，采用直接數(shù)值模擬方法來加以研究。為此，論文首先研制了軸向一維核熱耦合穩(wěn)態(tài)分析程序，該程序由一維中子學、燃料棒導(dǎo)熱、冷卻劑/慢化劑傳

2、熱和截面熱工水力反饋四個主要功能模塊組成。為驗證模型和程序的正確性，論文首先針對文獻給出的美國超臨界水堆堆芯設(shè)計方案進行了穩(wěn)態(tài)堆芯參數(shù)的計算，得出了和文獻相一致的結(jié)論，為下一步開展超臨界水堆核熱耦合穩(wěn)定性研究打下了基礎(chǔ)。論文還利用該程序?qū)ι虾＝煌ù髮W提出的超臨界水堆堆芯設(shè)計方案進行了穩(wěn)態(tài)計算，并提出了有關(guān)改進設(shè)計的建議。然后，論文在穩(wěn)態(tài)程序的基礎(chǔ)上開發(fā)了軸向一維核熱耦合瞬態(tài)程序，并建立了控制棒掉棒、彈棒、氙振蕩、負荷跟蹤等瞬態(tài)模型，并對