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热管冷却反应堆核热力耦合研究
被引量：
15
1
作者
马誉高
刘旻昀
+7 位作者
余红星
黄善仿
柴晓明
谢碧衡
韩文斌
刘余
杜政瑀
何晓强
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第4期191-196,共6页
热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力...
热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。
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关键词
热管冷却
反应
堆
多普勒
反应
性
反馈
几何
反应
性
反馈
核热力耦合
原文传递
题名
热管冷却反应堆核热力耦合研究
被引量：
15
1
作者
马誉高
刘旻昀
余红星
黄善仿
柴晓明
谢碧衡
韩文斌
刘余
杜政瑀
何晓强
机构
清华大学工程物理系
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第4期191-196,共6页
基金
自然科学基金(1197521)
中核集团青年英才项目(CNNC2019YTEP-NPIC01)。
文摘
热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。
关键词
热管冷却
反应
堆
多普勒
反应
性
反馈
几何
反应
性
反馈
核热力耦合
Keywords
Heat pipe cooled reactor
Doppler feedback
Geometric reactivity feedback
Neutronic/thermal-mechanical coupling
分类号
TL429 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
热管冷却反应堆核热力耦合研究
马誉高
刘旻昀
余红星
黄善仿
柴晓明
谢碧衡
韩文斌
刘余
杜政瑀
何晓强
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
15
原文传递
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