超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分 析.pdfVIP

第5O卷第6期 原 子 能 科 学 技 术 VoI．50，No．6 2016年6月 AtomicEnergyScienceandTechnology Jun．2016 超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析 赵传奇 。，王昆鹏一，曹良志 ，吴宏春 ，郑友琦 (1．西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安 710049； 2．环境保护部 核与辐射安全 中心，北京 100082) 摘要 ：在超临界水冷堆预概念设计 中，组件设计是十分重要 的，将影响堆芯性能。超临界水冷堆 中水密 度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度，使用三维核热耦合程序对 环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序 FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算， 可得到组件 内单棒功率分布，应用热工计算程序 SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中，分析 了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示，增大棒间距和棒壁 间隙能提高组件 k ，但会增大组件 内功率峰因子；子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大，通过 加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度，降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明，从 中子学角度该组件是安全的。 关键词：环形燃料；超临界水冷堆；核热耦合 中图分类号 ：TL429 文献标志码 ：A 文章编号 ：1000—6931(2016)06—1047—07 doi：10．7538／yzk．2016．50．06．1047 CoupledNeutronicsandThermal-hydraulicsAnalysis ofAnnularFuelAssemblyforSCW R ZHAO Chuan-qi ，W ANG Kun—peng。一 ，CAO Liang—zhi， W U Hong—chun ，ZHENG You—qi (1．SchoolofNuclearScienceandTechnology，Xi’anJiaotongUniversity，xi’an710049，China； 2．NuclearandRadiationSafetyCenter，MinistryofEnvironmentalProtection，Beijing100082，China) Abstract：During the pre—conceptual design of supercritical water—cooled reactor (SCWR)，assemblydesignisveryimportantandaffectscoreperformance．Coupledneu— tronicsandthermal-hydraulicsanalysisisrequiredfordramaticchangesofwaterdensity inSCWR．Annularfuelassemblywasoptimizedfrom thepointofview ofneutronicsand thermal—hydraulicsperformanceusingthree—dimensionalcoupling code．Three—dimen— sionaldiffusioncalculationforannularfue1assemblieswascarriedoutusingFENNE N andpinpowerdistributionswereobtained．W iththesepinpowerdistributions，SUBSC wasused toperform thesub—channe1analysis．Theeffectsoffuelroddistanceandgap 收稿El期：2015-05—3O；修 回日期：2015—10一Ol 基金项 目：国家 自然科学基金资助项 目 作者简介 ：赵传奇(1988一)，男，山东平邑人 ，工