CANDU堆燃料管理程序的物理热工水力耦合和时均计算模型的改进.pdfVIP

第25卷第6期 核动力工程 2 004年12月 NuclearPower Dec．20O4 Engineedng 文章编号：0258．0926(2004)06．0481．05 CAN DU堆燃料管理程序的物理热工水力 耦合和时均计算模型的改进 霍小东，谢仲生 (西安交通大学，710049) 摘要：研制了非线性迭代半解析节块法的扩散程序和稳态单通道热工水力程序，并将二者联接形成了 出了类似P、ⅣR的考虑局部参数变化的参数化截面方法二对原有的时均计算模型进行了修正，提出了考虑热 工水力反馈的时均计算模型：：通过数值计算表明：FMPHwR具有更高的计算精度。 关键词：cANDu；截面参数化：物理与热工水力的耦合；时均模型 中图分类号：TL329文献标识码：A 1 前言 2物理与热工水力耦合 目前常用的cANDU堆燃料管理程序，如 本文应用稳态单通道热工水力计算模型进 行热工水力分析并假设： RFSP[11、DoNJoN[21等都没有考虑热工水力反馈 的影响，而是使用传统“有效单一均匀”截面参 (1)给定通道中进口冷却剂的温度及流量。 数进行堆芯计算。考虑到重水堆不同位置的燃料 (2)棒束产生的热量全部传输给冷却剂。 组件功率的变化很大：30—900kW(相应的燃料温(3)冷却剂沿通道平行流动，不考虑横向交混 度变化范围也很大)，同时重水堆冷却剂在燃料通 流动。 道出口处有4％左右的含气量，导致冷却剂密度 (4)沿通道压降可以忽略不计。 燃料棒的温度用数值求解稳态一维导热方 变化范围也很大(0．5～0．99，cmj)，如果不考虑热 工水力反馈的影响将会导致较大的误差。为此， 程求出。燃料棒导热系数是温度的函数，由参考 研制了稳态单通道热工水力程序scTHC来进行文献【5】给出的关系式进行计算。对于第三类边界 热工水力计算，并应用非线性迭代半解析节块法 条件中对流换热系数的计算，单相对流换热系数 程序【3】开发了CANDU堆燃料管理程序 FMPHWR，实现了物理热工水力的耦合。 应用J．c．Chen提出的关系式旧J。 本研究参考了压水堆(PwR)的根据上述模型编制了单通道热工水力计算 SⅡ讧UL虹E一3【41方式，提出用多参数截面拟合法 计算cANDu堆中局部参数的反馈影响，并用于序耦合形成物理．热工水力耦合的燃料管理程序 FN任’HWR。 mPHwR燃料管理程序中。同时，刚PH’wR燃 料管理程序对原有的重水堆燃料管理程序的时均 物理热工互相迭代计算，以确定功率分布、 计算模型进行了改进，考虑了热工水力反馈对时 截面参数和热工参数，如冷却剂密度、燃料温度 均计算的影响。计算结果表明，应用n佃H、ⅣR 等参数问的关系。任一状态点上迭代初始假定功 计算得到的功率分布更精确。 收稿日期：2003．10．15；修回日期：200年06-04 核动力工程 水力计算，求出堆芯中各棒束位置的燃料温度、 控制棒的插入以及氙等因素对截面的反馈。对于 冷却剂密度等参数。这些热工水力参数返回来提 供给物理计算程序，由物理计算求出的功率分布 硼不超过4×10～，其影响是不可忽略的。本文设 再返回给热工水力程序，这一过程反复迭代直到