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西安脉冲堆衰变热功率精细化计算

杨宁 李华琪 张信一 田晓艳 张强

杨宁, 李华琪, 张信一, 田晓艳, 张强. 西安脉冲堆衰变热功率精细化计算[J]. 核动力工程, 2021, 42(6): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0024
引用本文: 杨宁, 李华琪, 张信一, 田晓艳, 张强. 西安脉冲堆衰变热功率精细化计算[J]. 核动力工程, 2021, 42(6): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0024
Yang Ning, Li Huaqi, Zhang Xinyi, Tian Xiaoyan, Zhang Qiang. Fine Calculation of Decay Heat Power in Xi’an Pulsed Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(6): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0024
Citation: Yang Ning, Li Huaqi, Zhang Xinyi, Tian Xiaoyan, Zhang Qiang. Fine Calculation of Decay Heat Power in Xi’an Pulsed Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(6): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0024

西安脉冲堆衰变热功率精细化计算

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0024
详细信息
    作者简介:

    杨 宁(1981—),男,副研究员,主要从事反应堆安全和事故后果评价方面的研究,E-mail: yangnweb@163.com

  • 中图分类号: TL364

Fine Calculation of Decay Heat Power in Xi’an Pulsed Reactor

  • 摘要: 为了给脉冲堆的余热导出数值计算提供更为精细可信的能量源项,通过耦合MCNP程序和ORIGEN2程序,提出了计算方法XAPRDH以及开发了同名程序。方法实现上,首先将每个燃料元件的燃料部分(含控制棒跟随体)以轴向10等分、径向3等分的形式分割为30个独立单元,全堆共形成3180个单元;然后通过灵活调用MCNP程序和ORIGEN2程序获取每个单元的材料组分、核反应截面、中子通量密度和裂变功率,最终实现对各单元衰变热的独立计算和跟踪。分析表明,本文的燃耗评价数据与文献值符合较好,与实验值在测量误差范围内吻合,全堆衰变热计算结果也与行业标准符合,说明本文建立的衰变热精细化计算方法可行,计算结果可信。

     

  • 图  1  西安脉冲堆衰变热精细化计算方法

    keff—有效增殖因子

    Figure  1.  Fine Calculation Method of XAPR Decay Heat

    图  2  西安脉冲堆堆芯结构

    Figure  2.  Configuration of XAPR Core

    图  3  内圈D5、外圈G14位置燃料元件的燃耗评价

    文献值—MCNP-WIMS耦合分析结果;实验值—γ能谱法无损检测结果      

    Figure  3.  Burnup Evaluation for Fuel Element Located at Inner Ring D5 and Outer Ring G14 Positions  

    图  4  停堆初始时刻燃料元件单元的衰变热功率

    Figure  4.  Decay Heat Power of Fuel Element Unit at Initial Shutdown Point

    图  5  停堆初始时刻燃料元件单元的平均体积释热率

    Figure  5.  Average Volume Heat Release Rate of Fuel Element Unit at Initial Shutdown Point

    图  6  停堆初始时刻燃料跟随体单元的衰变热功率

    Figure  6.  Decay Heat Power of Fuel Follower Unit at Initial Shutdown Point

    图  7  某单元衰变热功率随停堆后时间变化

    Figure  7.  Variation of Decay Heat Power of a Unit with Time after Shutdown

    图  8  不同运行时长脉冲堆衰变热功率随停堆后时间变化

    Figure  8.  Variation of Decay Heat Power with Time after Shutdown of Pulsed Reactor with Different Running Times

    图  9  与典型公式法计算全堆衰变热功率的结果比较

    Figure  9.  Comparison of Full-Core Decay Heat Power with Those from Typical Formula Method

    表  1  西安脉冲堆MCNP建模参数

    Table  1.   MCNP Modeling Parameters for XAPR

    部件名称结构体材料密度/(g·cm−3)内径/cm外径/cm长度/cm
    燃料元件锆棒Zr6.4400.4639
    燃料芯块UZrH1.66.17920.463.6139
    上反射层石墨1.6503.619.6
    下反射层石墨1.6503.619.75
    气隙4He1.6094×10−43.613.6258.35
    上端塞0Cr18Ni11Ti7.903.621.6
    下端塞0Cr18Ni11Ti7.903.621.45
    包壳0Cr18Ni11Ti7.93.623.7261.4
    石墨元件石墨芯块石墨1.6503.458.5
    气隙4He1.6094×10−43.43.558.5
    上下端塞Al2.70703.51.45
    包壳Al2.7073.53.761.4
    稳态控制棒吸收体B4C1.85103.5739
    锆棒Zr6.4400.4639
    燃料跟随体UZrH1.66.17920.463.6139
    上反射层石墨1.6503.6116
    下反射层石墨1.6503.6114
    气隙4He1.6094×10−43.57/3.613.6278
    上下端塞0Cr18Ni11Ti7.903.622.25
    包壳0Cr18Ni11Ti7.93.623.72112.5
    脉冲控制棒吸收体B4C1.85102.9739
    气隙空气1.293×10−32.973.0239
    下部气腔空气1.293×10−303.0254.6
    上部簧室空气1.293×10−303.0215
    上下端塞0Cr18Ni11Ti7.903.021.95
    包壳0Cr18Ni11Ti7.93.023.12112.5
    中子源元件源盒内腔AmO2−Be1.501.63
    源盒外壁0Cr18Ni11Ti7.91.63.13
    源盒上下端盖0Cr18Ni11Ti7.903.10.9
    上部气腔空气1.293×10−303.16.85
    下部气腔空气1.293×10−303.17.15
    上下端塞0Cr18Ni11Ti7.903.16.63
    外套管0Cr18Ni11Ti7.93.13.672.06
    围筒及堆池内层围筒Al2.69969.872.271
    水隙0.998272.273.471
    铝反射层Al2.69973.47571
    铅屏蔽层Pb11.35758071
    外层围筒Al2.6998081.671
    堆池0.99820120200
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  • [1] 黄洪文,刘汉刚,米向秒,等. 池式研究堆衰变热计算与实验研究[J]. 核动力工程,2012, 33(5): 12-15,21. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2012.05.003
    [2] 杨磊, 桂学文, 商学利, 等. RELAP5程序衰变热计算误差及其对典型事故进程的影响分析[C]//第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会论文集. 北京: 清华大学先进反应堆工程与安全教育部重点实验室, 2015: 827-831.
    [3] 孔军红,徐銤. 实验快堆FFR燃料的衰变热计算[J]. 核动力工程,1993, 14(5): 469-472.
    [4] MAEDA S, SEKINE T, AOYAMA T. Measurement and analysis of decay heat of fast reactor spent MOX fuel[J]. Annals of Nuclear Energy, 2004, 31(10): 1119-1133. doi: 10.1016/j.anucene.2003.11.002
    [5] 陈海英,王韶伟,韩静茹,等. 核电厂堆芯衰变热计算及影响因素分析[J]. 工业安全与环保,2014, 40(9): 68-70,89. doi: 10.3969/j.issn.1001-425X.2014.09.022
    [6] 廖玮,张敏杰,田宇. 典型压水堆停堆后衰变热分布变化规律研究[J]. 河南科技,2016, 43(1): 133-135. doi: 10.3969/j.issn.1003-5168.2016.01.045
    [7] NOH J M, BAE K M. Decay heat analysis of a VHTR Core using the HELIOS and ORIGEN2 codes[C]//Proceedings of ICAPP 2008. U.S.: American Nuclear Society, 2009: 2533-2539.
    [8] CROFF A G. A user’s manual for the ORIGEN2 computer code[R]. Tennessee: Oak Ridge National Laboratory, 1980.
    [9] 杨宁,唐秀欢,张文首,等. 极端事故假设下西安脉冲堆源项计算[J]. 核动力工程,2014, 35(6): 11-16.
    [10] CROFF A G. Comparison of experimentally determined spent fuel compositions with ORIGEN2 calculations[R]. Oak Ridge: Oak Ridge National Laboratory, 1981.
    [11] HEEB C M. Comparison of spent fuel decay heat rate ORIGEN2 prediction and calorimeter measurements[R]. PNL-SA-13870, Richland: Pacific Northwest Lab, 1986.
    [12] 郭和伟,江新标,赵柱民,等. 西安脉冲堆WIMS和MCNP耦合燃耗计算方法[J]. 科技导报,2012, 30(20): 52-55. doi: 10.3981/j.issn.1000-7857.2012.20.008
    [13] 阿景烨. γ能谱法无损测定铀氢锆反应堆单棒燃料元件燃耗技术研究[Z]. 西安: 西北核技术研究所, 2006.
    [14] KOK K D. Nuclear engineering handbook[M]. Boca Raton: CRC Press, 2009: 647.
    [15] 国家能源局. 轻水堆核燃料衰变热功率的计算: NB/T 20056-2011[S]. 北京: 中国原子能出版社, 2011: 4-6, 37-38.
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出版历程
  • 收稿日期:  2020-11-05
  • 修回日期:  2021-01-20
  • 刊出日期:  2021-12-09

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