RELAP5缓发中子先驱核输运模型扩展及验证
2021-06-16程懋松戴志敏
核技术 2021年6期
李 锐 程懋松 戴志敏,
1(上海科技大学 上海201210)
2(中国科学院上海应用物理研究所 上海201800)
熔盐堆作为第四代核反应堆国际论坛Generation IV International Forum(GIF)提出的6种反应堆概念之一,因为其固有安全性、防核扩散能力以及较高的燃料利用率,在国际上受到越来越多研究者的关注[1-2]。在熔盐堆的设计和分析过程中,反应堆系统分析程序具有重要的作用,其开发和验证是国内外重点关注内容之一。但由于熔盐堆独特的中子动力学和热工水力学特性,传统的固态堆系统分析程序不能适用于熔盐堆,所以需要为熔盐堆开发新的系统分析程序,或者在已有的固态堆系统分析程序基础上进行改进[3]。美国爱达荷国家实验室开发的RELAP5是适用于轻水堆的系统分析程序,具有极强的建模灵活性,涵盖了绝大部分事故瞬态模型[4-6]。因此,在RELAP5基础上进行适应性修改是获得液态燃料熔盐堆安全分析工具的有效办法。
为了开展熔盐堆瞬态和安全分析,中国科学院上海应用物理研究所对RELAP5/Mod4.0程序进行了大量改进。焦小伟[7]在RELAP5/Mod4.0程序中添加了熔盐物性以及适用于球床堆的Wakao换热关系式,对固态熔盐堆进行了事故工况下的瞬态分析。姜淑颖等[8]针对RELAP5/Mod4.0程序无法计算流动熔盐与不凝气体接触的相关问题进行了改进和验证。施承斌等[9-10]采用体积比法和衰变法的缓发中子先驱核守恒方程扩展了RELAP5/Mod4.0固态点堆模型,使用时滞型Runge-Kutta数值方法求解,并进行了基准题验证。
因为在液态燃料熔盐堆中,堆……
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