基于中子热工水力耦合程序的压水堆事故瞬态分析  

作　　者：M. Aghaie A. Zolfaghari A. Minuchehr 

机构地区：[1]沙希德贝赫什迪大学工程系,德黑兰.伊朗

出　　处：《国外核动力》2014年第1期19-25,共7页Foreign Nuclear Power

摘　　要：随着计算机技术的持续发展，程序的计算能力已大幅提升。核工程师主要关心采用最佳估计方法能否预测反应堆的安全余量和相关的不确定性。本文提出了耦合程序包IRTRAN，用于分析压水堆的瞬态反应以及考虑热工水力的反馈。热工水力的反馈集成在IRTRAN中，热工水力反馈模块能够分析堆芯的中子行为以及产生燃料组件的微观界面参数，使IRTRAN能够精确模拟传统以及未来先进的反应堆系统。在这个程序包中，WIMSD4、CITATION和RELAP5／3．2作为IRTRAN的主要核心耦合在一起，WIMS主要用于执行每一个时间步长的燃料栅格计算，获取栅格的中子截面参数；CITATION用于执行堆芯计算，获得有效增殖因子以及中子通量密度和功率分布；而RELAP5则用于计算热工水力场的时空分布。中子点堆动力学求解程序则用于考虑燃料多普勒效应和冷却剂密度反馈。为了耦合WIMS、CITATION和RELAP5，开发了一个FORTRAN90程序项目，该程序项目可以对压水堆进行详细的稳态和瞬态分析。这个程序包模拟瞬态工况的优势在于其反应性计算模块可以对堆芯和环路进行瞬态分析，模拟压水堆各种工况，在堆芯操作工况下可以更新中子截面（不采用传统的插值算法）。为了验证耦合代码的有效性，程序模拟了控制棒落棒瞬态工况。此外，还计算了VVER-1000型反应堆布什尔核电站的反应性系数，获得的瞬态计算结果与公开的数据吻合较好。

关 键 词：中子通量密度 水力耦合 热工水力 瞬态分析 压水堆 程序包 RELAP5 FORTRAN90 

分 类 号：TL375.4[核科学技术—核技术及应用]