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反应堆堆芯瞬态事故序列为高复杂性,非线性,且物理量彼此相关的物理过程。精确瞬态模拟要求充分考虑反应堆功率、反应性、温度等中子学参数和热工水力参数间互相反馈与互相影响。一般的中子学与热工水力学耦合程序的中子学部分大多采用零维点堆模型或者多维中子扩散方程,然而它们已不能适应先进反应堆的堆芯几何不确定性、中子通量强烈各向异性要求。 NTC是FDS团队研发的多速度场、多相流、多介质、欧拉流体动力学模型与依赖于时间、空间的多维离散纵标(SN)准静态中子输运动力学模型反应堆瞬态安全分析程序。 NTC提供了一个完整、连续、灵活的手段,将高水平研发的中子学方法与热工水力学方法进行耦合,它的应用领域包括从基本的多相流或中子学问题,到不同中子能谱不同冷却剂的各种反应堆中。 主要功能: 中子学计算 多群离散纵标(SN)准静态中子输运模型 形状函数-中子通量分布 随时间变化的幅函数-动力学参数 热工水力学与燃料棒及组件结构计算 独立的流体和燃料棒及组件结构计算模型 多速度、多相、多介质、欧拉模型 事故分析 精确模拟事故状态下中子学参数与热工参数的相互作用 时间步分级控制,实现不同时间尺度范围的精确计算 可实现多种瞬态事故和严重事故的精确模拟 技术特色: 独特的中子学方法 离散坐标(SN)准静态中子输运模型 可用于各种反应堆型的中子学瞬态计算 强大精确的热工水力学计算功能 独立的流体和燃料棒及组件结构计算模型,实现流、固耦合计算 多速度场、多相流、多介质、欧拉流体动力学模型,精确模拟堆芯损伤过程 数据库丰富,适用性广 从热谱到快谱的多群数据库,适用于各种堆型等 宽温度范围的材料物性库,适用于各种工况分析 温度效应处理(OTF多普勒展宽) 具备良好的使用性和可靠性 CAD模型与计算模型可相互转换,使用方便 计算结果能以图形、图表、曲线形式显示或输出,实时可视化 参照国际先进计算方法,并具规范化测试体系,经实例验证,可靠性好 应用实例: 聚变驱动次临界堆FDS-I安全分析 加速器驱动次临界堆“麒麟号”安全分析 代表文献: 【1】柯严.聚变驱动次临界堆瞬态安全分析研究,中国科学院研究生院博士学位论文,2006. 【2】柏云清. 磁约束聚变堆包层瞬态安全特性分析研究,中国科学院研究生院博士学位论文,2007. 【3】Zhen Wang, Gang Wang, Zhixing Gu, et al. Benchmark of Neutronics and Thermal-hydraulics Coupled Simulation Program NTC on Beam Interruptions in XADS, Annals of Nuclear Energy, 2015,77: 172-175.

 
 日期:【2015-07-04】
 
 

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