【摘要】：反應(yīng)堆熱工水力分析程序根據(jù)網(wǎng)格尺度分類為多種程序。網(wǎng)格尺度大的分析程序能對(duì)整個(gè)系統(tǒng)進(jìn)行計(jì)算,但其分辨率低,不能在局部區(qū)域給出詳盡的計(jì)算結(jié)果。網(wǎng)格尺度小的分析程序能對(duì)局部區(qū)域進(jìn)行計(jì)算,但其模擬結(jié)果缺少系統(tǒng)整體響應(yīng),對(duì)于某些特定工況適用性較低。同時(shí),核電站涉多個(gè)相互存在著復(fù)雜相互作用關(guān)系的物理場,如果計(jì)算中僅考慮自身物理場的影響,會(huì)導(dǎo)致計(jì)算結(jié)果缺乏其他物理場的響應(yīng)。因此,采用多物理過程耦合及多尺度耦合方法進(jìn)行反應(yīng)堆仿真計(jì)算,可以大大提高仿真結(jié)果可靠性和精確性。首先,本文以秦山Ⅰ期核電站為對(duì)象,利用熱工水力子通道程序COBRA(Coolant Boiling in Rod Arrays)和堆芯物理計(jì)算程序REMARK(Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)建立堆芯熱工水力模型與堆芯物理模型,并分別采用松耦合與Picard迭代的耦合方式進(jìn)行核熱耦合程序開發(fā),同時(shí)對(duì)不同的耦合方式在耦合計(jì)算中產(chǎn)生的影響進(jìn)行分析;使用模塊化的系統(tǒng)程序THEATRe~(TM)對(duì)秦山Ⅰ期主冷卻劑系統(tǒng)建模,并與開發(fā)的核熱耦合程序進(jìn)行耦合,獲得主冷卻劑系統(tǒng)多尺度多物理過程耦合計(jì)算程序。使用主冷卻劑系統(tǒng)耦合程序?qū)Ψ�(wěn)態(tài)滿功率工況、反應(yīng)性引入事故、主泵斷電事故、緊急停堆事故和高功率快速降負(fù)荷工況進(jìn)行計(jì)算,通過對(duì)穩(wěn)態(tài)計(jì)算與瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果進(jìn)行分析,分析結(jié)果表明,穩(wěn)態(tài)計(jì)算相對(duì)誤差滿足仿真精度要求,瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果變化趨勢(shì)與實(shí)際過程相符,證明了程序具有完成主冷卻劑系統(tǒng)仿真能力。其次,為對(duì)精細(xì)化的物理熱工耦合進(jìn)行研究,本文以秦山Ⅰ期核電廠燃料組件為對(duì)象,利用基于特征線法求解三維中子輸運(yùn)方程的物理程序與子通道程序建立精細(xì)化的物理模型與熱工水力模型,并針對(duì)精細(xì)化耦合提出了一一對(duì)應(yīng)的網(wǎng)格映射方案及基于擬合法的積分平均數(shù)據(jù)傳輸方法,同時(shí)使用Python語言編寫外部控制程序控制程序間的網(wǎng)格映射、數(shù)據(jù)傳遞和收斂判定,完成精細(xì)化核熱耦合程序開發(fā)。使用精細(xì)化的核熱耦合程序?qū)?×3燃料組件及秦山Ⅰ期燃料組件進(jìn)行穩(wěn)態(tài)計(jì)算,通過與參考值進(jìn)行對(duì)比,證明所開發(fā)的精細(xì)化程序滿足仿真精度要求。通過本文的工作,完成了多尺度多物理過程耦合程序及精細(xì)化的核熱耦合程序的開發(fā),經(jīng)過驗(yàn)證計(jì)算,證明所開發(fā)程序可以對(duì)反應(yīng)堆安全分析和反應(yīng)堆燃料組件設(shè)計(jì)等領(lǐng)域提供參考與預(yù)演功能。
【圖文】：

圖 1.1 內(nèi)外耦合方法示意圖 耦合的途徑的途徑可以分為并行耦合（parallel processing coupling）與串行耦on coupling）。并行耦合根據(jù)并行計(jì)算方法將耦合程序中物理和熱工的

圖 1.2 耦合步進(jìn)方式.2.1.6 耦合收斂策略早在 1999 年，Ivanov 在利用 TRAC-PF1/NEM 耦合程序?qū)?TMI-1 核電廠的 MS故和 REA 事故進(jìn)行計(jì)算時(shí)，，就對(duì)耦合收斂方案進(jìn)行了數(shù)值研究。耦合程序（中子
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號(hào)】：TL421.1

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2663759