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基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析
被引量：
2
1
作者
于涛
雷洲阳
+2 位作者
赵鹏程
钱冠华
李捷
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2021年第5期881-891,共11页
基于计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF),耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功...
基于计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF),耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功率(UTOP)事故的不确定性量化,最后对计算结果进行不确定性分析和敏感性分析。研究表明,CFD/PFS平台的物理热工耦合计算具有良好的可靠性、精确性;总反应性峰值、功率峰值等瞬态安全参数的名义值均处于95/95双侧容忍限值内,且名义值与限值相对偏差小于3.95%;燃料多普勒系数是主要不确定性来源,对反应堆安全影响最大。
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关键词
物理热工耦合
SIMLAB程序
不确定性分析
cfd/pfs
平台
在线阅读
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职称材料
小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故不确定性分析研究
被引量：
5
2
作者
余清远
漆静雯
+2 位作者
赵鹏程
赵亚楠
于涛
《核技术》
CAS
CSCD
北大核心
2022年第8期89-98,共10页
典型瞬态事故对铅铋快堆安全运行具有极大挑战,将不确定性量化分析方法应用于瞬态事故计算,可降低瞬态安全参数的“不确定带”,更精确地评估反应堆安全特性。基于自主开发的快堆分析程序CFD/PFS,采用非参数统计法开展了小型自然循环铅...
典型瞬态事故对铅铋快堆安全运行具有极大挑战,将不确定性量化分析方法应用于瞬态事故计算,可降低瞬态安全参数的“不确定带”,更精确地评估反应堆安全特性。基于自主开发的快堆分析程序CFD/PFS,采用非参数统计法开展了小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故(Unprotected Transient Overpower,UTOP)的不确定性分析。首先,通过文献资料以及工程经验判断,考虑了三类不确定性输入参数:热工水力模型参数、中子物理模型参数以及燃料制造公差;然后,采用拉丁超立方对输入参数进行抽样,对瞬态安全参数进行不确定性量化分析,并通过相关系数分析法评估输入参数对瞬态安全参数的敏感度。分析结果表明:包壳、燃料峰值温度等目标参数的不确定带均能包络名义值;燃料峰值温度容忍上限值为2 757.25 K,包壳峰值温度容忍上限值为1 208.66 K;稳态燃料平均温度以及反应性反馈系数是最主要的不确定性来源。
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关键词
铅铋快堆
cfd/pfs
无保护超功率事故
不确定性分析
敏感性分析
原文传递
题名
基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析
被引量：
2
1
作者
于涛
雷洲阳
赵鹏程
钱冠华
李捷
机构
南华大学核科学技术学院
南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2021年第5期881-891,共11页
基金
核反应堆系统设计技术国家级重点实验室重点基金资助项目(6142A07180110)
国防科技工业核动力技术创新中心科研项目资助(HDLCXZX-2017-HD-017)
国家自然科学基金青年项目资助(11905101)。
文摘
基于计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF),耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功率(UTOP)事故的不确定性量化,最后对计算结果进行不确定性分析和敏感性分析。研究表明,CFD/PFS平台的物理热工耦合计算具有良好的可靠性、精确性;总反应性峰值、功率峰值等瞬态安全参数的名义值均处于95/95双侧容忍限值内,且名义值与限值相对偏差小于3.95%;燃料多普勒系数是主要不确定性来源,对反应堆安全影响最大。
关键词
物理热工耦合
SIMLAB程序
不确定性分析
cfd/pfs
平台
Keywords
neutronics and thermal-hydraulic coupling
SIMLAB code
uncertainty analysis
cfd/pfs
platform
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
在线阅读
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职称材料
题名
小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故不确定性分析研究
被引量：
5
2
作者
余清远
漆静雯
赵鹏程
赵亚楠
于涛
机构
南华大学核科学技术学院
出处
《核技术》
CAS
CSCD
北大核心
2022年第8期89-98,共10页
基金
国家自然科学基金(No.11905101)
国家级大学生创新与实验研究计划(No.S202010555037)资助。
文摘
典型瞬态事故对铅铋快堆安全运行具有极大挑战,将不确定性量化分析方法应用于瞬态事故计算,可降低瞬态安全参数的“不确定带”,更精确地评估反应堆安全特性。基于自主开发的快堆分析程序CFD/PFS,采用非参数统计法开展了小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故(Unprotected Transient Overpower,UTOP)的不确定性分析。首先,通过文献资料以及工程经验判断,考虑了三类不确定性输入参数:热工水力模型参数、中子物理模型参数以及燃料制造公差;然后,采用拉丁超立方对输入参数进行抽样,对瞬态安全参数进行不确定性量化分析,并通过相关系数分析法评估输入参数对瞬态安全参数的敏感度。分析结果表明:包壳、燃料峰值温度等目标参数的不确定带均能包络名义值;燃料峰值温度容忍上限值为2 757.25 K,包壳峰值温度容忍上限值为1 208.66 K;稳态燃料平均温度以及反应性反馈系数是最主要的不确定性来源。
关键词
铅铋快堆
cfd/pfs
无保护超功率事故
不确定性分析
敏感性分析
Keywords
Lead-bismuth cooled fast reactor
cfd/pfs
UTOP
Uncertainty analysis
Sensitivity analysis
分类号
TL329 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析
于涛
雷洲阳
赵鹏程
钱冠华
李捷
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2021
2
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故不确定性分析研究
余清远
漆静雯
赵鹏程
赵亚楠
于涛
《核技术》
CAS
CSCD
北大核心
2022
5
原文传递
已选择
0
条
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引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
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