新型工业化
新型工業化
신형공업화
New Industrialization Straregy
2013年
6期
14-24
,共11页
核能科学与工程%铅铋冷却快堆%一维%单通道%稳态
覈能科學與工程%鉛鉍冷卻快堆%一維%單通道%穩態
핵능과학여공정%연필냉각쾌퇴%일유%단통도%은태
Nuclear Science and Engineering%Pb-Bi cooled fast reactor%One-dimensional%Single-channel%Steady state
通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序，对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算，得到了与文献相一致的结论，验证了程序，为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。
通過建立簡化的堆芯軸嚮一維單通道穩態模型併編製相應的程序，對鉛鉍冷卻快堆物理熱工耦閤問題進行研究。該模型主要包含中子擴散﹑燃料元件導熱和冷卻劑輸熱三箇部分。併詳細介紹瞭各部分的迭代求解流程。依據文獻中提供的MYRRHA反應堆參攷設計方案進行堆芯參數計算，得到瞭與文獻相一緻的結論，驗證瞭程序，為下一步開展鉛鉍冷卻快堆堆芯的瞬態研究奠定瞭基礎。
통과건립간화적퇴심축향일유단통도은태모형병편제상응적정서，대연필냉각쾌퇴물리열공우합문제진행연구。해모형주요포함중자확산﹑연료원건도열화냉각제수열삼개부분。병상세개소료각부분적질대구해류정。의거문헌중제공적MYRRHA반응퇴삼고설계방안진행퇴심삼수계산，득도료여문헌상일치적결론，험증료정서，위하일보개전연필냉각쾌퇴퇴심적순태연구전정료기출。
A simplified axial one-dimensional single-channel steady model is proposed and conrresponding program is given to study the problem of neutronics/thermal-hydraulics in Pb-Bi cooled fast reactor core. The model includes neutron diffusion, fuel element heat conduction and coolant heat transfer. And introduce the solution processes in detail. Based on MYRRHA reactor reference design in references, carry out the calculation and obtain results are consistent with the reference ones. Further transient studies on Pb-Bi cooled fast reactor are carrying on based on this model.
