RELAP5缓发中子先驱核输运模型扩展及验证

• 作者: 李锐 程懋松 戴志敏
• 来源期刊: 核技术
• 关键词: 熔盐堆 一维缓发中子先驱核 输运模型 二阶Godunov
• 年，卷（期）: 2021,（6）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程|NUCLEAR ENERGY SCIENCE AND ENGINEERING
• 页码范围: 89-97
• 页数: 9页
• 分类号: TL426
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253-3219.2021.hjs.44.060603

摘要

液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一,在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势.液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性,致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估.为了提高反应堆系统安全分析程序RELAP5/Mod4.0(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)在液态燃料熔盐堆安全分析中的适用性和精确度,基于一维缓发中子先驱核输运模型和二阶Godunov数值方法扩展了RELAP5/Mod4.0点堆模型.采用美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)实验数据,对采用新点堆模型的RELAP5/Mod4.0程序进行了验证.结果显示:改进后的RELAP5/Mod4.0程序数值结果与实验结果吻合较好,表明该模型和数值方法能够较好地模拟缓发中子先驱核输运过程,满足液态燃料熔盐堆安全分析要求,能够应用于液态燃料熔盐堆安全分析.