内冷式压水反应堆热工水力特性研究

发布时间：2021-07-27 01:26

　　内冷式压水反应堆（IPWR，Inverted Pressurized Water Reactor）由Malen于2009年在轻水堆中循环利用核废料和利用氢化物燃料嬗变錒系核素计划首次提出。IPWR是一种新型的以氢化物（UTh0.5Zr2.25H5.625）为燃料的反应堆，它的燃料元件将传统的棒束状PWR元件的冷却剂与燃料位置互换，从根本上改变了堆芯的几何布置。与普通压水堆相比，IPWR具有堆芯压降小、燃料温度低、流道周向更加均匀和流致震颤小等优点。（1）、描述研究中使用的反应堆物理计算程序MCNP和热工水力计算程序Fluent；对Fluent程序应用于IPWR堆芯典型子通道稳态热工水力计算进行基准验证，得到适合于IPWR堆芯流动与传热计算的数值模型，为下一步计算提供依据。（2）、通过构筑IPWR堆芯栅元模型，分析在不同可溶硼浓度下无限增殖系数随H/HM的变化。在确保一定的安全裕度的情况下，取一个保守最大H/HM值，得到一组符合中子学限制的组件栅元尺寸范围，并对范围内的参数进行物理性能比较分析，最终确定具有较好物理性能的尺寸范围。（3）、采用CFD软件Fluent对IPWR不同栅格尺寸单... 

【文章来源】：南华大学湖南省

【文章页数】：56 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

IPWR燃料栅元示意图

为未来新概念反应堆探索奠定了基础，对军用核动力装置提高功率性能和安全性具有积极意义。1.2 IPWR 简介1.2.1 IPWR 结构介绍IPWR 的燃料棒中心为圆柱形冷却剂通道，以三角形方式排列在六边形组件中，如图 1.1 所示，图 1.2 为普通压水堆的燃料栅元；IPWR 燃料栅元（如图 1.3）由六边形 UTh0.5Zr2.25H5.625燃料块组成，包壳材料为 Zr2.5Nb 合金，燃料-包壳间隙中填充具有较高热导率的 Sn-Pb-Bi 液态金属，能够防止燃料温度过高发生蠕变和裂变气体的产生；IPWR 燃料组件（如图 1.4）外壁为 Zr2.5Nb 合金制成的六边形导管，活性高度为 3.68m，组件与组件之间是 Y 型控制棒，如图 1.5 所示；图1.6 为堆芯示意图。

由六边形 UTh0.5Zr2.25H5.625燃料块组成，包壳材料为 Zr2.5Nb 合金，燃料-包壳间隙中填充具有较高热导率的 Sn-Pb-Bi 液态金属，能够防止燃料温度过高发生蠕变和裂变气体的产生；IPWR 燃料组件（如图 1.4）外壁为 Zr2.5Nb 合金制成的六边形导管，活性高度为 3.68m，组件与组件之间是 Y 型控制棒，如图 1.5 所示；图1.6 为堆芯示意图。图 1.1 IPWR 燃料栅元示意图 图 1.2 压水堆燃料栅元示意图


本文编号：3304780