TACR熱傳輸系統熱工水力瞬態分析

魏詩穎1 王瑋2 王成龍1 田文喜1 秋穗正1 蘇光輝1

?

TACR熱傳輸系統熱工水力瞬態分析

魏詩穎王瑋王成龍田文喜秋穗正蘇光輝

1（西安交通大學能源與動力工程學院 西安 710049） 2（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計重點實驗室 成都 610041）

釷燃料的利用對于緩解核燃料資源短缺具有重要意義，坎杜型反應堆(Canadian Deuterium Uranium, CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先進燃料循環方面具有較高的靈活性，使得其在CANDU反應堆中引入釷燃料循環更具現實意義。CANDU型反應堆中釷基燃料應用關鍵基礎技術研究是加拿大與我國正在開展的合作課題，其中開發自主的CANDU堆堆芯熱工水力設計和安全分析程序是釷基燃料應用必不可少的設計工作之一。本文針對CANDU型反應堆熱傳輸系統結構特點，采用FORTRAN程序設計語言開發了適用于CANDU型反應堆熱傳輸系統的熱工水力瞬態分析程序CANTHAC (CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC對釷基先進CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor, TACR)進行了瞬態分析，計算工況包括滿功率穩態、無保護蒸汽發生器(Steam Generator, SG)二次側給水溫度降低事故及完全失流事故。其中，滿功率穩態計算結果與清華大學設計的釷基先進CANDU堆TACR設計值吻合較好，相對誤差不超過2%，在可接受范圍內；無保護SG二次側給水溫度降低事故及完全失流事故在計算條件下所得的燃料溫度及系統壓力等關鍵熱工水力參數均在安全限值內，滿足安全準則要求。程序為模塊化編程，便于移植和改進，具有一定的通用性，為進一步研究工作奠定了基礎。

釷基先進CANDU堆，熱傳輸系統……