COBRA-EN程序在压水堆燃料组件辐照考验中的应用

• 作 者: 刁均辉;
• 机 构: 核工业研究生部,北京市275信箱64分箱,102413
• 出 处: 中国核学会2007年学术年会
• 发表日期: 2007年期

反应堆燃料元件作为核电站的核心部件,其性能直接影响核电站的可靠性、安全性和经济性。发展高性能燃料需要开展大量的、不间断的堆内辐照试验研究。辐照试验后还要进行燃料性能分析,在试验燃料行为分析之前,应先对燃料组件进行热工水力分析,子通道分析方法是迄今为止在核反应堆热工水力分析中应用最广泛的方法,COBRA系列程序就是以子通道分析为基础开发的堆芯分析程序。
它以系统计算的结果作为边界条件。考虑堆芯内各处燃料元件产生热量的不同,及流道之间的质量、动量和能量的交换,计算出具有开式栅格的堆芯的流场和焓场,得出各处燃料元件,特别是热点的燃料芯块及包壳的温度和包壳表面的偏离泡核沸腾比(DNBR)。
首先，介绍了COBRA系列程序的一个较新版本COBRA-EN程序所采用的的热工水力模型,描述了COBRA-EN程序中所使用的数学模型和控制方程,并介绍了COBRA-EN程序中所采用的与以往COBRA系列程序所不同的数值解法。最后，通过对秦山考验燃料组件的稳态热工水力分析,与国产THAP程序的计算结果进行了比较,结果表明COBRA-EN程序的计算结果符合实际情况,可用于对压水堆试验燃料组件进行热工水力分析。