中国实验快堆堆芯系统仿真
快中子堆能够提高铀资源利用率,形成闭式燃料循环,对我国核事业的发展意义深远,对中国实验快堆(CEFR)的仿真研究能够弥补我国在快堆仿真上的空白,是我国快堆事业发展的关键环节之一。

本文以CEFR的仿真研究为背景,以CEFR 堆芯系统为仿真对象,建立堆芯系统仿真模型,并结合CEFR其他系统模型调试堆芯系统模型。

本文首先建立包含平均温度模型、反应性反馈模型、钠物性模型和PID控制模型的点堆中子动力学模型,并选择适当的数值算法对模型进行求解。

利用逻辑框图,建立CEFR的控制系统和保护系统的逻辑模型。

针对核测量系统显示仪表的工作过程和核测量系统的工作原理,建立核测量系统模型。

并利用点堆中子动力学模型验证控制系统和保护系统的逻辑模型,核反应堆测量系统模型。

然后针对三维堆芯物理模型,修改完善CEFR控制系统和保护系统的逻辑模型,核反应堆测量系统模型。

编写控制系统模型、保护系统模型和反应堆测量系统模型与三维堆芯物理程序的接口程序,建立堆芯系统模型。

最后,将堆芯系统的仿真模型移植到硬件盘台,实现硬件操作。

并结合CEFR 一回路热工模型、二回路模型、三回路模型和辅助系统模型进行在次临界、功率过程和事故下的测试,并对测试结果进行分析。

次临界和功率过程的测试结果表明堆芯系统模型能够很好的实现次临界过程和功率升降过程。

事故测试结果与安全分析报告对比趋势合理。

验证了本文堆芯系统模型的合理性。