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图3.1压水反应堆内部结构 12
图3.2 厚度为a的无限大平板 13
图3.3 取不同值时中子通量分布随时间的变化 15
图3.4 圆柱形反应堆示意图 16
图3.5 零阶贝塞尔函数曲线图 17
图4.1 反应堆堆芯的中子通量分布 21
图4.2.1 计算网格与几何模型 22
图4.2.2第一类热边界条件下裸堆的温度场分布 23
图4.2.3 堆芯两个不同切面上的温度场分布图 23
图4.2.4 沿堆芯轴向不同半径处的温度变化24
图4.2.5 第二类热边界条件下裸堆的温度场分布25
图4.2.6 堆芯两个不同切面处的温度场分布 25
图4.2.7 沿堆芯轴向不同半径处的温度变化 25
图4.2.8 第三类热边界条件下裸堆的温度场分布27
图4.2.9 堆芯两个不同切面的温度场分布27
图4.2.10 沿堆芯轴向不同半径处的温度变化27
图4.2.11 三种不同工况下沿堆芯轴向的温度变化28
图5.3.1 数值解在两个切面方向的温度场分布31
图5.3.2 近似解在两个切面方向的温度场分布31
图5.3.3核燃料棒对流工况下数值解与近似解温度场分布图32
图5.3.4 不同半径处温度变化的数值解与近似解33
图5.3.5 轴向处数值解与近似解的温度场分布33
图5.3.6 Z=1处数值解与近似解对比图34
图5.3.7 Z=-1处数值解与近似解对比图34
图5.3.8 数值解和近似解最高温度处截面的温度场分布35
1 绪论
21世纪之后，核电与水电和火电一起组成了世界能源的三大支柱，渐渐的，核电在世界能源结构中所占有的地位逐步提升。安全性作为主导核电行业发展主要因素，无时无刻不影响着核的发展。
当前，在国际上对于核安全的常用分析程序主要包括有：(1)系统性程序，主要包括STCP，ASTEC，THALE，MAAP， ESTE， MACRES，JASMINE，MAPLE 等；（2）机理性程序，主要包括SCDAP/RELAP5，CONTAIN，VICTORIA，CATHARE/ICARE，GASFLOW[1] 等。反应堆的热工水力分析主要是以反应堆中传热和温度场作为研究对象，这些热力分析能确定核电站设计准则以及预计核电站在运行阶段的可能行为等，反应堆热工水力分析程序是核电站计算程序的主要部分，约占总量的8%，它能够分析出各种反应堆可能事故下的状况。在模拟各回路系统的逻辑控制和瞬态传热特性时，就需要一个相对成熟的反应堆热工水力程序[2]。
当前国内，CFD应用逐渐广泛起来，其中也应用于反应堆热工水力的分析和设计工作。熊万玉[3][4]等人在1998年起，研究了带定位格架棒束内的单相流体的三文流场分布，采用的是CFX4.2，对法国的先进燃料组件5x5的格架进行了模拟仿真，通过计算分析、比较实验数据和计算结果，对建模的方式和模拟仿真计算方法进行了评价，并分析了格架对叶片流场的影响。在中国先进堆(CARR)的计算设计中，刘兴民对于全堆芯流量分配情况进行了模拟计算，并进行了流致振动的计算分析[5]。王小军[6]等人在2001年进行了对棒束通道内汽水两相流动特性的计算研究。
本文主要是对不同工况和不同内热源环境下先进压水堆堆芯(APWR)的热环境和温度变化规律进行了研究，通过编程对不同状况下堆芯的热环境进行数值模拟，同时，在一般的导热偏微分方程的基础上，求出其解析解和近似解，并加以分析。其主要法工作如下所示：
1. 网格的生成及控制方程的离散：通过gambit软件生成反应堆所对应的非结构化网格。并对所生成的网格文件通过一定形式的转换，从而实现非结构化网格的再生成。
2. 不同工况下压水堆的温度场分布情况：采用一体化的方法模拟反应堆的热力场，第一种是恒壁温的情况；第二种为绝热的状况；第三种对流换热的状况。对计算结果进行分析，可以初步评判该先进反应堆的安全性。
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