CN104133965A - 一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法 - Google Patents

一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法 Download PDF

Info

Publication number
CN104133965A
CN104133965A CN201410368114.1A CN201410368114A CN104133965A CN 104133965 A CN104133965 A CN 104133965A CN 201410368114 A CN201410368114 A CN 201410368114A CN 104133965 A CN104133965 A CN 104133965A
Authority
CN
China
Prior art keywords
flow
pass
core
flow process
thermal technology
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201410368114.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104133965B (zh
Inventor
王连杰
赵文博
杨平
夏榜样
于颖锐
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201410368114.1A priority Critical patent/CN104133965B/zh
Publication of CN104133965A publication Critical patent/CN104133965A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104133965B publication Critical patent/CN104133965B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法,所述方法具体为:采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,其中,所述双流程具体为:第一流程和第二流程,实现了子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,快速简便地完成计算数据内存的读写,进而使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法能够应用于双流程冷却剂堆芯的瞬态过程分析的技术效果。

Description

一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法
技术领域
本发明涉及核反应堆设计技术领域,尤其涉及一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法。
背景技术
反应性及功率分布异常事件往往伴随着强烈的物理与热工-水力耦合效应,是核电厂安全分析的重要内容。对于这类事件,点堆或一维的中子动力学模型无法正确描述功率的空间分布,因而无法计算功率随时间的变化。为保证计算的包络性,就必须引入大量的保守性假设。只有耦合三维中子时空动力学与热工-水力学进行瞬态计算,才能描述物理与热工-水力之间的反馈,提供较精确的三维功率分布,较真实地模拟瞬态过程。
为了更精确的评价反应性引入等功率分布畸变、物理热工耦合强烈的事故过程的安全裕量,国际上正在开展堆芯三维物理与热工-水力耦合计算研究和程序研发。耦合方式一般采用模块化方式,同时考虑到计算机能力的限制和工程应用的目的,三维物理计算求解模块一般采用节块方法,热工-水力计算求解模块一般采用子通道程序。热工-水力计算模块同样能够采用系统分析程序,但系统分析程序在堆芯的通道划分较粗糙,对于功率分布畸变严重的事故,计算的功率峰过高。最初开发子通道分析程序的应用范围是分析棒束传热,耦合计算中将组件尺度的通道作为一个平均管,整个堆芯看作一个棒束进行计算。此种处理方法满足单流程冷却剂堆芯(如压水堆核电厂)的分析需求,但无法用于分析冷却剂分为双流程的堆芯,如超临界水堆。
在双流程冷却剂堆芯计算中,先计算第一流程,为第二流程提供入口边界条件,再执行第二流程计算,即需要执行两次子通道计算模块实现双流程计算。除非对计算程序进行大量的改写,否则计算数据,特别是一些中间过程数据,与求解程序难以完全分离,因此采用同一个程序模块无法实现双流程的计算。
对于稳态耦合计算,不涉及前一时刻的计算结果,可以通过调用可执行程序执行每个流程的单独计算,流程之间的信息传递通过读写文件的方式实现。与物理程序耦合相关的数据(包括物理程序提供给热工程序的功率密度、热工程序为物理程序提供的相关热工参数),也通过文件读写的方式传递。
但对于瞬态耦合计算,需要保留每个流程的当前时刻的计算结果,用作下一时刻瞬态计算的初始条件。以双流程超临界水堆堆芯为例,一方面,热工-水力的计算结果包含慢化剂、冷却剂的焓场、压降、速度,慢化剂冷却剂间传热盒壁的温度、燃料元件径向温场分布等,远多于传递给物理程序温度、密度信息;另一方面,当物理程序与热工采用隐式耦合方式时,同一个时间步,物理程序和热工程序也通过多次迭代直至功率分布、温场分布收敛,则每个流程的前一时刻的计算结果同样必须保存。再考虑到瞬态计算要进行多个时步的计算,调用可执行文件、数据采用文件读写传递的方式实用性较差。
对双流程堆芯的瞬态计算,主要计算数据应采用内存读写方式操作,而计算程序又与数据难以完全分离,因此为每个流程都配置专门的求解模块,编译在一个可执行文件里。但求解模块均源于同一个子通道程序,程序、数据名称均一致,不能直接编译。
综上所述,本申请发明人在实现本申请实施例中发明技术方案的过程中,发现上述技术至少存在如下技术问题:
在现有技术中,由于在对双流程堆芯的瞬态计算时,主要计算数据应采用内存读写方式操作,而计算程序又与数据难以完全分离,因此为每个流程都配置专门的求解模块,编译在一个可执行文件里,但求解模块均源于同一个子通道程序,程序、数据名称均一致,不能直接编译,所以,现有技术中的子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,存在由于计算数据内存读写困难,使得三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法无法应用于双流程冷却剂堆芯的技术问题。
发明内容
本发明提供了一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法,解决了现在技术中的子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,存在计算数据内存读写困难,使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法无法应用于双流程冷却剂堆芯的技术问题,实现了子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,快速简便地完成计算数据内存的读写,进而使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法能够应用于双流程冷却剂堆芯的瞬态过程分析的技术效果。
为解决上述技术问题,本申请实施例提供了一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法,所述方法具体为:采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,其中,所述双流程具体为:第一流程和第二流程。
进一步的,所述采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写具体为:针对所述双流程堆芯的所述第一流程和所述第二流程,将各流程涉及数据接口的程序及数据进行相应改造,分别编译成动态链接库供主程序调用,分别为:第一流程动态链接库模块、第二流程动态链接库模块。
进一步的,所述双流程堆芯瞬态分析计算的具体流程为:
首先,开始瞬态计算;
然后,修正裂变谱,使得堆芯初始状态为临界状态;
然后,更新时刻,为当前时刻准备初始状态,将上一时步计算的通量分布、热工-水力结果等作为当前时步的初值;
然后,执行热工-水力计算;
然后,利用最新计算的热工-水力参数更新每个节块的慢化剂温度、密度和燃料温度等,进而更新节块的少群宏观截面;
最后,进行中子学计算,并判断堆芯功率分布是否收敛,若功率分布不收敛,则继续进行热工-水力计算;若功率收敛,则判断当前计算时刻是否为计算终止时刻,若不是,则继续更新时刻准备初值;若是计算终止时刻,则结束计算。
进一步的,所述执行热工-水力计算具体为:调用所述第一流程动态链接库模块和所述第二流程动态链接库模块来执行热工-水力计算。
进一步的,所述第一流程动态链接库模块包括:第一流程共享数据与共享程序模块和第一流程私有模块,所述第二流程动态链接库模块包括:第二流程共享数据与共享程序模块和第二流程私有模块。
进一步的,所述双流程堆芯的瞬态分析程序模块包括:主控制程序模块、所述第一流程动态链接库模块、所述第二流程动态链接库模块和中子学计算模块。
进一步的,所述主控制程序模块依次调用所述第一流程动态链接库模块和所述第二流程动态链接库模块,完成子通道程序双流程瞬态计算,所述第一流程和所述第二流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中。
本申请实施例中提供的一个或多个技术方案,至少具有如下技术效果或优点:
由于采用了动态链接库实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,针对双流程堆芯的两个单独流程,将各流程涉及数据接口的程序及数据进行相应改造,分别编译成动态链接库供主程序调用,主控制程序依次调用两个流程的动态链接库模块,完成子通道程序双流程瞬态计算,两个流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中的技术方案,所以,有效解决了现在技术中的子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,存在计算数据内存读写困难,使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法无法应用于双流程冷却剂堆芯的技术问题,进而实现了子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,快速简便地完成计算数据内存的读写,进而使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法能够应用于双流程冷却剂堆芯的瞬态过程分析的技术效果;
进一步的,由于本申请实施例中的技术方案只需要对涉及数据接口的小部分程序及数据进行改造,编译成动态链接库供主控制程序调用,即可实现计算数据内存读写的双流程瞬态计算目的,而且热工-水力程序模块的改写量较小,后续维护/替换热工-水力模块也较为方便,所以,实现了快速、高效、低成本的完成双流程堆芯的瞬态分析的技术效果。
附图说明
图1是本申请实施例一中应用于双流程堆芯的瞬态分析程序模块示意图;
图2是本申请实施例一中第一流程动态链接库模块组成示意图;
图3是本申请实施例一中第二流程动态链接库模块组成示意图;
图4是本申请实施例一中应用于双流程堆芯的瞬态分析计算流程图。
具体实施方式
本发明提供了一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法,解决了现在技术中的子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,存在计算数据内存读写困难,使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法无法应用于双流程冷却剂堆芯的技术问题,实现了子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,快速简便地完成计算数据内存的读写,进而使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法能够应用于双流程冷却剂堆芯的瞬态过程分析的技术效果。
本申请实施中的技术方案为解决上述技术问题。总体思路如下:
采用了动态链接库实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,针对双流程堆芯的两个单独流程,将各流程涉及数据接口的程序及数据进行相应改造,分别编译成动态链接库供主程序调用,主控制程序依次调用两个流程的动态链接库模块,完成子通道程序双流程瞬态计算,两个流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中的技术方案,所以,有效解决了现在技术中的子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,存在由于计算数据内存读写困难,使得三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法无法应用于双流程冷却剂堆芯的技术问题,进而实现了子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,快速简便地完成计算数据内存的读写,进而使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法能够应用于双流程冷却剂堆芯的瞬态过程分析的技术效果。
为了更好的理解上述技术方案,下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明。
实施例一:
在实施例一中,提供了一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法,请参考图1-图4,所述方法具体为:采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,其中,所述双流程具体为:第一流程和第二流程。
其中,在本申请实施例中,所述采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写具体为:针对所述双流程堆芯的所述第一流程和所述第二流程,将各流程涉及数据接口的程序及数据进行相应改造,分别编译成动态链接库供主程序调用,分别为:第一流程动态链接库模块102、第二流程动态链接库模块103。
其中,在实际应用中,接口程序和数据的改造包括两部分,第一为增加与主控制程序模块101进行数据交换的数据及程序模块,第二对动态链接库102和103中需要被主控制程序模块直接调用的程序及数据进行名称修改,防止两个模块的程序、数据重名出错。
其中,在本申请实施例中,所述双流程堆芯瞬态分析计算的具体流程为:
首先,开始瞬态计算;
然后,修正裂变谱,使得堆芯初始状态为临界状态;
然后,更新时刻,为当前时刻准备初始状态,将上一时步计算的通量分布、热工-水力结果等作为当前时步的初值;
然后,执行热工-水力计算;
然后,利用最新计算的热工-水力参数更新每个节块的慢化剂温度、密度和燃料温度等,进而更新节块的少群宏观截面;
最后,进行中子学计算,并判断堆芯功率分布是否收敛,若功率分布不收敛,则继续进行热工-水力计算;若功率收敛,则判断当前计算时刻是否为计算终止时刻,若不是,则继续更新时刻准备初值;若是计算终止时刻,则结束计算。
其中,在本申请实施例中,所述执行热工-水力计算具体为:调用所述第一流程动态链接库模块102和所述第二流程动态链接库模块103来执行热工-水力计算。
其中,在本申请实施例中,所述第一流程动态链接库模块102包括:第一流程共享数据与共享程序模块1021和第一流程私有模块1022,所述第二流程动态链接库模块103包括:第二流程共享数据与共享程序模块1031和第二流程私有模块1032。
其中,在本申请实施例中,所述双流程堆芯的瞬态分析程序模块包括:主控制程序模块101、所述第一流程动态链接库模块102、所述第二流程动态链接库模块103和中子学计算模块104。
其中,在本申请实施例中,所述主控制程序模块101依次调用所述第一流程动态链接库模块102和所述第二流程动态链接库模块103,完成子通道程序双流程瞬态计算,所述第一流程和所述第二流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中。
其中,在实际应用中,在双流程堆芯物理与热工-水力耦合瞬态计算过程中,主控制程序通过调用两个流程的动态链接库模块,完成一次子通道程序双流程瞬态计算,两个流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中。主控制程序通过调用中子学计算模块104,完成中子学计算。
其中,在实际应用中,请参考图4,图4为应用于双流程堆芯的瞬态分析计算流程图,首先,开始瞬态计算,然后,修正裂变谱,使得堆芯初始状态为临界状态,然后,更新时刻,为当前时刻准备初始状态,将上一时步计算的通量分布、热工-水力结果等作为当前时步的初值,然后,执行热工-水力计算,然后,利用最新计算的热工-水力参数更新每个节块的慢化剂温度、密度和燃料温度等,进而更新节块的少群宏观截面,最后,进行中子学计算,并判断堆芯功率分布是否收敛,若功率分布不收敛,则继续进行热工-水力计算;若功率收敛,则判断当前计算时刻是否为计算终止时刻,若不是,则继续更新时刻准备初值;若是计算终止时刻,则结束计算。
上述本申请实施例中的技术方案,至少具有如下的技术效果或优点:
由于采用了动态链接库实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,针对双流程堆芯的两个单独流程,将各流程涉及数据接口的程序及数据进行相应改造,分别编译成动态链接库供主程序调用,主控制程序依次调用两个流程的动态链接库模块,完成子通道程序双流程瞬态计算,两个流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中的技术方案,所以,有效解决了现在技术中的子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,存在由于计算数据内存读写困难,使得三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法无法应用于双流程冷却剂堆芯的技术问题,进而实现了子通道分析程序用于双流程堆芯计算时,快速简便地完成计算数据内存的读写,进而使三维物理与热工-水力耦合瞬态分析方法能够应用于双流程冷却剂堆芯的瞬态过程分析的技术效果;
进一步的,由于本申请实施例中的技术方案只需要对涉及数据接口的小部分程序及数据进行改造,编译成动态链接库供主控制程序调用,即可实现计算数据内存读写的双流程瞬态计算目的,而且热工-水力程序模块的改写量较小,后续维护/替换热工-水力模块也较为方便,所以,实现了快速、高效、低成本的完成双流程堆芯的瞬态分析的技术效果。
尽管已描述了本发明的优选实施例,但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念,则可对这些实施例作出另外的变更和修改。所以,所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (7)

1.一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法,其特征在于,所述方法具体为:采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写,其中,所述双流程具体为:第一流程和第二流程。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述采用动态链接库来实现双流程堆芯瞬态计算的计算数据内存读写具体为:针对所述双流程堆芯的所述第一流程和所述第二流程,将各流程涉及数据接口的程序及数据进行改造,分别编译成动态链接库供主程序调用,分别为:第一流程动态链接库模块、第二流程动态链接库模块。
3.根据权利要求2所述的方法,其特征在于,所述双流程堆芯瞬态分析计算的具体流程为:
开始瞬态计算;
修正裂变谱,使得堆芯初始状态为临界状态;
更新时刻,为当前时刻准备初始状态,将上一时步计算的通量分布、热工-水力结果等作为当前时步的初值;
执行热工-水力计算;
利用最新计算的热工-水力参数更新每个节块的慢化剂温度、密度和燃料温度等,进而更新节块的少群宏观截面;
进行中子学计算,并判断堆芯功率分布是否收敛,若功率分布不收敛,则继续进行热工-水力计算;若功率收敛,则判断当前计算时刻是否为计算终止时刻,若不是,则继续更新时刻准备初值;若是计算终止时刻,则结束计算。
4.根据权利要求3所述的方法,其特征在于,所述执行热工-水力计算具体为:调用所述第一流程动态链接库模块和所述第二流程动态链接库模块来执行热工-水力计算。
5.根据权利要求2所述的方法,其特征在于,所述第一流程动态链接库模块包括:第一流程共享数据与共享程序模块和第一流程私有模块,所述第二流程动态链接库模块包括:第二流程共享数据与共享程序模块和第二流程私有模块。
6.根据权利要求2所述的方法,其特征在于,所述双流程堆芯的瞬态分析程序模块包括:主控制程序模块、所述第一流程动态链接库模块、所述第二流程动态链接库模块和中子学计算模块。
7.根据权利要求6所述的方法,其特征在于,所述主控制程序模块依次调用所述第一流程动态链接库模块和所述第二流程动态链接库模块,完成子通道程序双流程瞬态计算,所述第一流程和所述第二流程的计算数据通过动态链接库方式同时保存在内存中。
CN201410368114.1A 2014-07-30 2014-07-30 一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法 Active CN104133965B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410368114.1A CN104133965B (zh) 2014-07-30 2014-07-30 一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410368114.1A CN104133965B (zh) 2014-07-30 2014-07-30 一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104133965A true CN104133965A (zh) 2014-11-05
CN104133965B CN104133965B (zh) 2017-10-13

Family

ID=51806641

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201410368114.1A Active CN104133965B (zh) 2014-07-30 2014-07-30 一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104133965B (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106126931A (zh) * 2016-06-24 2016-11-16 西安交通大学 一种核反应堆堆芯子通道计算的加速方法
CN105653869B (zh) * 2016-01-05 2018-09-11 中国核动力研究设计院 一种超临界水堆堆芯三维瞬态性能分析方法
CN112345202A (zh) * 2020-11-09 2021-02-09 东风汽车集团有限公司 一种双极板流体流动评价方法
CN113409975A (zh) * 2021-06-17 2021-09-17 中国核动力研究设计院 基于模型降阶和数据同化的堆芯功率分布监测方法及系统

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102737735A (zh) * 2012-07-04 2012-10-17 中国核动力研究设计院 超临界水堆组合式方形燃料组件、堆芯、双流程流动方法

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102737735A (zh) * 2012-07-04 2012-10-17 中国核动力研究设计院 超临界水堆组合式方形燃料组件、堆芯、双流程流动方法

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JIANQIANG SHAN .ETC: ""SCWR subchannel code ATHAS development and CANDU-SCWR analysis"", 《NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN》 *
夏榜样 等: ""超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究"", 《核动力工程》 *
夏榜样 等: ""超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计"", 《核动力工程》 *
岳林 等: ""基于动态链接库实现数据采集硬件与LabVIEW的接口"", 《实验室研究与探索》 *
赵文博: ""瞬态节块格林函数方法及其与热工-水力耦合研究"", 《中国博士学位论文全文数据库 工程科技II辑》 *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105653869B (zh) * 2016-01-05 2018-09-11 中国核动力研究设计院 一种超临界水堆堆芯三维瞬态性能分析方法
CN106126931A (zh) * 2016-06-24 2016-11-16 西安交通大学 一种核反应堆堆芯子通道计算的加速方法
CN106126931B (zh) * 2016-06-24 2018-05-18 西安交通大学 一种核反应堆堆芯子通道计算的加速方法
CN112345202A (zh) * 2020-11-09 2021-02-09 东风汽车集团有限公司 一种双极板流体流动评价方法
CN113409975A (zh) * 2021-06-17 2021-09-17 中国核动力研究设计院 基于模型降阶和数据同化的堆芯功率分布监测方法及系统
CN113409975B (zh) * 2021-06-17 2022-11-15 中国核动力研究设计院 基于模型降阶和数据同化的堆芯功率分布监测方法及系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN104133965B (zh) 2017-10-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ivanov et al. Challenges in coupled thermal–hydraulics and neutronics simulations for LWR safety analysis
Große et al. Status of the McCad geometry conversion tool and related visualization capabilities for 3D fusion neutronics calculations
CN103853052A (zh) 一种核电站反应堆控制系统的设计方法
García et al. A Serpent2-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS coupling for pin-by-pin depletion calculations in Light Water Reactors
García-Herranz et al. Multiscale neutronics/thermal-hydraulics coupling with COBAYA4 code for pin-by-pin PWR transient analysis
CN104133965A (zh) 一种应用于双流程堆芯的瞬态分析方法
Grunloh et al. A novel multi-scale domain overlapping CFD/STH coupling methodology for multi-dimensional flows relevant to nuclear applications
Pawlowski DESIGN OF A HIGH FIDELITY CORE SIMULATOR FOR ANALYSIS OF PELLET CLAD INTERACTION.
Magedanz et al. High-fidelity multi-physics system TORT-TD/CTF/FRAPTRAN for light water reactor analysis
Gomez-Torres et al. DYNSUB: A high fidelity coupled code system for the evaluation of local safety parameters–Part II: Comparison of different temporal schemes
Yu et al. Fuel performance analysis of BEAVRS benchmark Cycle 1 depletion with MCS/FRAPCON coupled system
Schmidt et al. An approach for coupled-code multiphysics core simulations from a common input
Zhang et al. Optimization and verification of the coupled code TRACE/SubChanFlow using the VVER-1000 coolant mixing benchmark data
Stimpson et al. Coupled fuel performance calculations in VERA and demonstration on Watts Bar unit 1, cycle 1
CN115358125A (zh) 一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统
Long et al. Review of researches on coupled system and CFD codes
Martínez-Quiroga et al. NIRK3D and 3DKIN: General Description and current status of the new 3D kinetics capabilities of RELAP5/SCDAPSIM/MOD4. 0
Wang et al. Development and application of CFD and subchannel coupling analysis code for lead‐cooled fast reactor
Fiorina et al. Creation of an OpenFOAM fuel performance class based on FRED and integration into the GeN-foam multi-physics code
Gu et al. Verification of a HC-PK-CFD coupled program based a benchmark on beam trip transients for XADS reactor
Saini High-Fidelity Interface Capturing Simulations of the Post-LOCA Dispersed Flow Film Boiling Regime in a Pressurized Water Reactor Sub-Channel
Rabiti et al. Strategy and gaps for modeling, simulation, and control of hybrid systems
Tiberga Development of a high-fidelity multi-physics simulation tool for liquid-fuel fast nuclear reactors
Cerroni Multiscale multiphysics coupling on a finite element platform
Lauranto et al. Validation of the Ants-TRACE code system with VVER-1000 coolant transient benchmarks

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant