CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发

	CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发
刊名	核技术
	2018
卷号	041
关键词	中国聚变工程实验堆集成设计平台核热耦合模块 MCNP CFX 氦冷陶瓷包层
ISSN号	0253-3219
其他题名	Neutronics-thermal hydraulics coupling module for CFETR integration design platform
英文摘要	正在研发的中国聚变工程实验堆（China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR）集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台，工程设计平台采用模块化方式，包括磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块。模块设计中涉及用计算流体动力学（Computational Fluid Dynamics，CFD）软件来对堆内部件开展热工水力分析，CFD的热源项包括中子学计算产生的核热，而中子学分析软件（如Monte Carlo Nparticle transport code，MCNP）核热输出结果文件存在CFD软件无法直接读取等问题。因此，基于网格一网格插值和点一点插值法，开发了中子学与CFD核热耦合模块，提供两种途径实现高精度的三维核热耦合。使用CFX软件，以CFETR的一种氦冷陶瓷包层（Helium Cooled Ceramic Breederblanket，HCCB）@增殖单元模块为对象，进行了热工水力分析，计算结果表明了核热耦合模块功能的可靠性。
语种	中文
CSCD记录号	CSCD:6154659
内容类型	期刊论文
源URL	[http://ir.hfcas.ac.cn:8080/handle/334002/62558]
专题	中国科学院合肥物质科学研究院
推荐引用方式 GB/T 7714	. CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发[J]. 核技术,2018,041.
APA	(2018).CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发.核技术,041.
MLA	"CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发".核技术 041(2018).