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doi:10.3969/j. issn.1009 3230.2018.05.014
应用能源技术
2018年第5期（总第245期）
利用秦山二期核电厂校核COBRA一IV程序
李凯，何晓军，刁均辉，史宝磊
（中国原子能科学研究院，北京102413）
摘要：热工性能分析程序对反应堆内燃料组件的研究、设计有很大的作用，而COBRA一 IV是基于COBRA程序而开发的计算反应堆热工水力的子通道分析程序。为了校核COBRA一 IV程序计算的准确性，本次研究以秦山二期]为参考堆芯，用子通道分析方法建立了秦山二期核电厂堆芯的子通道计算模型，应用COBRA一IV程序计算了秦山二期堆芯的热工性能，并将计算结果与秦山二期的设计参数对比。计算结果的对比表明，COBRA-IV程序的计算结果与设计参数符合度较高，认为程序计算结果准确。
关键词：秦山二期核电厂；子通道分析；COBRA-IV程序热工性能
中图分类号：TL413.2文献标志码：B文章编号：1009-3230(2018)05-0050-03
Verify Cobra -IV Program by Using Qinshan Phase I Nuclear Power
LIKai,HE Xiaojun,DIAO Junhui,SHI Baolei
(ChinaInstituteofAtomicEnergy,Beijing102413,China）
Abstract:The thermal performance analysis program has a great impact on the research and design of fuel assemblies in a core, the COBRAIV programwhich is based on the COBRA program can calculate the thermal hydraulic by using sub channel analysis. In order to verify the accuracy of COBRA IV program, this study uses Qinshan Phase II nuclear as reference core, and uses the sub channel analysis method to establish the calculation model of Qinshan Phase II nuclear power, the COBRA IV program is used to calculate thermal performance of Qinshan Phase II core, and then compare the calculation results with the design parameters of Qinshan Phase II nuclear power. The comparison of the calculated results shows that the results are in good with the design parameters, then the results can be regarded as accurate.
Key words: Qinshan Nuclear Power Plant; Sub channel analysis; COBRA -IVprogram; Thermal hydraulic
0引言
秦山二期核电厂为压水堆核电厂，通过计算秦山二期核电厂燃料组件的热工性能并将结果与设计参数对比可验证程序计算结果的准确性。
COBRA-IV是在COBRA程序的基础上改进而来的，此程序的应用范围十分广泛，可计算堆芯的热工性能和子通道的热工水力特性。文中采
收稿日期：2018-13-11
修订日期：20180405
作者简介：李凯（1992-），男，硕士研究生，研究方向为反
应堆热工水力。
万方数据
取COBRA-IV程序计算秦山二期燃料元件的热工性能，由于堆芯内功率因子呈对称分布，所以只需计算1/2堆芯即可得出全堆芯的热工性能。
这次研究以秦山二期为参考堆芯，利用CO BRA-IV程序对秦山二期堆芯进行了热工水力分析研究[3]，分别计算了堆芯燃料组件的DNBR（偏离泡核沸腾比）、堆芯压降、燃料棒表面温度和中心温度。在文中采用堆芯热工水力的设计参数和核动力院的分析结果对COBRA-IV程序进行了验证，计算结果表明COBRA-IV的计算结