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中子学与热工水力学耦合瞬态安全分析软件NTC
系统简介
  反应堆堆芯瞬态事故序列为高复杂性,非线性, 且物理量彼此相关的物理过程。精确瞬态模拟要求充分考虑反应堆功率、反应性、温度、密度等中子学参数和热工水力参数间互相反馈与互相影响。通常的中子学与热工水力学耦合程序的中子学部分大多采用零维点堆模型或者多维中子扩散方程。然而它们已不能适应先进反应堆的堆芯几何不确定性、中子通量强烈各向异性要求。随着现代计算机技术的高速发展,开发精确度更高的输运方程的中子学与热工耦合瞬态安全分析程序是大的趋势。
  NTC (Neutronics Thermo-hydraulics Coupling code)是FDS团队在国际原子能机构IAEA 的国际合作协调研发项目框架下发展的多速度场、多相流、多介质、欧拉流体动力学模型与依赖于时间、空间的多维离散纵标(SN)准静态中子输运动力学模型相耦合的反应堆瞬态安全分析程序。
技术特点
  继承国际先进计算内核,可靠性好,基于曾作为美国液态金属快中子堆“许可证”发放的重要安全评价程序SIMMER-III/IV的计算内核。在IAEA 的国际合作协调研发项目框架下发展,经过IAEA国际工作组的校验与评价。多维中子输运方程与多相流自动耦合,精确度高中子学部分采用了2D/3D离散坐标(SN)准静态中子输运模型,精确化堆芯中子通量与核热随空间时间变化热工水力学部分采用多速度场、多相流、多介质、欧拉流体动力学模型,实现了真正的多场耦合独特外中子源设计,适用性广从热谱到快谱的多群数据库,适用于各种堆型既适用于临界反应堆和次临界图形建模、结果可视化,用户界面友好通过自动建模工具将CAD模型转化为计算模型,也可将计算模型反演为CAD模型,便于检查错误计算结果可以用图形方式显示出来,也可用图表、曲线形式显示或输出,并能实现实时可视化。
  聚变驱动次临界堆
   加速器驱动次临界堆

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