CN104428841A - 测量控制棒插入时间的仿真构建方法 - Google Patents

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Abstract

提出了一种仿真构建方法，用于测量控制棒插入时间，包括：核反应堆的内壁、控制棒等的三维建模操作；流场配置操作，其中由可变网格系统和对准网格系统来差分地配置所述流场，所述可变网格系统包括改变配置的可变单元，所述对准网格系统包括维持配置的固定单元；通过使用三维CFD来分析热一液压现象对插入时间的仿真估计值的计算操作；以及单元改变操作，其中检验估计值与实际值之间的误差是否在参考范围内，当误差超过参考范围时，改变可变单元的尺寸和/或固定单元的尺寸。

Description

测量控制棒插入时间的仿真构建方法
技术领域
本发明的一个或多个实施例涉及构建仿真以测量控制棒插入时间的方法，更具体地涉及通过使用计算流体动力学(CFD)对在重力下向核反应堆堆芯自由下落的控制棒的插入时间进行测量的估计方法。本发明的一个或多个实施例涉及考虑核反应堆中的三维热-液压效应来计算与核电站中控制棒的自由下落的实际值类似的值的方法。
背景技术
控制棒是具有控制堆芯反应度的功能堆芯部件，在将控制棒插入到堆芯中以及将控制棒从堆芯中收回时，改变堆芯中的中子的个数，来控制堆芯反应度。换句话说，作为用于控制和停止核反应堆功率的部件，通过在核反应堆顶部部分上安装的控制棒驱动机制来向上和向下移动控制棒。在接收到来自控制棒驱动机制的下落信号之后，控制棒利用重力向核反应堆自由下落。控制棒的插入时间绝对需要估计，以用于核反应堆的安全操作以及公差要求的满足。
使用一维码来计算传统的控制棒插入时间。一维码考虑了诸如流体的水力阻力、摩擦力和控制棒组件的重量之类的因素，但是由于没有考虑在导引控制杆的导管内部发生的三维水力效应，具有计算误差大的缺点。因此，通过施加比实际设计大的较大不确定性的值来谨慎的估计了传统的控制棒插入时间。在这些情况下，控制棒插入时间可能比在核反应堆的实际操作期间测量的时间大得多。
因为控制棒插入时间用于执行核反应堆的操作和安全性分析估计，需要在消除过分保守估计的情况下推导出实际值。为了估计与核反应堆中实际测量的值类似的控制棒插入时间，需要考虑热-液压现象，所述热-液压现象具有诸如控制棒、核反应堆、导管和撞击吸收管等因素的三维空间分布。
发明内容
技术问题
本发明的一个或多个实施例包括构建仿真以测量控制棒插入时间的方法，包括：利用诸如核反应堆、控制棒、导管、撞击吸收管以及排水装置等周围结构的实际配置来准备控制棒的自由下落时间的三维模型；以及使用计算流体动力学(CFD)对三维热-液压现象进行仿真，从而产生与在核反应堆中实际测量的时间类似的控制棒插入时间的值。
解决问题的方案
根据本发明的一个或多个实施例，用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以包括：当控制棒由于重力朝着核反应堆的堆芯自由下落时，对核反应堆的内壁、容纳在核反应堆内部的控制棒、导引控制棒的导管、安装在导管底部且直径小于导管直径的撞击吸收管、位于导管侧壁上的第一流孔和位于撞击吸收管底部处的第二流孔进行三维建模；通过将核反应堆的内部划分为多个单元来构建流场，其中通过可变网格系统和对准网格系统来形成流场的构造，可变网格系统包括多个可变单元，在可变单元中，随着控制棒移动路径上控制棒位置的改变而改变配置，对准网格系统包括多个固定单元，在固定单元中，与控制棒的位置改变无关地维持配置；通过使用三维CFD码计算热-液压现象，来计算到控制棒插入到撞击吸收管为止的插入时间的仿真估计值；以及单元调节，其中将估计值与控制棒实际下落到核反应堆内部时的插入时间的实际值进行比较，并且检验估计值和实际值之间的误差是否在任意参考范围内，并且当误差超过所述参考范围时，改变可变单元的尺寸和/或固定单元的尺寸。
所述用于测量控制棒插入时间的仿真构件方法可以包括计算控制棒下落时由填充到核反应堆内部的水引起的控制棒的水力阻力。
所述用于测量控制棒插入时间的仿真构件方法可以包括：在控制棒下落时，考虑水和控制棒之间的摩擦力和控制棒的重量。
所述用于测量控制棒插入时间的仿真构件方法可以包括：建立参考范围，使得估计值和实际值之间的误差小于5％。
所述用于测量控制棒插入时间的仿真构件方法可以包括考虑热-液压现象，如，控制棒周围的水的压力变化、温度变化和密度变化。
本发明的有益效果
如上所述，根据本发明以上实施例的一个或多个，用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以表现出这样的效果：CFD的使用以及通过考虑三维热-液压特性对控制棒的下落过程的实现可以获得估计的控制棒插入时间，其中通过仿真来计算所述估计的控制棒插入时间，作为与控制棒在核反应堆内部实际下落时的实际值非常近似的值。
通过仿真控制棒插入时间作为实际值的近似值，可以获得针对控制棒下落速度、导管和撞击吸收管中的压力分布以及第一流孔和第二流孔外的流速率的附加信息，以用作核反应堆的设计和操作的有用信息。
如上所述，根据本发明以上实施例的一个或多个实施例，用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以表现出以下效果：从本发明获得的信息可以应用于新的和当前操作的核反应堆的设计和操作，并且针对当前操作的核反应堆的操作提供有用信息。
附图说明
图1是根据本发明实施例的仿真构建方法的流程图；
图2说明了控制棒的下落过程；以及
图3和图4示意性地说明了根据控制棒位置的可变网格系统和对准网格系统。
具体实施方式
现在详细参考实施例，在附图中说明了实施例的示例，其中贯穿全文相似的参考数字表示类似的元件。在这一方面，本实施例可以具有不同的形式，并且不应该解释为局限于这里阐述的描述。因此，在下文中描述实施例(参考所述值)来解释本说明书的各个方面。如这里所使用的，术语“和/或”包括相关列举条目的一个或多个的任意和所有组合。
下文中，将通过参考附图解释本发明的示范性实施例来详细描述本发明。为了进一步清楚地描述本发明的一个或多个实施例的特征，这里将不会具体地描述众所周知的技术。
在从控制棒驱动机制接收到下落信号之后，控制棒开始在重力的作用下朝着核反应堆的堆芯自由下落。本发明涉及一种构建仿真以测量从控制棒开始自由下落到控制棒进入撞击吸收管的时间的方法。
图1是根据本发明实施例的仿真构建方法的流程图。图2说明了控制棒的下落过程。图3和图4示意性地说明了根据控制棒位置的可变网格系统和对准网格系统。
参考图1，根据本发明的实施例，用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以包括：针对几何形状的三维建模操作、流场形成操作、仿真估计值计算操作和单元改变操作。
三维建模操作可以是对控制棒10自由下落时周围结构的三维建模。根据本实施例，可以对核反应堆的内壁20、控制棒10、导管30、撞击吸收管40、第一流孔50和第二流孔60进行三维建模。
核反应堆可以容纳控制棒10，并且导管30可以在控制棒10自由下落时导引控制棒10。控制棒10沿着导管30向下下落。撞击吸收管40可以安装在导管30的底部处，并且直径小于导管30的直径。
在控制棒10沿着导管30下落时，控制棒10可以表现出快速的加速度，直到控制棒10到达撞击吸收管40为止。在控制棒10进入撞击吸收管40的时刻，控制棒10可以经历水力阻力的增加，并且控制棒10的下落速度降低。换句话说，因为撞击吸收管40的直径可以设置为小于导管30的直径，当控制棒10通过撞击吸收管40时，控制棒10的下落速度可以降低。
第一流孔50可以安装在导管30的壁上。当控制棒10沿导管30下落时，控制棒10可以推动填充在导管30内部的水，并且水可以通过第一流孔50移动到导管30的外部。换句话说，水可以填充整个核反应堆，并且当控制棒10下落时，存在于导管30内部的水可以通过第一流孔50移动到导管30的外部。
第二流孔60可以安装在撞击吸收管40的底部。当控制棒10在进入撞击吸收管40之后进一步向下下落时，填充撞击吸收光40内部的水可以通过第二流孔60移动到外部。换句话说，水可以通过第二流孔60移动到撞击吸收孔40的外部。三维建模操作可以包括在控制棒10下落时对与控制棒10相关的周围结构进行三维建模。
可以形成流场。流场可以包括可变网格系统80和对准网格系统90。
流场可以表示当控制棒10在核反应堆内部下落时由控制棒10的下落影响的区域，并且可以通过将核反应堆内部划分为多个单元来构建流场。
为了测量控制棒插入时间10，可以将堆芯区域划分为的许多小单元。可以将小单元定义为网格。
可变网格系统80可以是多个单元的集合，所述单元的形状随着在控制棒10通过的路径上控制棒位置的改变而改变。可以将形状随着控制棒10的位置改变而改变的每一个单元称作可变单元81。换句话说，可变网格系统80是可变单元81的集合，所述可变单元设置在当控制棒10下落时控制棒10通过的路径上。
通常可以通过执行计算来获得可变网格系统80，其中，当物体相对于流场移动或者流场的配置由于流场中的某些变量的影响而改变时，每隔预定的时间步长改变网格。
换句话说，根据实施例，因为当控制棒10由于重力而朝着堆芯下落时控制棒10下落的移动区域的网格随着时间的流逝可以与控制棒一起改变，可变单元81可以配置为根据控制棒10的位置而改变。
根据本实施例，可以如图3和图4所示布置可变网格系统80。
图3说明了控制棒10的顶部，其中从下落之前控制棒10的顶部所处的点，到下落之后控制棒10的顶部所处的点，配置根据控制棒10的位置变化而受影响的可变网格系统80。通过使用可变单元81来在这一范围内构建可变网格系统80。图4说明了控制棒10的底部，其中将控制棒10的底部随着控制棒10的下落而经过的路径配置为可变网格系统80。
可以通过将流场中除了可变网格系统80之外的区域划分为多个单元来配置对准网格系统70。对准网格系统可以是多个固定单元71的集合，所述多个固定单元71与控制棒10的位置变化无关地保持配置。
对准网格系统70中包括的每一个固定单元71可以具有规则分布的矩形形状。与对准网格系统70相反的术语，非对准网格系统通常指的是非对准网格的不规则排列，非对准网格具有非矩形形状的单元；例如，不具有直角边的四边形或三角形。在本实施例中，对准网格系统70可以用于计算的准确性和计算时间的减小，并且可以由可变网格系统80来配置控制棒10移动的区域。
仿真估计值计算操作可以是通过使用三维计算流体动力学(CFD)码分析热-液压现象来计算将控制棒10插入到撞击吸收管40之前的插入时间的操作。
热-液压现象可以指示当物体下落时在物体周围发生的物理变化，根据本发明的实施例，热-液压现象包括控制棒10朝着撞击吸收管40向下下落时控制棒10周围的水的压力变化、温度变化和密度变化等因素。
可以考虑诸如填充核反应堆的水的压力、温度和密度等可变因素来分析使用三维CFD码的热-液压现象。因为使用三维CFD码的热-液压现象的分析方法是众所周知的方法，这里不具体地描述所述分析方法。
当估计值与实际值之间的误差超过误差范围时，可以通过改变可变网格单元81和/或固定单元71的尺寸来执行单元配置改变操作以减小误差范围，其中，所述实际值是在控制棒10开始下落之后到控制棒10进入实际核电站中的撞击吸收管40之前获得的。
可以将估计值与当控制棒10下落到实际核电站时插入时间的实际值进行比较。然后，确定估计值和实际值之间的误差是否在某个参考范围内。根据本发明的实施例，将参考范围设置为使得估计值和实际值之间的误差小于5％。当将参考范围设置为超过5％时，估计值的估计结果可能是过于保守的，这是不希望的。
当误差超过参考范围时，可以执行单元配置改变操作以改变可变单元81和/或固定单元71的尺寸。如这里所使用的，术语“和/或”包括可变单元81和固定单元71两者的同时尺寸改变，或者可变单元81和固定单元71中的任意选择的一个的尺寸变化。
可以通过对可变网格系统80中包括的可变单元和/或对准网格系统70中包括的固定单元71的网格密度进行优化来计算精确的估计值，因为在控制棒10下落时布置在控制棒10周围的结构非常复杂和精细。
根据本发明的实施例，用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以附加地包括水力阻力、水与控制棒10之间的摩擦力的计算操作以及控制棒10的重量的考虑操作。
水力阻力的计算操作可以包括由于填充到核反应堆内部的水导致在控制棒10下落时控制棒10对于水力阻力的影响，并且与三维热-液压现象的仿真一起，通过以水的实际拖拉作为估计计算的参数来精确地产生估计值。
当控制棒10由于重力而朝着撞击吸收管40向下下落时，水沿着由导管30和撞击吸收管40形成的窄流路径垂直上升。在这种情况下，当水垂直移动时，可以通过使用达西(Darcy)方程获得水力阻力。因为利用达西公式计算水力阻力的详细过程是众所周知的，并且计算的过程在本发明技术概念的范围之外，这里将不会具体地描述详细过程。
考虑控制棒10的摩擦和重量的操作可以用作另一参数以计算控制棒插入时间10的估计值。
摩擦力可以表示当控制棒沿填充有水的导管30和撞击吸收管40下落时，由于水的粘性系数和导管内壁30的表面粗糙度而产生的摩擦力。换句话说，当控制棒10下落时，在控制棒10的与水接触的表面上，沿与控制棒10下落的方向相反的方向产生摩擦力。因为摩擦力沿与控制棒的下落方向相反的方向作用，摩擦力用作延迟控制棒插入时间10的因素。因此，考虑摩擦力以计算精确的估计值。
可以使用控制棒10的重量通过将实际核电站中实际使用的控制棒10的重量用作参数来计算估计值。
如上所述，根据本发明的用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以表现出以下效果：通过对控制棒10从核反应堆顶部向下朝着撞击吸收管40自由下落的过程进行仿真，与控制棒实际在核反应堆中下落的实际控制棒插入时间10相接近地预测控制棒插入时间的估计值。
如上所述，根据本发明的用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以表现出以下效果：通过考虑水力阻力、控制棒10的摩擦力和重量作为计算估计值的参数，来提高估计值的精度。
如上所述，根据本发明的用于测量控制棒插入时间的仿真构建方法可以表现出以下效果：通过基于接近实际值的估计值附加地获得与控制棒10下落时控制棒10的下落速度、导管30和撞击吸收管40内部的压力分布以及第一和第二流孔50和60处的流速有关的信息，提供了对于核反应堆的设计和操作的有用信息。
应该理解的是这里描述的示范性实施例应该看作只是描述性而非限制的目的。每一个实施例中的特征或方面的描述典型地应该看作是可用于其他实施例的其他类似特征或方面。
尽管已经参考值描述本发明的一个或多个实施例，本领域普通技术人员应该理解的是在不脱离由所附权利要求限定的本发明的精神和范围的情况下进行形式和细节的各种改变。

Claims (5)

1.一种仿真构建方法，用于当控制棒由于重力朝着核反应堆的堆芯下落时测量控制棒插入时间，所述方法包括：
对核反应堆的内壁、容纳在核反应堆内部的控制棒、导引控制棒的导管、位于导管底部且直径小于导管直径的撞击吸收管、位于导管内壁中的第一流孔和位于撞击吸收管底部处的第二流孔进行三维建模；
通过将核反应堆的内部划分为多个单元来配置流场，其中由可变网格系统和对准网格系统来差分地配置所述流场，所述可变网格系统包括多个可变单元，所述多个可变单元随着控制棒在控制棒经过的路径上改变位置而改变配置，所述对准网格系统包括多个固定单元，所述多个固定单元与控制棒的位置改变无关地维持配置；
通过使用三维计算流体动力学CFD码分析热-液压现象，来计算控制棒插入到撞击吸收管之前的插入时间的仿真估计值；以及
当将估计值与控制棒下落到核反应堆内部时的插入时间的实际值进行比较并且确定估计值和实际值之间的误差在参考范围之外时，改变可变单元的尺寸和/或固定单元的尺寸。
2.根据权利要求1所述的方法，还包括：计算控制棒下落时由填充到核反应堆内部的水引起的控制棒的水力阻力。
3.根据权利要求1所述的方法，其中当控制棒下落时，考虑水与控制棒之间的摩擦力和控制棒的重量。
4.根据权利要求1所述的方法，其中将参考范围设置为使得估计值和实际值之间的误差在参考范围的5％内。
5.根据权利要求1所述的方法，其中热-液压现象包括：当控制棒下落时控制棒周围的水的压力变化、温度变化和密度变化。
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