CN109903870A - 一种核动力系统跨维度耦合模拟方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核动力系统跨维度耦合模拟方法，步骤如下：1、通过不同的反应堆热工水力分析程序对核动力系统各部位分别建模；2、根据设置的初始边界条件完成反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序初步计算；3、将反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序的计算结果作为计算流体力学软件的边界条件进行计算；4、使用第三步中得到的计算结果作为反应堆热工水力系统分析程序边界条件计算下一时间步长反应堆的热工水力参数；5、使用第四步中得到的计算结果作为反应堆热工水力子通道分析程序边界条件计算反应堆堆芯热工水力参数；6、重复步骤三到步骤五直到完成全时段计算。

Description

一种核动力系统跨维度耦合模拟方法
技术领域
本发明属于方法发明技术领域，具体涉及到一种核动力系统跨维度耦合模拟方法。
背景技术
反应堆系统安全分析程序在反应堆中用于模拟核电站系统的整体行为，目前已经有数十年的成熟使用和发展经验。反应堆系统安全分析程序使用控制体划分方法对实际流动通道进行建模，采用一维守恒方程求解物理场。这种方法无法获得核电站系统某些设备或部件中重要的三维物理场详细信息，而且会导致系统整体预测结果出现偏差。为了获得更加精确的结果，部分反应堆系统安全分析程序如RELAP5、CATHARE、TRACE添加了三维流动计算模块，但这些计算模块仍然属于Euler方程，忽略了Navier-Stokes方程中的高阶粘性项，对湍流现象的模拟也无能为力。因此尤其不适合将空腔等内部具有较大自由容积的部件作为系统程序模拟对象。例如即使使用TRACE或RELAP5的三维流动计算模块，对压力容器下降段内的流动特征和下腔室内的混合现象仍然不能得到令人满意的预测结果。
采用雷诺时均(RANS)或大涡模拟(LES)等湍流模型的计算流体力学(CFD)软件是用于中等尺度上的分析工具。相对于系统程序，CFD软件基于Navier-Stokes三维流动方程，网格数量动辄上十万甚至千万，能够对复杂几何区域内的流动传热现象进行精细的数值模拟。CFD软件完全考虑了流体内部的粘性力，很自然地适合模拟空腔这样的对象，而这正是系统程序所缺乏的能力。目前认为CFD软件在核能安全分析领域的应用主要包括如下一些方面：事故中的硼稀释问题，T型管热疲劳，上腔室内的混合现象和热管段中的涡流对温度测量的影响，沸水堆和先进沸水堆下腔室内流动特性，管道断裂造成的冲击载荷，安全壳内的氢气分布，安全壳内的化学反应，安全壳内的气溶胶沉积，放射性核素大气弥散，流致振动等。但是当CFD软件应用于核电站系统内的复杂几何和复杂现象时，所需要消耗的计算量对目前的计算机能力是很大的挑战，这是目前CFD软件在核能安全分析中开始得到应用但迟迟未广泛发挥作用的原因之一。
由于CFD软件计算条件的限制，反应堆堆芯组件准三维子通道程序被开发用于反应堆堆芯热工水力物理场的模拟计算。子通道程序将堆芯冷却剂流动通道划分为子通道，子通道划分为多个控制体以模拟流体轴向流动过程，子通道间的物质和能量交换由横流系数计算。在一定程度上，子通道程序实现了堆芯复杂几何条件的热工水力现象模拟，并且相对于CFD程序，其计算效率得到了极大提高。
由此可见，尽管研究者开发了众多计算机程序用于反应堆热工水力现象的模拟，但是目前还远未出现能够在各个尺度上满足实际需求的单一程序。反应堆一维系统分析程序能较好的分析事故进程，但是无法获得压力容器内的物理场参数；反应堆热工水力子通道分析程序能用于模拟反应堆堆芯中硼浓度的分布，但是在缺乏可靠的入口条件参数情况下，这种计算意义不大；计算流体力学(CFD)方法能较好的模拟反应堆冷却剂中硼的三维迁移扩散特性，但是由于其计算消耗大，目前的计算能力难以满足需求，所以该方法一般只用于局部模拟。
通过在计算过程中互相交换信息，两种尺度上的程序被耦合起来，既能得出系统行为的最佳估算，又能同时获得重要设备或复杂几何中的详细物理场信息。耦合计算并非单纯的独自计算的组合，而是包含了二者之间的互相影响。如果更关心系统行为的瞬态变化，通过CFD软件获得重要的设备或部件中精细的物理结果，系统行为响应从理论上来说也因此会更加接近实际。如果更关心设备或部件中的详细物理场在复杂系统行为下的瞬态变化，系统程序实时提供的最佳估算边界条件比用户手动输入边界条件更加准确且方便。因此本文针对CFD软件与系统程序耦合所做的方法研究对发展耦合安全分析方法具有重要的参考价值和指导意义。
发明内容
为了解决上述问题，能够满足多尺度、多物理现象分析的程序耦合方法便成为了一个最佳方案。本发明提供了一种核动力系统跨维度耦合模拟方法。该方法将反应堆热工水力系统分析程序、反应堆热工水力子通道分析程序与计算流体力学软件的优点综合在一起，在极大的提高计算效率的同时获得准确而详尽的反应堆中热工水力参数。
为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：
一种核动力系统跨维度耦合模拟方法，包括如下步骤：
步骤一：分别通过反应堆热工水力子通道分析程序、反应堆热工水力系统分析程序和计算流体力学软件对核动力系统进行建模，其中，由反应堆热工水力子通道分析程序对核动力系统中的反应堆堆芯进行建模并进行后续模拟计算；反应堆热工水力系统分析程序对核动力系统中的上腔室、冷腿、热腿、管道、阀门、泵、蒸汽发生器、稳压器、非能动余热排出系统进行建模并进行后续模拟计算；计算流体力学软件对核动力系统中压力容器内下降段和下腔室进行建模并进行后续模拟计算；
步骤二：为反应堆热工水力系统分析程序计算部分和反应堆热工水力子通道分析程序计算部分分别设置初始边界条件，在T0时刻根据初始边界条件计算得到上腔室入口处压力、冷腿出口处流体流速和物性参数、反应堆堆芯入口压力及出口处流体流速和物性参数；
步骤三：将Tn(n＝0、1、2、3……)时刻反应堆热工水力系统分析程序计算得到的冷腿出口处流体流速和物性参数作为压力容器内下降段的入口参数；Tn时刻反应堆热工水力子通道分析程序计算得到的反应堆堆芯入口压力作为下腔室的出口边界条件，由计算流体力学软件计算得到Tn+1时刻反应堆压力容器内下降段和下腔室的热工水力参数，其中包括下降段入口处压力、下腔室出口处流体流速和物性参数；
步骤四：将Tn+1时刻计算得到的反应堆压力容器内下腔室出口处流体流速和物性参数作为反应堆堆芯的入口条件，Tn时刻计算得到的上腔室入口压力作为反应堆堆芯出口边界条件，通过反应堆热工水力子通道分析程序计算得到Tn+1时刻反应堆堆芯热工水力参数，其中包括反应堆堆芯入口压力及出口处流体流速和物性参数；
步骤五：将Tn+1时刻反应堆堆芯出口处流体流速和物性参数作为上腔室的入口条件，Tn+1时刻计算得到的反应堆压力容器内下降段入口压力为冷腿的出口条件，由反应堆热工水力系统分析程序计算Tn+1时刻核动力系统中的热工水力参数，其中包括上腔室入口处压力、冷腿出口处流体流速和物性参数；
步骤六：重复步骤三到步骤五直到完成预设的全时段计算，实现核动力系统跨维度耦合模拟。
本发明具有以下优点和有益效果：
1.该方法在对反应堆系统整体进行一维建模的同时可以对关键部位进行三维建模，综合考虑了反应堆安全分析计算的详尽和效率。
2.该方法提供了一种反应堆热工水力分析程序的耦合方案，该方法适用于现有的大多数反应堆热工水力分析程序，如RELAP5，COBRA，FLUENT等。
3.该耦合方法不改变原程序的建模特性，可根据各程序的特性对各反应堆部分进行分别建模，简单方便。
4.该耦合方法属于显式耦合方法，程序间在每个时间步长计算结束后交换边界参数，实现简单，程序耦合完成后，只需要设置相关输入卡就可以改变计算模型，获得不同情况下计算结果。
本专利提出的核动力系统跨维度耦合模拟方法适用于压水反应堆冷却剂中热工水力现象模拟，但专利中提到的思想和方法同样适用于压水反应堆冷却剂中其它溶解物或杂质的输运过程模拟。
附图说明
图1为耦合程序进行反应堆流动分析计算示意图
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明做进一步详细描述：
本发明提供了一种核动力系统跨维度耦合模拟方法，具体方法如下：
步骤一：分别通过反应堆热工水力子通道分析程序、反应堆热工水力系统分析程序和计算流体力学软件对核动力系统进行建模，如图1所示，由反应堆热工水力子通道分析程序根据输入卡对核动力系统中的反应堆堆芯进行建模并进行后续模拟计算；反应堆热工水力系统分析程序根据输入卡对核动力系统中的上腔室、冷腿、热腿、管道、阀门、泵、蒸汽发生器、稳压器、非能动余热排出系统进行建模并进行后续模拟计算；通过三维CAD软件画出核动力系统中压力容器内下降段和下腔室几何模型，由计算流体力学软件进行计算节点划分并进行后续模拟计算；
步骤二：为反应堆热工水力系统分析程序计算部分和反应堆热工水力子通道分析程序计算部分分别设置初始边界条件，包括各计算部分的入口流速和流体物性参数、出口压力，在T0时刻根据初始边界条件计算得到上腔室入口处压力、冷腿出口处流体流速和物性参数、反应堆堆芯入口压力及出口处流体流速和物性参数；
步骤三：将Tn(n＝0、1、2、3……)时刻反应堆热工水力系统分析程序计算得到的冷腿出口处流体流速和物性参数作为压力容器内下降段的入口参数；Tn时刻反应堆热工水力子通道分析程序计算得到的反应堆堆芯入口压力作为下腔室的出口边界条件，由计算流体力学软件计算得到Tn+1时刻反应堆压力容器内下降段和下腔室的热工水力参数，其中包括下降段入口处压力、下腔室出口处流体流速和物性参数；
步骤四：将Tn+1时刻计算得到的反应堆压力容器内下腔室出口处流体流速和物性参数作为反应堆堆芯的入口条件，Tn时刻计算得到的上腔室入口压力作为反应堆堆芯出口边界条件，通过反应堆热工水力子通道分析程序计算得到Tn+1时刻反应堆堆芯热工水力参数，其中包括反应堆堆芯入口压力及出口处流体流速和物性参数；
步骤五：将Tn+1时刻反应堆堆芯出口处流体流速和物性参数作为上腔室的入口条件，Tn+1时刻计算得到的反应堆压力容器内下降段入口压力为冷腿的出口条件，由反应堆热工水力系统分析程序计算Tn+1时刻核动力系统中的热工水力参数，其中包括上腔室入口处压力、冷腿出口处流体流速和物性参数；
步骤六：重复步骤三到步骤五直到完成预设的全时段计算，实现核动力系统跨维度耦合模拟，获得核动力系统运行过程中热工水力参数的变化数据。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。

Claims (1)

1.一种核动力系统跨维度耦合模拟方法，其特征在于：针对核动力系统中热工水力现象，由不同的反应堆热工水力分析程序对核动力系统各部位分别进行模拟计算，通过程序之间边界参数的传递实现程序间的耦合，实现多维度，全系统的反应堆热工水力耦合分析；
该方法包括以下步骤：
步骤一：分别通过反应堆热工水力子通道分析程序、反应堆热工水力系统分析程序和计算流体力学软件对核动力系统进行建模，其中，由反应堆热工水力子通道分析程序对核动力系统中的反应堆堆芯进行建模并进行后续模拟计算；反应堆热工水力系统分析程序对核动力系统中的上腔室、冷腿、热腿、管道、阀门、泵、蒸汽发生器、稳压器和非能动余热排出系统进行建模并进行后续模拟计算；计算流体力学软件对核动力系统中压力容器内下降段和下腔室进行建模并进行后续模拟计算；
步骤二：为反应堆热工水力系统分析程序和反应堆热工水力子通道分析程序分别设置初始边界条件，在T0时刻根据初始边界条件计算得到上腔室入口处压力、冷腿出口处流体流速和物性参数、反应堆堆芯入口压力及出口处流体流速和物性参数；
步骤三：将Tn时刻反应堆热工水力系统分析程序计算得到的冷腿出口处流体流速和物性参数作为压力容器内下降段的入口参数，其中n＝0、1、2、3……；将Tn时刻反应堆热工水力子通道分析程序计算得到的反应堆堆芯入口压力作为下腔室的出口边界条件，由计算流体力学软件计算得到Tn+1时刻反应堆压力容器内下降段和下腔室的热工水力参数，该热工水力参数包括压力容器内下降段入口处压力、下腔室出口处流体流速和物性参数；
步骤四：将Tn+1时刻计算得到的反应堆压力容器内下腔室出口处流体流速和物性参数作为反应堆堆芯的入口条件，将Tn时刻计算得到的上腔室入口压力作为反应堆堆芯出口边界条件，通过反应堆热工水力子通道分析程序计算得到Tn+1时刻反应堆堆芯热工水力参数，该热工水力参数包括反应堆堆芯入口压力及出口处流体流速和物性参数；
步骤五：将Tn+1时刻反应堆堆芯出口处流体流速和物性参数作为上腔室的入口条件，将Tn+1时刻计算得到的反应堆压力容器内下降段入口处压力作为冷腿的出口条件，由反应堆热工水力系统分析程序计算Tn+1时刻核动力系统中的热工水力参数，该热工水力参数包括上腔室入口处压力、冷腿出口处流体流速和物性参数；
步骤六：重复步骤三到步骤五直到完成预设的全时段计算，实现核动力系统跨维度耦合模拟。
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Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110531635A (zh) * 2019-07-08 2019-12-03 华北电力大学 一种基于“虚拟阀”的快堆主泵流通通道建模计算方法
CN110543711A (zh) * 2019-08-26 2019-12-06 中国原子能科学研究院 一种数值堆热工水力子通道模拟的并行实现与优化方法
CN110807246A (zh) * 2019-09-29 2020-02-18 哈尔滨工程大学 一种Sub栅元尺度的反应堆热工水力控制体划分方法
CN110826178A (zh) * 2019-09-29 2020-02-21 哈尔滨工程大学 一种基于精细流场重构的反应堆堆芯组件流域快速cfd计算方法
CN111651944A (zh) * 2020-06-05 2020-09-11 中国原子能科学研究院 核反应堆计算系统
CN111680458A (zh) * 2020-06-03 2020-09-18 西安交通大学 一种适用于钠水直流蒸汽发生器的热工水力瞬态计算方法
CN112231990A (zh) * 2020-09-27 2021-01-15 西安交通大学 一种核动力系统一二回路耦合计算方法
CN112434475A (zh) * 2020-11-25 2021-03-02 西安交通大学 一种压水核反应堆压力容器数值模拟计算结果后处理方法
CN112699620A (zh) * 2021-01-08 2021-04-23 西安交通大学 基于计算流体力学的反应堆堆芯热工水力特性分析方法
CN112989651A (zh) * 2021-02-06 2021-06-18 西安交通大学 反应堆堆芯多物理场耦合方法
CN113076682A (zh) * 2021-04-19 2021-07-06 西安交通大学 一种基于多物理场框架的堆芯物理-热工耦合模拟方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100957066B1 (ko) * 2009-11-27 2010-05-13 (주)에네시스 다공성 매질 특성을 이용한 원자로 노심 해석 방법
CN103902784A (zh) * 2014-04-11 2014-07-02 华北电力大学 用于超临界水堆瞬态核热耦合的安全分析计算装置
CN108875213A (zh) * 2018-06-19 2018-11-23 哈尔滨工程大学 一种反应堆堆芯热工水力多尺度分析方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100957066B1 (ko) * 2009-11-27 2010-05-13 (주)에네시스 다공성 매질 특성을 이용한 원자로 노심 해석 방법
CN103902784A (zh) * 2014-04-11 2014-07-02 华北电力大学 用于超临界水堆瞬态核热耦合的安全分析计算装置
CN108875213A (zh) * 2018-06-19 2018-11-23 哈尔滨工程大学 一种反应堆堆芯热工水力多尺度分析方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JAVIERJIMENEZ ESCALANTE ET AL.: "Application of the ATHLET/COBRA-TF thermal-hydraulics coupled code to the analysis of BWR ATWS", 《NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN》 *
秋穂正 等: "Numerical research on the neutronic/thermal-hydraulic/mechanical coupling characteristics of the optimized helium cooled solid breeder blanket for CFETR", 《FUSION ENGINEERING AND DESIGN》 *
秋穂正 等: "子通道程序与CFD程序的耦合方法研究", 《原子能科学技术》 *
贾斌 等: "非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究", 《核科学与工程》 *

Cited By (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110531635A (zh) * 2019-07-08 2019-12-03 华北电力大学 一种基于“虚拟阀”的快堆主泵流通通道建模计算方法
CN110531635B (zh) * 2019-07-08 2020-10-23 华北电力大学 一种基于“虚拟阀”的快堆主泵流通通道建模计算方法
CN110543711B (zh) * 2019-08-26 2021-07-20 中国原子能科学研究院 一种数值堆热工水力子通道模拟的并行实现与优化方法
CN110543711A (zh) * 2019-08-26 2019-12-06 中国原子能科学研究院 一种数值堆热工水力子通道模拟的并行实现与优化方法
CN110807246A (zh) * 2019-09-29 2020-02-18 哈尔滨工程大学 一种Sub栅元尺度的反应堆热工水力控制体划分方法
CN110826178A (zh) * 2019-09-29 2020-02-21 哈尔滨工程大学 一种基于精细流场重构的反应堆堆芯组件流域快速cfd计算方法
CN110826178B (zh) * 2019-09-29 2022-04-12 哈尔滨工程大学 一种基于精细流场重构的反应堆堆芯组件流域快速cfd计算方法
CN111680458A (zh) * 2020-06-03 2020-09-18 西安交通大学 一种适用于钠水直流蒸汽发生器的热工水力瞬态计算方法
CN111680458B (zh) * 2020-06-03 2021-10-19 西安交通大学 一种适用于钠水直流蒸汽发生器的热工水力瞬态计算方法
CN111651944A (zh) * 2020-06-05 2020-09-11 中国原子能科学研究院 核反应堆计算系统
CN111651944B (zh) * 2020-06-05 2023-10-24 中国原子能科学研究院 核反应堆计算系统
CN112231990B (zh) * 2020-09-27 2021-12-28 西安交通大学 一种核动力系统一二回路耦合计算方法
CN112231990A (zh) * 2020-09-27 2021-01-15 西安交通大学 一种核动力系统一二回路耦合计算方法
CN112434475A (zh) * 2020-11-25 2021-03-02 西安交通大学 一种压水核反应堆压力容器数值模拟计算结果后处理方法
CN112434475B (zh) * 2020-11-25 2022-12-09 西安交通大学 一种压水核反应堆压力容器数值模拟计算结果后处理方法
CN112699620A (zh) * 2021-01-08 2021-04-23 西安交通大学 基于计算流体力学的反应堆堆芯热工水力特性分析方法
CN112699620B (zh) * 2021-01-08 2022-10-28 西安交通大学 基于计算流体力学的反应堆堆芯热工水力特性分析方法
CN112989651A (zh) * 2021-02-06 2021-06-18 西安交通大学 反应堆堆芯多物理场耦合方法
CN113076682A (zh) * 2021-04-19 2021-07-06 西安交通大学 一种基于多物理场框架的堆芯物理-热工耦合模拟方法

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