CN110069846B - 一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，包括步骤：构造以超临界水为冷却剂的球床堆；对燃料球石墨基质内部的TRISO颗粒进行建模，采用概率密度分布函数描述TRISO颗粒间的距离；当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，采用修正的体积填充率替代真实的体积填充率。本发明同时具备超临界水冷堆热效率高以及高温气冷堆燃料元件固有安全的优点，改进后的弦长抽样方法也能在保证计算精度的同时实现高效率的堆芯物理计算。

Description

一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法
技术领域
本发明涉及核反应堆物理计算领域，尤其涉及一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法。
背景技术
传统的超临界水堆是以处于超临界态的轻水作为冷却剂的反应堆，超临界水冷堆有着很高的热效率，然而，超临界水堆的燃料元件一般采用传统压水堆所采用的棒状燃料元件，其棒状燃料元件有可能出现高温熔化事故，因此其燃料元件的抗高温事故能力有待提高。高温气冷堆一般是指采用氦气作为冷却剂的球床堆，其燃料球随机堆积在活性区，燃料球的石墨基质内分布着成千上万个TRISO(三向同性)燃料颗粒，TRISO燃料有着很好的抗高温事故特性。因此，需要结合传统的超临界水堆和传统的高温气冷堆的优势，即采用超临界水作为冷却剂、采用TRISO型颗粒燃料来组成燃料球，能够形成有着明显优势的新概念超临界水冷球床堆。
发明内容
本发明的目的在于克服现有技术的不足，提供一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法。本发明提出一种采用超临界态水为冷却剂、TRISO颗粒为燃料的超临界水冷球床堆，针对超临界水冷球床堆TRISO燃料颗粒众多的特点，采用修正后的弦长抽样方法对其进行堆芯物理计算。本发明能够克服传统的超临界水堆采用棒状压水堆燃料元件时抗高温事故能力不强的缺点。
本发明的目的能够通过以下技术方案实现：
一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，包括步骤：
构造以超临界水为冷却剂的球床堆；
对燃料球石墨基质内部的TRISO颗粒进行建模，采用概率密度分布函数描述TRISO颗粒间的距离；
当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，采用修正的体积填充率替代真实的体积填充率。
具体地，所述以超临界水为冷却剂的超临界水冷球床堆的结构：由内到外分别为堆芯活性区、反射层、压水容器，超临界水冷球床堆由上到下分别为上锥口、水空间、燃料区、下锥口。燃料球随机堆积在堆芯活性区，燃料球占活性区的体积比为60％左右。
燃料球由抗高温包壳和石墨基体组成，石墨基体内弥散着许多TRISO燃料颗粒，采用蒙卡卡罗方法对弥散着的TRISO燃料颗粒进行建模。
具体地，在进行燃料球石墨基质内部TRISO颗粒的建模时，无需预先计算出固态燃料熔盐堆内燃料球的随机分布坐标，而是采用概率密度分布函数来描述TRISO颗粒间的距离，即为弦长抽样方法，概率密度分布函数计算公式为：
Figure BDA0002030853080000021
其中，λ1为中子飞行距离，rs为TRISO的颗粒半径，x为TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率，e为自然对数底。
具体地，考虑到当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，弦长抽样方法存在较大偏差。因此本发明提出修正后的弦长抽样方法，即将修正后的体积填充率x′替代真实的体积填充率x，修正后的体积填充率x′计算公式为：
Figure BDA0002030853080000031
更进一步地，将公式(2)代入公式(1)中，得到最终修正后的弦长抽样方法中的概率密度分布函数，具体为：
Figure BDA0002030853080000032
本发明相较于现有技术，具有以下的有益效果：
本发明结合了传统的超临界水冷堆热效率高以及传统的高温气冷堆燃料抗高温事故能力强的优点，使得本发明提出的超临界水冷球床堆在保证燃料抗高温事故能力强的同时具有较高的热效率。并且本发明提出了相应的改进的弦长抽样方法，能够避免传统弦长抽样方法在填充率高时的计算偏差较大，实现高效率高精度的中子运输计算，高效地获得超临界水冷球床堆的堆芯物理参数。
附图说明
图1是本发明中一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法的流程图。
图2是本发明实施例中超临界水冷球床堆的布置示意图。
具体实施方式
下面结合实施例及附图对本发明作进一步详细的描述，但本发明的实施方式不限于此。
实施例
如图1所示为一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法的流程图，包括步骤：
构造以超临界水为冷却剂的球床堆；
对燃料球石墨基质内部的TRISO颗粒进行建模，采用概率密度分布函数描述TRISO颗粒间的距离；
当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，采用修正的体积填充率替代真实的体积填充率。
如图2所示为以超临界水为冷却剂的超临界水冷球床堆的示意图，具体结构为：由内到外分别为堆芯活性区、反射层、压水容器，超临界水冷球床堆由上到下分别为上锥口、水空间、燃料区、下锥口。燃料球随机堆积在堆芯活性区，燃料球占活性区的体积比为60％左右。
燃料球由抗高温包壳和石墨基体组成，石墨基体内弥散着许多TRISO燃料颗粒。将燃料球随机堆积在堆芯活性区，燃料球与燃料球之间存在间隙，处于超临界态的轻水从堆芯下锥口流入，从下至上通过燃料球之间的间隙，从堆芯上锥口流出，从而带走燃料球核裂变产生的热量。
采用蒙卡卡罗方法对弥散着的TRISO燃料颗粒进行建模。
具体地，在进行燃料球石墨基质内部TRISO颗粒的建模时，无需预先计算出固态燃料熔盐堆内燃料球的随机分布坐标，而是采用概率密度分布函数来描述TRISO颗粒间的距离，即为弦长抽样方法，概率密度分布函数计算公式为：
Figure BDA0002030853080000041
其中，λ1为中子飞行距离，rs为TRISO的颗粒半径，x为TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率，e为自然对数底。
具体地，考虑到当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，弦长抽样方法存在较大偏差。因此本发明提出修正后的弦长抽样方法，即将修正后的体积填充率x′替代真实的体积填充率x，修正后的体积填充率x′计算公式为：
Figure BDA0002030853080000051
更进一步地，将公式(2)代入公式(1)中，得到最终修正后的弦长抽样方法中的概率密度分布函数，具体为：
Figure BDA0002030853080000052
其中，λ1为中子飞行距离，rs为TRISO的颗粒半径，rb为燃料球石墨基质体的半径，x为TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率，e为自然对数底。
更进一步地，对堆芯的其他物理参数进行计算的方法为：
将所有控制棒从全提棒状态到全插棒状态引入堆芯的总的负反应性可以计算出控制棒总价值；相应轴向高度内的平均微分价值可以计算出棒组在某位置的微分价值；燃料温度每变化1摄氏度所引起的堆芯反应性变化可以计算出燃料温度系数；慢化剂温度每变化1摄氏度所引起的堆芯反应性变化可以计算出慢化剂温度系数。
上述实施例为本发明较佳的实施方式，但本发明的实施方式并不受上述实施例的限制，其他的任何未背离本发明的精神实质与原理下所作的改变、修饰、替代、组合、简化，均应为等效的置换方式，都包含在本发明的保护范围之内。

Claims (6)

1.一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，其特征在于，包括步骤：
构造以超临界水为冷却剂的球床堆；
对燃料球石墨基质内部的TRISO颗粒进行建模，采用概率密度分布函数描述TRISO颗粒间的距离；
当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，采用修正的体积填充率替代真实的体积填充率；
所述以超临界水为冷却剂的超临界水冷球床堆的结构：由内到外分别为堆芯活性区、反射层、压水容器，超临界水冷球床堆由上到下分别为上锥口、水空间、燃料区、下锥口；燃料球随机堆积在堆芯活性区；
考虑到当TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率大于15％时，将修正后的体积填充率x′替代真实的体积填充率x，修正后的体积填充率x′计算公式为：
Figure FDA0002575286370000011
其中，rs为TRISO的颗粒半径，rb为燃料球石墨基质体的半径，x为TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率。
2.根据权利要求1所述的一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，其特征在于，燃料球占活性区的体积比为60％。
3.根据权利要求1所述的一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，其特征在于，燃料球由抗高温包壳和石墨基体组成，石墨基体内弥散着许多TRISO燃料颗粒，采用蒙卡卡罗方法对弥散着的TRISO燃料颗粒进行建模。
4.根据权利要求1所述的一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，其特征在于，在进行燃料球石墨基质内部TRISO颗粒的建模时，采用概率密度分布函数来描述TRISO颗粒间的距离，即为弦长抽样方法，概率密度分布函数计算公式为：
Figure FDA0002575286370000021
其中，λ1为中子飞行距离，rs为TRISO的颗粒半径，x为TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率，e为自然对数底。
5.根据权利要求4所述的一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，其特征在于，将公式(2)代入公式(1)中，得到最终修正后的弦长抽样方法中的概率密度分布函数，具体为：
Figure FDA0002575286370000022
其中，λ1为中子飞行距离，rs为TRISO的颗粒半径，rb为燃料球石墨基质体的半径，x为TRISO在燃料球石墨基体中的体积填充率，e为自然对数底。
6.根据权利要求1所述的一种以超临界水为冷却剂的球床堆的堆芯参数计算方法，其特征在于，对堆芯的其他物理参数进行计算的方法为：
将所有控制棒从全提棒状态到全插棒状态引入堆芯的总的负反应性计算出控制棒总价值；相应轴向高度内的平均微分价值计算出棒组在某位置的微分价值；燃料温度每变化1摄氏度所引起的堆芯反应性变化计算出燃料温度系数；慢化剂温度每变化1摄氏度所引起的堆芯反应性变化计算出慢化剂温度系数。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110598304B (zh) * 2019-09-06 2020-08-28 西安交通大学 一种空间核电推进系统球床反应堆物理热工耦合分析方法
CN111209690B (zh) * 2020-02-21 2021-10-22 西安交通大学 Fcm燃料元件中triso燃料颗粒随机分布的建模方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104081398A (zh) * 2011-11-18 2014-10-01 泰拉能源公司 增强型中子系统
CN109192251A (zh) * 2018-08-09 2019-01-11 华南理工大学 一种固态燃料熔盐堆三维精细功率分布的计算方法
CN109509562A (zh) * 2018-12-07 2019-03-22 中国科学院上海应用物理研究所 堆芯结构、熔盐球床堆和熔盐球床堆的燃料管理与堆芯装载方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9945704B2 (en) * 2014-07-07 2018-04-17 Nuscale Power, Llc Flow rate measurement in a volume

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104081398A (zh) * 2011-11-18 2014-10-01 泰拉能源公司 增强型中子系统
CN109192251A (zh) * 2018-08-09 2019-01-11 华南理工大学 一种固态燃料熔盐堆三维精细功率分布的计算方法
CN109509562A (zh) * 2018-12-07 2019-03-22 中国科学院上海应用物理研究所 堆芯结构、熔盐球床堆和熔盐球床堆的燃料管理与堆芯装载方法

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Burnup analysis for the pebble-bed fluoride-salt-cooled high-temperature reactor based on the energy-dependent elastic scattering cross-sectional model;Li Z F , Cai J J , Zeng Q , et al.;《Nuclear Science & Techniques》;20181231;全文 *
ＦＣＭ 燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析;李满仓，刘仕倡等;《原子能科学技术》;20190322;全文 *
PT-SCWR 燃料组件的物理热工耦合分析;刘伟，白宁等;《核动力工程》;20131231;第34卷(第6期);全文 *
The preliminary neutronics analysis for a 10 MW molten salt reactor with solid fuel;Li Z , Cai J , Zeng Q , et al.;《Progress in Nuclear Energy》;20190131;全文 *
多普勒展宽舍弃修正对氟盐冷却球床高温堆中子学的影响分析;李志峰，蔡杰进，曾勤;《原子能科学技术》;20180630;第52卷(第6期);全文 *

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