CN110598303B - 建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法,包括以下步骤:根据真实设计参数建立快中子反应堆燃料组件的三维几何模型;建立未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型;运用网格划分软件对未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型进行非结构化四面体网格划分;根据计算需要对堵流位置进行网格标记操作并在冷却剂流动方向上添加一个比其它两个方向大三个数量级的阻力源项;本发明可灵活调节堵塞区域的位置、形状和大小,避免了重复性的几何建模工作。
Description
技术领域
本发明属于快中子反应堆燃料组件技术领域,具体涉及到一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法。
背景技术
核电大规模发展在带来经济效益的同时,遇到了铀资源匮乏和长寿命放射性废物影响环境等问题,而快中子反应堆为解决此问题的现实可行的技术途径。以钠冷快堆为代表的快中子反应堆在2002年第四代核能系统国际论坛上被公布为第六种第四代先进反应堆之一,是目前运行经验最丰富、技术最成熟、短期内最有应用前景且研发进程较快的堆型。快中子反应堆因其在多方面的突出优点而得到了世界各国的重视,这些优势包括:增殖核燃料,在发电的同时还可以使用经过处理后的乏燃料,将可裂变核素铀-238转变为易裂变核素钚-239,很大程度上提高了自然界核燃料的有效利用率;嬗变反应堆运行中积累的大量长寿命锕系元素,解决核废料的处置问题;固有安全性好,快中子反应堆冷却剂沸点很高,在失流事故和超功率事故中,出现冷却剂沸腾的可能性很小且系统工作在低压状态,不易发生结构的脆性断裂和损坏;能够实现闭式燃料循环,满足核不扩散要求。
快中子反应堆堆芯体积释热率非常高,深燃耗、高温以及大量快中子的强烈轰击使其与燃料棒相关的热工水力问题相较于热中子反应堆复杂得多。目前,获得快中子反应堆组件内冷却剂的热工水力学特性的方法包括:实验方法、子通道分析方法和三维数值模拟方法,快中子反应堆的燃料组件由于复杂结构的引入,例如绕丝及定位格架等,造成其热工水力特性具有极强的三维特性。数量众多的燃料棒之间的流道内温度场呈现极不均匀的分布,综合考虑经济性和计算精度等因素,对其进行三维数值模拟非常有必要。但复杂的几何结构特征为三维分析方法带来了相当的困难:棒束内流道的特征尺度跨越多个数量级,对其进行三维几何和网格建模为模拟的难度和关键。更为重要的是,燃料棒和绕丝表面在二维和三维方向上分别呈点接触和线接触,相切和螺旋结构为网格生成带来了挑战。
由于腐蚀效应,以及液态金属凝固等现象,在快中子反应堆的组件三维数值模拟中,发生子通道堵流时的冷却剂热工水力特性是研究者们的关注点之一。然而,利用传统的网格划分方法,在不同的堵流工况下需要划分多套计算网格,工作繁琐且重复,经济性不强。
发明内容
本发明的目的在于提供一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法,该方法能够在不改变原几何结构的基础上,运用网格标记的方法实现不同堵流工况的网格模型建立。
为了达到上述目的,本发明采用如下技术方案:
一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法,包括如下步骤:
步骤1:通过几何模型建立软件solidworks依据真实的设计创建未堵流条件下的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型,此三维几何模型中包括燃料棒三维几何模型、燃料棒间的绕丝几何模型以及燃料组件盒壁的三维几何模型;
步骤2:在几何模型建立软件solidworks中建立一个与步骤1中所得到的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型的外轮廓完全相同的实心几何体;运用该实心几何体与在步骤1中得到的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型,使用几何模型建立软件solidworks的抽流体域功能得到未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型;
步骤3:运用网格划分软件对步骤2中得到的未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型进行非结构化四面体网格划分,具体分为如下步骤:
步骤3-1:将步骤2中得到的流体域模型导入到网格划分软件中,并进行网格分布率、边界类型以及边界层网格分布率参数的设置;
步骤3-2:通过网格划分软件的四面体非结构化网格的生成功能,在步骤2中得到的未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型上划分四面体非结构化网格得到未堵流的快中子反应堆燃料组件网格模型;
步骤4:使用流体力学计算软件中的用户自定义函数工具,根据计算分析的需要,对堵流位置进行网格标记操作,具体分为以下步骤:
步骤4-1:对于内部子通道的堵流条件工况的网格建立,设y方向为快中子反应堆燃料组件中的冷却剂流动方向,首先确定圆柱形堵流区域在xz平面上投影圆的中心点位置坐标,假设该中心点的位置坐标为(a,b)。
步骤4-2:通过计算需要确定圆柱形堵流区域的数学表达式如下:
(x-a)2+(z-b)2≤r2 (1)
h1≤y≤h2 (2)
式(1)中,(a,b)圆柱形堵流区域在xz平面上投影圆的中心坐标,单位是m;r为根据堵流的范围确定的圆柱形堵流区域的圆半径,单位是m;h1和h2代表圆柱形堵流区域在冷却剂流动方向上的范围,由于步骤4-1中假设y方向为快中子反应堆燃料组件中的冷却剂流动方向,故h1和h2即为被堵流区域的最下部和最上部的y坐标,单位是m;
步骤4-3:在流体力学计算软件的用户自定义函数功能中遍历步骤3中获得的未堵流的快中子反应堆燃料组件网格模型的所有网格单元,若网格单元中心坐标符合步骤4-2中建立的圆柱形堵流区域数学表达式,则对该网格单元进行标记,否则跳过该单元;
步骤5:在步骤4-3中标记出满足要求的所有网格单元后,在冷却剂流动方向上,即y方向上添加一个很大的阻力源项从而达到阻滞冷却剂流动的作用。同时,可根据计算需要调整r、h1、h2的值从而改变堵流区域的形状和大小;至此,堵流条件下的快中子反应堆燃料组件网格模型建立完成。
和现有技术相比较,本发明具有以下有益效果:
1)能够在未堵流的快中子反应堆燃料组件网格模型的基础上得到任意形状和大小的堵流区域;
2)本发明方法根据计算分析的需要,通过网格标记的方法,可以在一套网格的基础上,通过改变标记的位置来实现不同的堵流工况。减少了重新建模以及划分网格的重复性工作量,方法较为灵活、方便;
3)模型独立,方法通用性强,可以适应于不同类型的流体力学计算分析程序。
附图说明
图1为未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型;
图2为圆柱形堵流区域在xz平面投影圆位置示意图;
图3为堵流区域高度位置信息示意图;
图4为本发明方法流程图。
具体实施方式
以下结合图4所示流程图,以典型的快中子反应堆中所使用的六边形燃料组件为例,对本发明作进一步的详细描述。
本发明一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法,包括以下步骤:
步骤1:通过几何模型建立软件solidworks依据真实的设计创建未堵流条件下的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型,此三维几何模型中包括19根燃料棒的三维几何模型、燃料棒间的绕丝几何模型以及六边形燃料组件盒壁的三维几何模型;
步骤2:在solidworks软件中建立一个与步骤1中所得到的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型的外轮廓完全相同的实心几何体;运用该实心几何体与在步骤1中得到的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型,使用solidworks软件的抽流体域功能得到未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型,该流体域模型如图1所示;
步骤3:运用网格划分软件对步骤2中得到的未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型进行非结构化四面体网格划分,具体分为如下步骤:
步骤3-1:将步骤2中得到的流体域模型导入到ANSYS-ICEM中,并进行网格分布率、边界类型以及边界层网格分布率参数的设置;
步骤3-2:通过网格划分软件ANSYS-ICEM的四面体非结构化网格的自动划分功能,在步骤2中得到的未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型上划分四面体非结构化网格得到未堵流的快中子反应堆燃料组件网格模型;
步骤4:使用流体力学计算软件ANSYS-FLUENT中的用户自定义函数工具,即UDF,根据计算分析的需要,对堵流位置进行网格标记操作,具体分为以下步骤:
步骤4-1:以内部子通道的堵流条件工况的网格建立为例来说明,设y方向为快中子反应堆燃料组件中的冷却剂流动方向,首先确定圆柱形堵流区域在xz平面上投影圆的中心点位置坐标,假设该中心点的位置坐标为(a,b)。该投影圆如图2所示。
步骤4-2:通过计算需要确定圆柱形堵流区域的数学表达式如下:
(x-a)2+(z-b)2≤r2 (1)
h1≤y≤h2 (2)
式(1)中,(a,b)圆柱形堵流区域在xz平面上投影圆的中心坐标,单位是m;r为根据堵流的范围确定的圆柱形堵流区域的圆半径,单位是m;h1和h2代表圆柱形堵流区域在冷却剂流动方向上的范围,由于步骤4-1中假设y方向为快中子反应堆燃料组件中的冷却剂流动方向,故h1和h2即为被堵流区域的最下部和最上部的y坐标,单位是m,其位置如图3所示。
步骤4-3:在流体力学计算软件的用户自定义函数功能中遍历步骤3中获得的未堵流的快中子反应堆燃料组件网格模型的所有网格单元,若网格单元中心坐标符合步骤4-2中建立的圆柱形堵流区域数学表达式,则对该网格单元进行标记,否则跳过该单元;
步骤5:在步骤4-3中标记出符合要求的所有网格单元后,在冷却剂流动方向上,即y方向上添加一个比其他两个方向大3个数量级的阻力源项从而达到阻滞冷却剂流动的作用。同时,可根据计算需要调整r、h1、h2的值从而改变堵流区域的形状和大小。至此,堵流条件下的快中子反应堆燃料组件网格模型建立完成。
本发明未详细说明部分属本领域技术人员公知常识。
Claims (2)
1.一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法,其特征在于:包括如下步骤:
步骤1:通过几何模型建立软件solidworks依据真实的设计创建未堵流条件下的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型,此三维几何模型中包括燃料棒三维几何模型、燃料棒间的绕丝几何模型以及燃料组件盒壁的三维几何模型;
步骤2:在几何模型建立软件solidworks中建立一个与步骤1中所得到的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型的外轮廓完全相同的实心几何体;运用该实心几何体与在步骤1中得到的快中子反应堆燃料组件的三维几何模型,使用几何模型建立软件solidworks的抽流体域功能得到未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型;
步骤3:运用网格划分软件对步骤2中得到的未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型进行非结构化四面体网格划分,具体分为如下步骤:
步骤3-1:将步骤2中得到的流体域模型导入到网格划分软件中,并进行网格分布率、边界类型以及边界层网格分布率参数的设置;
步骤3-2:通过网格划分软件的四面体非结构化网格的生成功能,在步骤2中得到的未堵流的快中子反应堆燃料组件的流体域模型上划分四面体非结构化网格得到未堵流的快中子反应堆燃料组件网格模型;
步骤4:使用流体力学计算软件中的用户自定义函数工具,根据计算分析的需要,对堵流位置进行网格标记操作,具体分为以下步骤:
步骤4-1:对于内部子通道的堵流条件工况的网格建立,设y方向为快中子反应堆燃料组件中的冷却剂流动方向,首先确定圆柱形堵流区域在xz平面上投影圆的中心点位置坐标,假设该中心点的位置坐标为(a,b);
步骤4-2:通过计算需要确定圆柱形堵流区域的数学表达式如下:
(x-a)2+(z-b)2≤r2 (1)
h1≤y≤h2 (2)
式(1)中,(a,b)圆柱形堵流区域在xz平面上投影圆的中心坐标,单位是m;r为根据堵流的范围确定的圆柱形堵流区域的圆半径,单位是m;h1和h2代表圆柱形堵流区域在冷却剂流动方向上的范围,由于步骤4-1中假设y方向为快中子反应堆燃料组件中的冷却剂流动方向,故h1和h2即为被堵流区域的最下部和最上部的y坐标,单位是m;
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2.根据权利要求1所述的一种建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法,其特征在于:步骤5所述y方向上添加的一个阻力源项比其它两个方向上的阻力源项大三个数量级。
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Families Citing this family (3)
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---|---|---|---|---|
CN112100887B (zh) * | 2020-09-04 | 2021-11-16 | 西安交通大学 | 一种核反应堆控制棒组件的控制棒受力载荷计算方法 |
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 |
CN115186603B (zh) * | 2022-06-22 | 2023-04-18 | 西安交通大学 | 一种计算燃料棒与夹持机构相互作用的方法 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1292940A (en) * | 1970-03-19 | 1972-10-18 | Belgonucleaire Sa | A thermostatic device particularly for controlling fluid flow in a nuclear fuel assembly |
CN102460592A (zh) * | 2009-04-16 | 2012-05-16 | 希尔莱特有限责任公司 | 配置用于由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的受控移除的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法 |
WO2019148420A1 (zh) * | 2018-02-01 | 2019-08-08 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 反应堆三维组件信息的跟踪方法及系统 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2951578B1 (fr) * | 2009-10-16 | 2012-06-08 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage |
CN103034765B (zh) * | 2012-12-14 | 2015-08-05 | 天津大学 | 基于数值模拟的采空区注浆动态全过程仿真方法 |
CN109472080B (zh) * | 2018-10-31 | 2019-07-12 | 西安交通大学 | 一种建立特定脱汽份额条件下汽水分离器网格模型的方法 |
CN110009746B (zh) * | 2019-04-08 | 2020-07-10 | 西安交通大学 | 反应堆燃料组件的带有边界层的六面体网格自动生成方法 |
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Patent Citations (3)
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---|---|---|---|---|
GB1292940A (en) * | 1970-03-19 | 1972-10-18 | Belgonucleaire Sa | A thermostatic device particularly for controlling fluid flow in a nuclear fuel assembly |
CN102460592A (zh) * | 2009-04-16 | 2012-05-16 | 希尔莱特有限责任公司 | 配置用于由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的受控移除的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法 |
WO2019148420A1 (zh) * | 2018-02-01 | 2019-08-08 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 反应堆三维组件信息的跟踪方法及系统 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Conceptual design and analysis of a multipurpose micro nuclear reactor power source;Qiu suizheng;《Annals of Nuclear Energy》;20181031;第121卷;第118-127页 * |
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