CN112231897B - 一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法 - Google Patents

一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法 Download PDF

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Abstract

一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，包括：进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立，设定溶解器和溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段长度、半径、数量，从而形成燃料棒剪切段的随机分布坐标；进行气泡小球随机分布模型的建立，在燃料棒剪切段随机分布坐标生成的前提下，生成随机分布的不同数量、大小的气泡小球坐标；使用燃料棒剪切段随机分布坐标和气泡小球坐标共同建立几何模型，用于溶解器中乏燃料剪切段溶解过程的模拟分析。本发明在模型建立时充分考虑了真实情况下燃料棒剪切段的随机分布状态及气泡小球的随机分布状态，可针对性的用于乏燃料溶解器的临界安全分析及物理设计，使模拟更加接近真实状态。

Description

一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法
技术领域
本发明属于反应堆乏燃料后处理技术，具体涉及一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法。
背景技术
乏燃料溶解器是后处理厂中的关键核心设备，是影响整个后处理工艺流程的生产瓶颈。作为第一个核临界安全控制点，处理能力、处理时间、溶解过程临界安全控制等都将直接决定整个后处理厂乏燃料年处理能力、安全性。面对现阶段核电发展带来的乏燃料的大量累积，乏燃料后处理刻不容缓，而溶解器作为起“门户”设备，也是关键设备，在保证处理量、提高经济性的同时也要保证核临界安全。
目前控制溶解器临界安全的手段通常采用简单可行、安全有效的方法，从设计上限制其形状和尺寸，从而在任何情况下都不可能达到临界状态。例如动力堆燃料中235U富集度比天然铀高几倍，浸取设备不能采取生产堆乏燃料中所用罐式溶解器，而是要用一定直径以下的圆管或一定厚度以下的平板型槽子。但几何形状控制的后果之一是溶解器容量很小(约150-500L)，因此要同时设置几个溶解器才能满足后续工序的供料需要。在此基础上，也会采用限制一次投料量的质量控制，或为扩大生产能力添加可溶性中子毒物，即一定浓度的硝酸钆。
为缩小限制范围，提高处理量与经济性，世界上多个国家对乏燃料溶解器的设计和临界安全问题进行研究。
日本原子能研究机构的STACY(Static Critical Experiment Facility)为研究后处理厂中溶解器的临界安全特性，开展了大量的不均匀堆芯临界安全实验。在验证实验临界安全计算代码的基础上，考虑了裂变产物中子吸收效应，燃耗信任制level-2中特定元素反应性效应，并对评估临界事故效应的温度特性和增殖系数进行了研究。通过对溶解过程中各类影响因素的实际研究测量，为溶解器的设计和临界安全分析奠定基础。
法国作为世界核能大国，具有一套完整的后处理体系。法国阿格后处理中心现已成为世界上最大的轻水堆乏燃料后处理中心。法国在溶解器的设计和运行方面具有独特经验，对压水堆乏燃料UO2最初的溶解器设计遵照以下假设：使用几何形状控制临界；计算时考虑吊篮中的不锈钢；235U富集度为3％或5％；假定燃料为新燃料；忽略包壳材料。随着实验与研究的进步，对一些假设和偏差数据进行了更改：溶解器的临界控制使用几何控制和质量限值；质量限值依照初始富集度和燃耗；3N硝酸最小化假设；铀浓度最大假设(Cu<400g/l)。通过上述假设，所分析的溶解器处理能力得以增加，但仍存在大量改进方面，需要根据实际应用，依靠燃耗测量、临界实验等得到最优化的乏燃料溶解器。
英国作为传统核大国，一直坚持乏燃料后处理政策。英国的后处理厂主要在塞拉菲尔德与唐瑞两个基地，位于塞拉菲尔德的THORP后处理厂可对改进型气冷堆(AGR)和压水堆(PWR)卸出的乏燃料进行处理。THORP后处理厂在初期设计分析时，为确保溶解器的临界安全，一般使用新燃料假设，保证keff具有5％的安全裕量，并使用几何限值来确保临界安全。随着技术的发展，该处理厂将燃耗信任制技术应用到溶解器的设计中，该方法增加了处理量，使溶解器设计和操作简单，减少废物产出并提高了经济性。
中国目前对溶解器的研究、设计和临界安全分析基本采用质量控制或几何控制、棒栅排布方式进行，无形中增加了问题的保守性，减小产出率，降低经济性。在理论分析和研究中，一般针对溶解器中固液共存的复杂情况建立燃料与溶液的最佳空间分布模型(如最佳棒栅结构)，溶解过程通过改变燃料棒半径、高度和溶液成分进行，找出溶解器的固液混合系统运行过程中可能达到的最大反应性工况，并在此基础上研究燃料初始富集度对溶解过程影响，以便对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析。真实溶解器中乏燃料剪切段的随机分布研究国内尚未展开。
现阶段，核临界安全计算分析中常用的MNCP程序、KENO程序、SCALE程序等在乏燃料溶解器中燃料棒溶解过程建模方法上均未涉及，英国ANSWERS公司研发的蒙特卡罗程序MONK9A可对剪切段的随机排布进行初步建模，但只能模拟长度相同、成分相同的剪切段，存在局限性，国内还未有相关研究程序涉及该方面的内容。
各国在进行乏燃料溶解器中燃料棒溶解过程模拟分析时，仅从质量限值、几何限值、燃耗信任值、几何近似模拟出发进行建模、计算和分析，并未涉及到真实情况模型的开发和使用，软件方面也并未有可用于溶解器中乏燃料剪切段溶解过程的物理分析程序，因此开发一种用于溶解器中燃料棒溶解过程模拟的方法是非常有必要的。
但是，乏燃料溶解器在进行核临界安全分析时，通常会遇到以下几个方面的问题，从而导致难以分析和计算：
1、燃料棒剪切段的随机分布状态：
由于剪切机的影响，各剪切段长度各不相同；
由于燃料燃耗及在堆芯中所处位置不同，各剪切段中燃料成分各不相同；
在溶解过程中，剪切段受重力、溶液扰动等因素的影响，剪切段呈随机分布状态；
2、气态小球的随机分布状态：
在溶解过程中，由于化学变化，在溶解器中会产生不同数量、不同大小且随机分布的气态小球；
3、复杂的化合物系统：
溶解过程是一个气态、固态、液态或上述混合态共存的状态，随着溶解的进行，固态物料向溶液转换，各形态的化学成分实时发生变化；
燃料及溶液成分复杂，存在钚、铀、钆、镎等核素；
4、动态溶解过程：
整个溶解工艺为物料动态变化过程，keff随着溶解的进行发生变化。
发明内容
本发明的目的是针对现有技术中存在的问题，提供一种溶解器中乏燃料剪切段溶解过程模拟的方法，用于溶解器中乏燃料溶解过程的核临界安全问题的计算和分析。
本发明的技术方案如下：一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，包括：
进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立，设定溶解器和溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段长度、半径、数量，从而形成燃料棒剪切段的随机分布坐标；
进行气泡小球随机分布模型的建立，在燃料棒剪切段随机分布坐标生成的前提下，生成随机分布的不同数量、大小的气泡小球坐标；
使用燃料棒剪切段随机分布坐标和气泡小球坐标共同建立几何模型，用于溶解器中乏燃料剪切段溶解过程的模拟分析。
进一步，如上所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其中，在针对具体的乏燃料剪切段溶解过程进行分析时，可对燃料棒剪切段和气泡小球分别进行设定，对溶解过程中物料转换，成分变化进行设定，从而进行溶解过程的模拟。
进一步，如上所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其中，所述燃料棒剪切段随机分布模型包括：
剪切段主程序模块，用于设置程序整体架构、迭代方式、子程序模块调用和数据输出，并对燃料棒剪切段数量进行设定；
剪切段坐标生成模块，用于设定溶解器的大小和尺寸、溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段的长度、半径，在限定空间内生成满足条件的剪切段坐标；
剪切段转换模块，用于将产生的剪切段坐标转换到待对比的剪切段坐标空间中；
剪切段判断模块，判断剪切段是否相交(即具有相互重叠的部分)，相交则排除，不相交则进行数据存储；
剪切段结果转换模块，用于将燃料棒剪切段分布的输出结果转换为后续衔接软件适用的输入文件单元。
更进一步，在上述燃料棒剪切段随机分布模型的剪切段坐标生成模块中，为材料成分的填充预设几何位置，后续衔接软件可以对特定几何位置的材料进行设定。
更进一步，在上述燃料棒剪切段随机分布模型的剪切段坐标生成模块中，可以通过更改燃料棒剪切段的半径大小，对燃料棒剪切段的燃料芯块和包壳分别进行模拟。
进一步，如上所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其中，所述气泡小球随机分布模型包括：
气泡主程序模块，用于设置程序整体架构、迭代方式、子程序模块调用和数据输出，并对气泡小球的数量进行设定；
气泡坐标生成模块，在溶解器的大小和尺寸的基础上，设定气泡小球的大小和数量，在限定空间内生成满足条件的气泡小球坐标；
气泡转换模块，用于将产生的气泡小球坐标转换到待对比的剪切段坐标空间中；
气泡判断模块，判断气泡小球是否与燃料棒剪切段相交，并判断气泡小球间是否相交，相交则排除，不相交则进行数据存储；
气泡结果转换模块，用于将气泡小球的输出结果转换为后续衔接软件适用的输入文件单元。
进一步，如上所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其中，所述的后续衔接软件包括MCNP软件程序和MONK9A软件程序，剪切段结果转换模块和气泡结果转换模块中均包含向不同软件程序进行结果转换的子函数。
本发明的有益效果如下：
本发明建立了一种用于临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法。该方法摆脱了传统方法中对溶解器进行分析时采用的棒栅结构分析方式，在模型建立时充分考虑了真实情况下燃料棒剪切段的随机分布状态及气泡小球的随机分布状态，细节上考虑了剪切段数量不同、长度不同、成分不同，气泡小球大小不同的问题。在模拟溶解时，可对剪切段、气泡小球在几何上进行设定，对各时刻燃料成分，溶解液成分，气泡小球体积，燃料体积，溶解液体积分别进行设定，使模拟更加接近真实状态。
本方法的建立，可针对性的用于乏燃料溶解器的临界安全分析及物理设计，通过临界计算，缩小计算值与次临界限值间的差距，提升单批次乏燃料的处理量，有效提升物料的处理效率，增加后处理工艺的经济性。
附图说明
图1为本发明具体实施例中燃料棒剪切段随机分布模型的软件结构示意图；
图2为本发明具体实施例中气泡小球随机分布模型的软件结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
本发明提出的溶解器中燃料棒溶解过程模拟的方法，可通过物理建模对现有技术中存在的问题全部进行解决，具体包括：
1、燃料棒剪切段随机分布状态解决方案：
可对每根剪切段长度进行设定，从而满足因剪切机剪切误差造成的燃料棒剪切段长度各不相同的特点；
可对每根剪切段中燃料成分进行设定，从而满足乏燃料棒中因燃耗造成的燃料成分各不相同的特点；
可对燃料棒中燃料及包壳分别进行模拟，使模型更加精细化；
在确定的圆柱形或环形几何溶解器中，通过设定燃料棒剪切段的长度、半径、数量，通过计算可得到每一根燃料棒剪切段的空间坐标，剪切段的分布完全具备随机性。
2、气态小球的随机分布状态解决方案：
建立气态小球随机分布模拟程序，在已生成的燃料棒剪切段随机分布坐标的基础上，设定小球生成范围、数量及大小，从而获得气泡小球的随机分布坐标。
3、复杂的化合物系统解决办法：
模型建立中，可对固态燃料芯块长度、包壳长度、燃料芯块和包壳空间坐标、溶解液体积等分别进行设定，确保其固液共存状态满足现实条件；
可分别对燃料成分、包壳成分、溶解液成分实时进行设定，按照实际情况进行核素转移和物料增减，确保核素成分满足现实要求。
4、动态溶解过程解决办法：
在溶解过程中，可对燃料段尺寸及空间位置、包壳长度及空间位置分别进行设定，对燃料棒成分、包壳成分、溶解液成分、气泡数量及大小分别进行实时设定，确保物料量守恒并满足现实运行条件，从而模拟燃料溶解过程中keff的变化。
5、简易的程序接口：
可将剪切段的随机分布坐标进行转化，用于蒙卡程序MCNP或MONK9A进行核临界安全计算分析，程序接口简单易操作。
通过对上述问题的解决，可建立一种对溶解器中乏燃料剪切段溶解过程模拟的方法，用于溶解器中乏燃料溶解过程的核临界安全问题的计算和分析。
本发明提供的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法可自由设定溶解器大小、剪切段长度、半径、数量，从而形成剪切段的随机分布坐标。在燃料棒剪切段随机分布坐标生成的前提下，生成随机分布的不同数量、大小的气泡小球坐标，使用两种坐标共同建立几何模型。在针对具体的乏燃料剪切段溶解过程进行分析时，可对燃料棒剪切段和气泡小球分别进行设定，对溶解过程中物料转换，成分变化等参数进行设定，从而满足模拟溶解过程的需求。
依据本方法建立的模型包括两个部分，第一部分为：燃料棒剪切段随机分布模型；第二部分为：气泡小球随机分布模型。
1、燃料棒剪切段随机分布模型
主要包括：(1)剪切段主程序模块；(2)剪切段子程序模块；(3)剪切段结果转换模块；
(1)剪切段主程序模块：主体运行部分，规定了程序整体架构、迭代方式、子程序调用、数据输出等，同时对燃料棒剪切段数量进行设定。在不改变整体程序架构的前提下，可通过选择和替换子程序，从而获得所需要的工况及结果。
(2)剪切段子程序模块：子程序主要分为三类：
剪切段坐标生成模块：设定圆柱形/圆环形溶解器的大小和尺寸，设定溶解区域的尺寸、设定燃料棒剪切段的长度、半径，用于在限定空间内生成满足条件的剪切段；
剪切段子程序仅用于几何模型的建立，不涉及材料成分的输入，但几何模型可为材料成分的填充预设几何位置，因此，在几何模型建立好后，在后续MCNP程序或MONK9A程序的输入文件中可对特定几何位置(如燃料棒剪切段内部或溶解液中)的材料进行设定；
由于每个剪切段由同轴的燃料芯块和包壳组成，通过更改半径大小，即可对两者几何和材料分别进行模拟；
剪切段转换模块：用于将产生的剪切段坐标转换到待对比的剪切段坐标空间中；
剪切段判断模块：判断剪切段是否相交(即具有相互重叠的部分)，相交则排除，不相交则进行数据存储。
(3)剪切段结果转换模块：可根据后续衔接的软件分为两种：A)转换为适合MCNP程序的输入文件单元；B)转换为适合MONK9A程序的输入文件单元(其包含结果转换子函数)。
MCNP程序是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LosAlamos National Laboratory)开发的基于蒙特卡罗方法的通用软件包，具有计算核临界系统(包括次临界和超临界系统)本征值问题的能力；MONK9A程序是英国ANSWERS公司研发的蒙特卡罗程序，可对燃料棒剪切段的随机排布进行初步建模。这两种软件程序均为本领域的公知公用程序。
如图1所示，在使用过程中，首先在主程序中进行参数设定，规定所使用的各类子程序，包括坐标生成子程序、转换子程序、判断子程序1和判断子程序2(两个判断子程序分别用于判断：任意两个剪切段在轴向是否相交；两个剪切段在径向是否相交)，同时设定燃料棒剪切段数量；在坐标生成子程序中设定溶解器尺寸和燃料棒尺寸；运行主程序，进行计算；使用结果转换部分，根据后续所使用的软件，选定转换子程序并进行数据转换，将结果用于MCNP程序或MONK9A程序进行物理计算。
2、气泡小球随机分布模型
主要包括：(1)气泡主程序模块；(2)气泡子程序模块；(3)气泡结果转换模块；
(1)气泡主程序模块：主体运行部分，规定了程序整体架构、迭代方式、子程序调用、数据输出等，同时对气泡小球的数量进行设定。
(2)气泡子程序模块：子程序主要分为三类：
气泡坐标生成模块：设定圆柱形溶解器的大小和尺寸，设定气泡小球的大小和数量，用于在限定空间内生成满足条件的气泡小球；
气泡转换模块：用于将产生的气泡小球坐标转换到待对比的剪切段坐标空间中；
气泡判断模块：判断气泡小球是否与燃料棒剪切段相交，判断气泡小球间是否相交，相交则排除，不相交则进行数据存储。
(3)气泡结果转换模块：将气泡小球的输出文件转换为适用于MCNP或MONK9A程序的编写格式。
如图2所示，使用时，首先进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立，其次开展气泡小球随机分布模型的建立。首先在主程序中进行参数设定，规定所使用的各类子程序，包括坐标生成子程序、转换子程序、判断子程序1、判断子程序2和判断子程序3(判断子程序1：小球与剪切段轴向相交判断；判断子程序2：小球与剪切段径向相交判断；判断子程序3：小球间相交判断)，同时设定气泡小球数量；在坐标生成子程序中设定溶解器尺寸和气泡小球尺寸；运行主程序，进行计算；使用结果转换部分，将生成的气泡小球的输出文件转换为适用于MCNP或MONK9A程序的编写格式。
下面通过具体实例对燃料棒剪切段随机分布模型和气泡小球随机分布模型的建立进行具体描述。本实施例的软件可在绝大部分Windows平台下的PC运行，仅需要在计算机中安装对应的Matlab软件即可。使用时将输入文件拷贝到软件BIN文件夹中即可运行使用。
(1)燃料棒剪切段随机分布模型
首先进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立。由于每种溶解器尺寸均不相同，燃料棒剪切段长度、半径、数量也不尽相同，因此进行计算设定时，需要对参数进行选择和设定。参数设定完成后，按照既定顺序进行程序运行，并对结果进行转换。将转换结果放置到相关计算程序中进行案例物理计算。
下面举例进行说明(具体标记与源代码表中代码对应)：
以相同长度、相同半径的燃料棒剪切段随机分布为例。
(1.1)参数选择
(1.2)参数设定(参数设定部分，仅描述了每次运行时需要调整的参数，无需更改的固化内容(如剪切段相交判断部分)在此未显示)
·主程序部分
设定燃料棒剪切段数据存储空间大小
C＝zeros(1,80)；(每个单体占据8个存储空间)
while(index<10)
·圆柱形溶解器
设定溶解器尺寸和燃料棒剪切段尺寸
R＝5；
H＝10；
r＝0.5；％小圆柱半径
h＝3；％小圆柱高度
·结果转换部分1(剪切段转换子程序1：用于将计算结果转化为MCNP程序输入所需数据)
设定燃料棒剪切段数据存储空间大小
D＝zeros(1,80)；
for i＝0:9
E＝zeros(10,8)；
for i＝0:9
·结果转换部分2(剪切段转换子程序2：用于将计算结果转化为MONK9A程序输入所需数据)
设定W＝zeros(9,9)；
for i＝0:9
(1.3)运行程序
即直接运行主程序。
(1.4)输出结果转换
使用剪切段结果转换子程序，对计算结果进行转换。其中，若结果用于MCNP计算，则使用“rusult_change.m”子程序，其结果存储在E数据集中，1-3列为燃料棒剪切段底部圆心坐标，4-6列为具有长度的剪切段轴向，7列为半径。若结果用于MONK9A计算，则使用“to_monk.m”子程序，其结果存储在W数据集中，1-3列为燃料棒剪切段底部圆心坐标，4-6列为剪切段轴向相对Z轴的变换，7-9列为剪切段轴向相对Y轴的变换。
(1.5)人工处理
将计算结果分别进行拷贝，并按照不同计算软件的输入文件编写格式进行输入文件的编写，其中需要对每个燃料棒剪切段成分进行分别设定和分配，编写完成后，分别在MCNP和MONK9A软件界面中进行运行计算。
(2)气泡小球随机分布模型
在完成了燃料棒剪切段随机分布模型后，在MATLAB软件中生成名为“C”的数据文件集，在此基础上开展气泡小球的随机分布模型。
首先在气泡主程序中设定气泡个数，在气泡生成子程序中设定溶解器尺寸(与燃料棒剪切段随机分布模型中相同)和气泡尺寸。参数设定完成后，按照既定顺序进行程序运行，并对结果进行转换。将气泡小球的坐标参数和燃料棒剪切段的坐标参数放置在同一文件中进行案例的物理计算。
下面举例进行说明(具体标记与源代码表中代码对应)：
以100个半径为0.05的气泡小球为例。
(2.1)参数设定(参数设定部分，仅描述了每次运行时需要调整的参数，无需更改的固化内容(如气泡小球与剪切段或与其它气泡小球的相交判断部分)在此未显示)
◆主程序部分
设定气泡小球个数及存储空间大小
C＝zeros(1,400)；(每个单体占据4个存储空间)
while(index<100)
◆气泡生成子程序
设定溶解器尺寸和气泡小球尺寸
R＝5；
H＝10；
r0＝0.05；％小球半径
◆结果转换部分
设定气泡小球的存储空间大小
W1＝zeros(100,4)；
for i＝1:100
(2.2)运行程序
直接运行气泡主程序。
(2.3)结果转换
使用气泡结果转换子程序，对计算结果进行转换。其中，1-3列为气泡坐标，4列为小球半径。
(2.4)人工处理
将计算结果进行拷贝，并按照不同计算软件的输入文件编写格式进行输入文件的编写，编写完成后，分别在MCNP和MONK9A软件界面中进行运行计算。
本领域技术人员在考虑说明书及实践这里公开的发明后，将容易想到本发明的其它实施方案。本申请旨在涵盖本发明的任何变型、用途或者适应性变化，这些变型、用途或者适应性变化遵循本发明的一般性原理并包括本发明未公开的本技术领域中的公知常识或惯用技术手段。这样，倘若对本发明的这些变型、用途适应性变化属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改变型和用途适应性变化在内。
上述实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (4)

1.一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，包括：
进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立，设定溶解器和溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段长度、半径、数量，从而形成燃料棒剪切段的随机分布坐标；
所述燃料棒剪切段随机分布模型包括：
剪切段主程序模块，用于设置程序整体架构、迭代方式、子程序模块调用和数据输出，并对燃料棒剪切段数量进行设定；
剪切段坐标生成模块，用于设定溶解器的大小和尺寸、溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段的长度、半径，在限定空间内生成满足条件的剪切段坐标；
剪切段转换模块，用于将产生的剪切段坐标转换到待对比的剪切段坐标空间中；
剪切段判断模块，判断剪切段是否相交，相交则排除，不相交则进行数据存储；
剪切段结果转换模块，用于将燃料棒剪切段分布的输出结果转换为后续衔接软件适用的输入文件单元；
进行气泡小球随机分布模型的建立，在燃料棒剪切段随机分布坐标生成的前提下，生成随机分布的不同数量、大小的气泡小球坐标；
所述气泡小球随机分布模型包括：
气泡主程序模块，用于设置程序整体架构、迭代方式、子程序模块调用和数据输出，并对气泡小球的数量进行设定；
气泡坐标生成模块，在溶解器的大小和尺寸的基础上，设定气泡小球的大小和数量，在限定空间内生成满足条件的气泡小球坐标；
气泡转换模块，用于将产生的气泡小球坐标转换到待对比的剪切段坐标空间中；
气泡判断模块，判断气泡小球是否与燃料棒剪切段相交，并判断气泡小球间是否相交，相交则排除，不相交则进行数据存储；
气泡结果转换模块，用于将气泡小球的输出结果转换为后续衔接软件适用的输入文件单元；
使用燃料棒剪切段随机分布坐标和气泡小球坐标共同建立几何模型，用于溶解器中乏燃料剪切段溶解过程的模拟分析；
在溶解过程中，对燃料段尺寸及空间位置、包壳长度及空间位置分别进行设定，对燃料棒成分、包壳成分、溶解液成分、气泡数量及大小分别进行实时设定，确保物料量守恒并满足现实运行条件，从而模拟燃料溶解过程中keff的变化。
2.如权利要求1所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其特征在于，在所述燃料棒剪切段随机分布模型的剪切段坐标生成模块中，为材料成分的填充预设几何位置，后续衔接软件可以对特定几何位置的材料进行设定。
3.如权利要求1或2所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其特征在于，在所述燃料棒剪切段随机分布模型的剪切段坐标生成模块中，通过更改燃料棒剪切段的半径大小，对燃料棒剪切段的燃料芯块和包壳分别进行模拟。
4.如权利要求1所述的用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，其特征在于，所述的后续衔接软件包括MCNP软件程序和MONK9A软件程序，剪切段结果转换模块、气泡结果转换模块中均包含向不同软件程序进行结果转换的子函数。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009133701A (ja) * 2007-11-30 2009-06-18 Toshiba Corp 再処理施設における連続溶解槽の臨界安全管理方法
CN109100772A (zh) * 2018-08-08 2018-12-28 中国原子能科学研究院 一种用于乏燃料溶解过程的在线分析监测方法及装置
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9941025B2 (en) * 2011-04-08 2018-04-10 Terrapower, Llc Nuclear fuel and method of fabricating the same

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009133701A (ja) * 2007-11-30 2009-06-18 Toshiba Corp 再処理施設における連続溶解槽の臨界安全管理方法
CN109100772A (zh) * 2018-08-08 2018-12-28 中国原子能科学研究院 一种用于乏燃料溶解过程的在线分析监测方法及装置
CN111291494A (zh) * 2020-02-21 2020-06-16 西安交通大学 用于核反应堆triso燃料颗粒的多尺度多物理场耦合模拟方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
乏燃料溶解器燃料棒随机分布建模方法;李航 等;《核动力工程》;29-31 *
核临界安全技术研究进展;朱庆福 等;《原子能科学技术》;226-232 *

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