CN114707189B - 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法 - Google Patents

一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN114707189B
CN114707189B CN202210619730.4A CN202210619730A CN114707189B CN 114707189 B CN114707189 B CN 114707189B CN 202210619730 A CN202210619730 A CN 202210619730A CN 114707189 B CN114707189 B CN 114707189B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel assembly
bending
water
bent
fuel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202210619730.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN114707189A (zh
Inventor
刘宙宇
李帆
万承辉
吴宏春
曹良志
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Xian Jiaotong University
Original Assignee
Xian Jiaotong University
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Xian Jiaotong University filed Critical Xian Jiaotong University
Priority to CN202210619730.4A priority Critical patent/CN114707189B/zh
Publication of CN114707189A publication Critical patent/CN114707189A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN114707189B publication Critical patent/CN114707189B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/10—Geometric CAD
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
    • G06F30/25—Design optimisation, verification or simulation using particle-based methods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Computational Mathematics (AREA)
  • Mathematical Analysis (AREA)
  • Mathematical Optimization (AREA)
  • Pure & Applied Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，该方法基于压水堆燃料组件未弯曲时的水隙宽度和燃料组件弯曲尺寸，求解燃料组件弯曲后轴向各层内各个燃料组件间的水隙宽度；基于弯曲前后燃料组件四周水隙材料的原子数目守恒原则，保持弯曲前后水隙宽度不变，建立燃料组件弯曲后的等效模型；基于建立的燃料组件弯曲后的等效模型，采用与组件未弯曲时相同的输运计算程序进行输运计算，实现燃料组件弯曲对中子通量密度的影响分析。本发明具有建模简单的优势，并且可以通过在线更新材料的核子密度，实现对燃料组件弯曲随时间变化的快速模拟分析。可用于压水堆的优化设计和分析，提高压水堆的经济性，增强核电站运行的安全性。

Description

一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法
技术领域
本发明涉及核反应堆堆芯设计、运行和安全技术领域，具体涉及一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法。
背景技术
压水堆在长时间运行工况下，燃料组件处于自身受热膨胀、冷却剂流动、压紧力、辐照燃耗等因素的共同作用的环境中，燃料组件会产生弯曲，燃料组件的弯曲将直接改变燃料组件间水隙宽度的大小，进而使得堆芯局部中子慢化发生改变，从而影响堆芯局部功率分布，对核电站的安全、稳定运行造成影响。
为了精确模拟燃料组件弯曲后功率分布，目前主要采用蒙特卡罗方法通过直接几何建模，尽可能真实描述燃料组件的弯曲，分析燃料组件弯曲对燃料组件功率分布的影响，但该方法需要手动重新建立几何模型，效率低并且难以处理水隙的频繁变化问题。
发明内容
为了克服上述现有技术中存在的问题，本发明提供一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，与目前主流方法相比，目前主流方法需要根据燃料组件弯曲的幅度修改几何模型，不改变几何模型中材料的核子密度；本发明方法不需要修改几何模型，而是修改几何模型中材料的核子密度，具有建模简单的优势，并且可以通过在线更新材料的核子密度，实现对燃料组件弯曲随时间变化的快速模拟分析。
为了实现上述目的，本发明采用了以下技术方案予以实施：
一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，包括如下步骤：
步骤1：读取所要模拟的压水堆三维堆芯的几何信息、材料信息和燃料组件弯曲尺寸信息；
步骤2：根据步骤1获取的压水堆三维堆芯的几何信息和材料信息，将反应堆沿轴向分成若干层；根据燃料组件弯曲尺寸信息和未弯曲时组件间的水隙宽度信息，计算燃料组件弯曲后轴向各层内各个燃料组件间的水隙宽度；
步骤3：燃料组件实际弯曲前后，燃料组件四周水隙的宽度发生变化，水隙材料所有核素的原子核密度不变，根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，根据公式（1）改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，近似等效燃料组件弯曲后四周水隙的变化，建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型；
Figure 351854DEST_PATH_IMAGE001
（1）
其中，
Figure 890282DEST_PATH_IMAGE002
—燃料组件未弯曲时第k个水隙，第i个核素的原子核密度；
Figure 822466DEST_PATH_IMAGE003
—燃料组件弯曲后第k个水隙，第i个核素的原子核密度；
Figure 370122DEST_PATH_IMAGE004
—燃料组件未弯曲时第k个水隙的水隙厚度；
Figure 336941DEST_PATH_IMAGE005
—燃料组件弯曲后第k个水隙的水隙厚度；
步骤4：根据步骤3建立的燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型，采用与燃料组件未弯曲时相同的输运计算程序进行输运计算，通过输运计算可以获得燃料组件弯曲后堆芯的中子通量密度分布，实现燃料组件弯曲对中子通量密度的影响分析。
与现有技术相比，本发明有如下突出优点：
本发明提出一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，该方法基于压水堆燃料组件未弯曲时的水隙宽度和燃料组件弯曲尺寸，求解燃料组件弯曲后轴向各层内各个燃料组件间的水隙宽度；基于弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型；基于建立的燃料组件弯曲后的等效模型，采用与组件未弯曲时相同的输运计算程序进行输运计算，通过输运计算可以获得燃料组件弯曲后堆芯的中子通量密度分布，实现燃料组件弯曲对中子通量密度的影响分析。与目前主流方法相比，主流方法需要根据燃料组件弯曲的幅度修改几何模型，不改变几何模型中材料的核子密度；本发明方法不需要修改几何模型，而是修改几何模型中材料的核子密度，具有建模简单的优势，并且可以通过在线更新材料的核子密度，实现对燃料组件弯曲随时间变化的快速模拟分析。可用于压水堆的优化设计和分析，提高压水堆的经济性，增强核电站运行的安全性。
附图说明
图1是本发明方法流程图。
图2a和图2b分别是燃料组件弯曲前后轴线几何变化示意图。
图3a是燃料组件轴向某层即图2a的aa’处，弯曲前的径向切面图，图3b燃料组件轴向某层即图2b的bb’处，弯曲后的径向切面图，图3c是燃料组件轴向某层弯曲后的等效模型径向切面图。
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说明。
本发明方法具体步骤如图1所示。本发明将所要模拟的三维压水堆堆芯沿轴向划分为若干层，在每一层基于压水堆燃料组件未弯曲时的水隙宽度和燃料组件弯曲尺寸，根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型；根据建立的燃料组件弯曲后的等效模型，采用与组件未弯曲时相同的输运计算程序进行输运计算，通过输运计算可以获得燃料组件弯曲后堆芯的中子通量密度分布，实现燃料组件弯曲对中子通量密度的影响分析。具体步骤如下：
步骤1：读取所要模拟的压水堆三维堆芯的几何信息、材料信息、燃料组件弯曲尺寸信息；
步骤2：根据步骤1获取的压水堆三维堆芯的几何信息和材料信息，将反应堆沿轴向分成若干层；根据燃料组件弯曲尺寸信息和未弯曲时组件间的水隙宽度信息，计算燃料组件弯曲后轴向各层内各个燃料组件间的水隙宽度。以某个燃料组件为例，图2a展示了该燃料组件未弯曲时的轴线几何示意图，图2b展示了该燃料组件弯曲后的轴线几何示意图；该燃料组件轴向某层即图2a的aa’处，弯曲前的径向切面图，如图3a所示；该燃料组件轴向某层即图2b的bb’处，弯曲后的径向切面图，如图3b所示；
步骤3：本发明提出一种压水堆燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型：燃料组件实际弯曲前后，燃料组件四周水隙的宽度发生变化，水隙材料所有核素的原子核密度不变，根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，根据公式（1）改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，近似等效燃料组件弯曲后四周水隙的变化，建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型。以步骤2中提到的燃料组件为例建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，建立燃料组件弯曲的等效模型的几何模型，即图3a与图3c的几何模型相同，根据图3b燃料组件弯曲后的水隙宽度信息，结合公式（1）计算燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型的水隙内所有核素的原子核密度，建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型。该燃料组件轴向某层弯曲后的等效模型径向切面图，如图3c所示，四周不同水隙位置处的四种剖面线代表四周不同水隙位置处所有核素的原子核密度不同；
Figure 262489DEST_PATH_IMAGE007
（1）
其中，
Figure 572027DEST_PATH_IMAGE008
—燃料组件未弯曲时第k个水隙，第i个核素的原子核密度；
Figure 658931DEST_PATH_IMAGE009
—燃料组件弯曲后第k个水隙，第i个核素的原子核密度；
Figure 70321DEST_PATH_IMAGE010
—燃料组件未弯曲时第k个水隙的水隙厚度；
Figure 977097DEST_PATH_IMAGE011
—燃料组件弯曲后第k个水隙的水隙厚度；
步骤4：根据步骤3建立的燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型，采用与燃料组件未弯曲时相同的输运计算程序进行输运计算，可以实现对燃料组件弯曲的模拟分析。
图2a和图2b展示了压水堆堆芯内某个燃料组件弯曲前后轴线几何变化示意图。图2a展示了该燃料组件未弯曲时轴线几何示意图，图2b展示了该燃料组件弯曲后的轴线几何示意图。
图3a展示了该层即图2a的aa’处，该燃料组件未弯曲时的水隙分布，图3b展示了该层即图2b的bb’处，该燃料组件弯曲后的水隙分布，图3c展示了该层该燃料组件等效弯曲时的水隙分布，本发明提出的等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，与目前主流方法相比，主流方法需要根据燃料组件弯曲的幅度修改几何模型，不改变几何模型中材料的核子密度；该方法不需要修改几何模型，而是修改几何模型中材料的核子密度，具有建模简单的优势，并且可以通过在线更新材料的核子密度，实现对燃料组件弯曲随时间变化的快速模拟分析。可用于压水堆的优化设计和分析，提高压水堆的经济性，增强核电站运行的安全性。

Claims (2)

1.一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，其特征在于：包括如下步骤：
步骤1：读取所要模拟的压水堆三维堆芯的几何信息、材料信息和燃料组件弯曲尺寸信息；
步骤2：根据步骤1获取的压水堆三维堆芯的几何信息和材料信息，将反应堆沿轴向分成若干层；根据燃料组件弯曲尺寸信息和未弯曲时组件间的水隙宽度信息，计算燃料组件弯曲后轴向各层内各个燃料组件间的水隙宽度；
步骤3：燃料组件弯曲之后，燃料组件四周水隙的宽度发生变化，水隙材料所有核素的原子核密度不变，根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，根据公式（1）改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，近似等效燃料组件弯曲后四周水隙的变化，建立燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型；
Figure 22074DEST_PATH_IMAGE001
（1）
其中，
Figure 963485DEST_PATH_IMAGE002
— 燃料组件未弯曲时第k个水隙，第i个核素的原子核密度；
Figure 811355DEST_PATH_IMAGE003
— 燃料组件弯曲后第k个水隙，第i个核素的原子核密度；
Figure 471006DEST_PATH_IMAGE004
— 燃料组件未弯曲时第k个水隙的水隙厚度；
Figure 161226DEST_PATH_IMAGE005
— 燃料组件弯曲后第k个水隙的水隙厚度；
步骤4：根据步骤3建立的燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型，采用与燃料组件未弯曲时相同的输运计算程序进行输运计算，通过输运计算获得燃料组件弯曲后堆芯的中子通量密度分布，实现燃料组件弯曲对中子通量密度的影响分析。
2.根据权利要求1所述的一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，其特征在于：基于所建立的燃料组件弯曲导致四周水隙变化后的等效模型，通过输运计算获得燃料组件弯曲后堆芯的中子通量密度分布；压水堆在长时间运行工况下，燃料组件会出现振动现象，燃料组件的弯曲是随时间变化的，根据随时间变化的燃料组件的弯曲情况，对应改变燃料组件等效模型中水隙材料所有核素的原子核密度，实现对燃料组件弯曲随时间变化的快速模拟分析。
CN202210619730.4A 2022-06-02 2022-06-02 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法 Active CN114707189B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202210619730.4A CN114707189B (zh) 2022-06-02 2022-06-02 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202210619730.4A CN114707189B (zh) 2022-06-02 2022-06-02 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN114707189A CN114707189A (zh) 2022-07-05
CN114707189B true CN114707189B (zh) 2022-08-19

Family

ID=82177662

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202210619730.4A Active CN114707189B (zh) 2022-06-02 2022-06-02 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN114707189B (zh)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3356587A (en) * 1963-06-21 1967-12-05 Westinghouse Electric Corp Fuel assemblies for a neutronic reactor
CN102714066A (zh) * 2009-11-06 2012-10-03 希尔莱特有限责任公司 在核裂变反应堆中迁移燃料组件的方法和系统
CN108647402A (zh) * 2018-04-19 2018-10-12 西安交通大学 一种获取六角形几何压水堆堆芯反射层参数的方法
CN111048221A (zh) * 2019-12-26 2020-04-21 西安交通大学 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法
CN113249616A (zh) * 2021-04-08 2021-08-13 岭澳核电有限公司 燃料组件用锆合金及其制备方法、燃料组件的包壳管

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7233888B2 (en) * 2002-07-09 2007-06-19 General Electric Company Monte Carlo criticality-mode systems and methods for computing neutron and gamma fluence in a nuclear reactor

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3356587A (en) * 1963-06-21 1967-12-05 Westinghouse Electric Corp Fuel assemblies for a neutronic reactor
CN102714066A (zh) * 2009-11-06 2012-10-03 希尔莱特有限责任公司 在核裂变反应堆中迁移燃料组件的方法和系统
CN108647402A (zh) * 2018-04-19 2018-10-12 西安交通大学 一种获取六角形几何压水堆堆芯反射层参数的方法
CN111048221A (zh) * 2019-12-26 2020-04-21 西安交通大学 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法
CN113249616A (zh) * 2021-04-08 2021-08-13 岭澳核电有限公司 燃料组件用锆合金及其制备方法、燃料组件的包壳管

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Development and validation of a PWR on-line power-distribution monitoring system NECP-ONION;Zhuo Li等;《http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.06.016》;20170703;全文 *
东方VVER和西方PWR与燃料安全有关的准则对比分析;刘承新;《核标准计量与质量》;20060330(第01期);全文 *
秦山核电厂反应堆热工水力设计;陈毓湘等;《核科学与工程》;19851231(第04期);全文 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN114707189A (zh) 2022-07-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107122545B (zh) 一种精确计算核反应堆内时空中子分布的方法
CN107038294B (zh) 针对轻水堆的基于等效一维棒模型的共振自屏计算方法
CN111209690B (zh) Fcm燃料元件中triso燃料颗粒随机分布的建模方法
Chionis et al. SIMULATE-3K analyses of neutron noise response to fuel assembly vibrations and thermal-hydraulics parameters fluctuations
CN115565617B (zh) 基于能谱环境的超钚同位素生产效率快速评估方法
CN114707189B (zh) 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法
Zhang et al. An efficient scheme for coupling OpenMC and FLUENT with adaptive load balancing
CN107918696A (zh) 相控阵天线的多场耦合分析方法及计算机程序
Snoj et al. Advanced methods in teaching reactor physics
Tran et al. Neutronic simulation of the CEFR experiments with the nodal diffusion code system RAST-F
Douglass et al. A stylized three dimensional PWR whole-core benchmark problem with Gadolinium
CN114528719B (zh) 一种基于二维堆芯的用于压水堆的在线能群压缩方法
KR101439999B1 (ko) 3차원 원자로 노심 수송해석에 기반한 소격격자 노심 해석용 상수 생산장치 및 방법
Fiorina et al. Creation of an OpenFOAM fuel performance class based on FRED and integration into the GeN-foam multi-physics code
Filiciotto et al. Nonconforming Three-Dimensional Model for PWR Control Rod Movements Without Homogenization and Cusping Effect
Wang et al. A pebble tracking transport algorithm for pebble bed reactor analysis
Wan et al. Method research and effect analysis of fuel-assembly bowing on neutron-physics simulations of HPR1000
McDonnell et al. CANDU reactor kinetics benchmark activity
Xu et al. Improvement to NEM SP3 Modelling and Simulation
Yapici et al. Investigation of the performance parameters and temperature distribution in fuel rod dependent on operation periods and first wall loads in fusion–fission reactor system fueled with ThO2
Canepa et al. Preparation of nuclear libraries with deterministic and stochastic methods for LWR reflectors
Jeong et al. Verification of DeCART2D/CAPP code system for VHTR analysis with PMR-200 benchmark
Zhang et al. An algorithm for accurate modeling and simulating reactor cores with involute‐shaped fuel plates by Monte Carlo
Nguyen et al. Group Constants Generation using MCS Monte Carlo Code for Fast Reactor Analysis
Ruan et al. A high-fidelity simulation of the C5G7 benchmark by using the parallel ENTER code

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant