CN115358125A - 一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统，方法包括：根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；将堆芯物理程序编译成动态链接库，并将物理模型也保存于动态链接库中；调用动态链接库，接收获得堆芯物理程序输出的仿真结果；调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得热工水力程序输出的仿真结果；将堆芯物理程序和热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；根据堆芯的材料布置，将堆芯物理程序网格和热工水力程序网格建立映射关系。通过实施本发明，实现高效准确地堆芯物理程序和热工水力程序外耦合。

Description

一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统

技术领域

本发明涉及压水堆堆芯核热耦合计算技术领域，尤其涉及一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统。

背景技术

反应堆高精度集成仿真系统，为核安全关键系统同化平台技术的仿真支撑环境，是核安全关键系统同化平台的核心，主要内容为高分辨率、高精度的核反应堆数值计算模型，同时需要满足实时性的要求，能刻画反应堆在稳态和瞬态过程中的物理机理，真实表征各种运行工况和事故工况的物理现象，为同化平台提供理论支撑和数据引擎。

目前国际上已实现将NESTLE中子学程序和热工水力程序RELAP5耦合用于仿真系统模拟中。NESTLE是北卡罗来纳州立大学开发的三维中子学瞬态程序，具有四分之一及全堆芯计算能力，采用节块展开法实现三维空间网格的离散求解，并结合粗网有限差分方法实现计算速度的提升。RELAP5是由美国Idaho国家工程实验室开发，作为美国核管会的安全审评程序。该程序采用两流体六方程模型，主要适用于压水堆热工水力分析，不但能够模拟轻水堆任意情况的瞬态计算，还可针对非核系统进行计算，具备非常强大的压水堆系统热工水力计算能力

该技术方案将中子学程序和热工水力程序在代码层次进行结合，将中间传递的关键物理量直接通过代码层次的变量进行传递，然后编译成动态链接库的形式使用，导致对该动态链接库的使用是黑箱使用，不清楚内部的代码逻辑以及数据传递逻辑，且无法根据特定的压水堆类型和布置进行相应的模型调整，限制较大，应用有限。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现上述背景技术中提及的相关技术存在的至少一个缺陷，无法将中子学程序和热工水力程序进行外耦合，进而无法得到高精度的仿真模拟需求，提供一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种压水堆三维堆芯核热耦合方法，包括一下步骤：

S10：根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；

S20：生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；

S30：将所述堆芯物理程序编译成动态链接库，并将所述物理模型也保存于所述动态链接库中；

S40：调用所述动态链接库，接收获得所述堆芯物理程序输出的仿真结果；

S50：调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得所述热工水力程序输出的仿真结果；

S60：将所述堆芯物理程序和所述热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；

S70：根据所述堆芯的材料布置，将所述堆芯物理程序网格和所述热工水力程序网格建立映射关系。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合中，步骤S10之前还包括：

S00：根据各燃料组件的状态信息获得所述截面参数信息的反馈数值；

S01：仿真初始时刻计算稳态毒物核子密度，并设置为初始毒物核子密度，在仿真模拟过程中实时计算瞬态毒物核子密度；

S02：对控制棒半插入节块的截面进行处理，获得所述节块的截面反应的真实状态。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法中，所述燃料组件的状态信息包括：基础截面系数、冷却剂温度拟合系数、燃料温度拟合系数、硼浓度拟合系数、冷却剂密度拟合系数、冷却剂温度与参考工况之间的差值、燃料温度与参考工况之间的差值、硼浓度与参考工况之间的差值和冷却剂密度与参考工况之间的差值。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法中，所述物理参数包括：硼浓度，燃料温度，冷却剂温度，冷却剂密度，氙钐毒物原子核密度以及功率分布。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法中，所述物理参数进行交换传递包括：

将所述堆芯物理程序计算的所述功率分布传递至所述热工水力程序，将所述热工水力程序计算的所述硼浓度、所述燃料温度分布、所述冷却剂温度分布、所述冷却剂密度分布传递至所述堆芯物理程序。

本发明还构造了一种压水堆三维堆芯核热耦合系统，包括：

中子扩散计算模块，用于根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；

生成模块，用于生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；

编译模块，用于将所述堆芯物理程序编译成动态链接库，并将所述物理模型也保存于所述动态链接库中；

第一调用模块，用于调用所述动态链接库，接收获得所述堆芯物理程序输出的仿真结果；

第二调用模块，用于调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得所述热工水力程序输出的仿真结果；

数据交换模块，用于将所述堆芯物理程序和所述热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；

网格映射模块，用于根据所述堆芯的材料布置，将所述堆芯物理程序网格和所述热工水力程序网格建立映射关系。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统中，系统内还包括：

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统中，还包括：

反馈模块，用于根据各燃料组件的状态信息获得所述截面参数信息的反馈数值；

计算模块，用于仿真初始时刻计算稳态毒物核子密度，并设置为初始毒物核子密度，在仿真模拟过程中实时计算瞬态毒物核子密度；

处理模块，用于对控制棒半插入节块的截面进行处理，获得所述节块的截面反应的真实状态。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统中，所述燃料组件的状态信息包括：基础截面系数、冷却剂温度拟合系数、燃料温度拟合系数、硼浓度拟合系数、冷却剂密度拟合系数、冷却剂温度与参考工况之间的差值、燃料温度与参考工况之间的差值、硼浓度与参考工况之间的差值和冷却剂密度与参考工况之间的差值。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统中，所述物理参数包括硼浓度，燃料温度，冷却剂温度，冷却剂密度，氙钐毒物原子核密度以及功率分布。

优选地，在本发明所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统中，所述物理参数进行交换传递包括：

将所述堆芯物理程序计算的所述功率分布传递至所述热工水力程序，将所述热工水力程序计算的所述硼浓度、所述燃料温度分布、所述冷却剂温度分布、所述冷却剂密度分布传递至所述堆芯物理程序。

通过实施本发明，具有以下有益效果：

本发明公开了一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统，在压水堆仿真模拟平台根据截面参数信息进行三维稳态和瞬态中子扩散计算，获得堆芯物理程序，并根据实际堆芯的布置情况建立相应的物理模型；将堆芯物理程序编译成动态链接库，调用动态链接库获得堆芯物理程序输出的仿真结果，再调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得热工水力程序输出的仿真结果，在平台内将两者仿真结果的物理参数进行交换，实现仿真模拟的堆芯核热耦合计算，并针对实际堆芯布置，获得堆芯物理程序网格和热工水力程序网格的映射关系。本发明开发的堆芯物理程序和热工水力程序进行外耦合，打破了其两者耦合完全黑箱化的局限性，可针对特定的堆芯进行几何建模，网格划分，增加功能以满足压水堆仿真发展的需求。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明压水堆三维堆芯核热耦合方法的流程示意图；

图2是本发明控制棒插入节块的截面处理示意图；

图3是本发明物理参数交换传递示意图；

图4是本发明堆芯物理程序网格和热工水力程序网格映射示意图；

图5是本发明压水堆三维堆芯核热耦合系统的模块框图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

需要说明的是，附图中所示的流程图仅是示例性说明，不是必须包括所有的内容和操作/步骤，也不是必须按所描述的顺序执行。例如，有的操作/步骤还可以分解，而有的操作/步骤可以合并或部分合并，因此实际执行的顺序有可能根据实际情况改变。

附图中所示的方框图仅仅是功能实体，不一定必须与物理上独立的实体相对应。即，可以采用软件形式来实现这些功能实体，或在一个或多个硬件模块或集成电路中实现这些功能实体，或在不同网络和/或处理器装置和/或微控制器装置中实现这些功能实体。

在本实施例中，如图1所示，本发明构造了一种压水堆三维堆芯核热耦合方法，包括以下步骤：

S10：根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；

S20：生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；

S30：将堆芯物理程序编译成动态链接库，并将物理模型也保存于动态链接库中；

S40：调用动态链接库，接收获得堆芯物理程序输出的仿真结果；

S50：调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得热工水力程序输出的仿真结果；

S60：将堆芯物理程序和热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；

S70：根据堆芯的材料布置，将堆芯物理程序网格和热工水力程序网格建立映射关系。

在一些实施例中，步骤S10之前还包括：

S00：根据各燃料组件的状态信息获得截面参数信息的反馈数值；

S01：仿真初始时刻计算稳态毒物核子密度，并设置为初始毒物核子密度，在仿真模拟过程中实时计算瞬态毒物核子密度；

S02：对控制棒半插入节块的截面进行处理，获得节块的截面反应的真实状态。

在一些实施例中，燃料组件的状态信息包括：基础截面系数、冷却剂温度拟合系数、燃料温度拟合系数、硼浓度拟合系数、冷却剂密度拟合系数、冷却剂温度与参考工况之间的差值、燃料温度与参考工况之间的差值、硼浓度与参考工况之间的差值和冷却剂密度与参考工况之间的差值。

具体地，在步骤S00中，堆芯物理程序的计算需求于截面信息，需要根据各组件的状态信息实现截面参数反馈计算能力，截面反馈公式如下：

其上示公式中，∑x,g表示第g群宏观截面x的值，a_1,x,g表示基础截面系数，a_(n+1),x,g表示冷却剂温度拟合系数，a_(n+3),x,g表示燃料温度拟合系数，a_(n+5),x,g硼浓度拟合系数，a_(n+7),x,g表示表示冷却剂密度拟合系数，ΔT_c表示冷却剂温度与参考工况之间的差值，

表示表示燃料温度与参考工况之间的差值，Δppm表示硼浓度与参考工况之间的差值，Δρ_c冷却剂密度与参考工况之间的差值。

对于含有控制棒插入的燃料组件，其截面参数需在上述公式的基础上增加残差项，有如下表示：

其上示公式中，d∑x,g表示控制棒相较于燃料组件多出来的第g群宏观截面x的残差值。

具体地，步骤S02中，如图2所示，在图中左侧的中间网格中插入了部分的控制棒，经过截面处理后可获得右边中间网格中的均匀截面。

具体地，通过步骤S00、S01和S02为步骤S10提供中子扩散计算所必备的截面参数信息。

具体地，步骤S30将步骤S20中的堆芯物理程序编译成动态链接库，并将所述物理模型也保存于所述动态链接库中。同时保留接口函数以便进行关键物理参数数据的传递，对于新的堆芯布置，可直接进行新的堆芯建模，并生成新的动态链接库以供应用。

具体地，步骤S40中在3KEYMASTER平台上通过C语言编写的task文件调用步骤S30的动态链接库，如图3所示，通过接口函数可以实现堆芯物理程序与3KEYMASTER平台的对接。

在一些实施例中，物理参数包括：硼浓度，燃料温度，冷却剂温度，冷却剂密度，氙钐毒物原子核密度以及功率分布。

具体地，3KEYMASTER平台对task文件发布控制指令信号数据，task文件执行并向堆芯物理程序发送数据，堆芯物理程序运行结束后，task文件会将堆芯物理程序输出的仿真结果读取并传递到3KEYMASTER平台。

具体地，步骤S50中通过C语言编写的task文件调用热工水力程序编译的动态链接库，实现热工水力程序与3KEYMASTER平台的对接，其热工水力程序编译的动态链接库为原本的3KEYMASTER平台已经存在的。如图3所示，3KEYMASTER平台对task文件发布控制指令信号数据，task文件执行并向热工水力程序发送数据，热工水力程序运行结束后，task文件会将热工水力程序输出的仿真结果读取并传递到3KEYMASTER平台。

具体地，通过步骤S40和步骤S50在3KEYMASTER平台上将关键物理参数通过“点表文件”进行交换，实现堆芯物理程序与热工水力程序的关键物理参数传递。

在一些实施例中，物理参数进行交换传递包括：

将堆芯物理程序计算的功率分布传递至热工水力程序，将热工水力程序计算的硼浓度、燃料温度分布、冷却剂温度分布、冷却剂密度分布传递至堆芯物理程序。

在一些实施例中，所述物理参数进行交换传递包括：

将堆芯物理程序计算的功率分布传递至热工水力程序，将热工水力程序计算的硼浓度、燃料温度分布、冷却剂温度分布、冷却剂密度分布传递至堆芯物理程序。

具体地，设计177组件的堆芯布置，堆芯物理程序网格和热工水力程序网格的映射关系如图4所示，堆芯物理程序的每个组件对应一个网格，热工水力网格径向将堆芯分为9个区域，分别划分为区域A～I。在堆芯物理程序网格将每项参数通过单一网格的形式映射在热工水力网格内；在热工水力程序网格将一个热工水力程序网格的参数，传递给该区域内的所有堆芯物理程序网格。

在本实施例中，如图5所示，本发明还构造了一种压水堆三维堆芯核热耦合系统，包括：

中子扩散计算模块，用于根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；

生成模块，用于生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；

编译模块，用于将堆芯物理程序编译成动态链接库，并将物理模型也保存于动态链接库中；

第一调用模块，用于调用动态链接库，接收获得堆芯物理程序输出的仿真结果；

第二调用模块，用于调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得热工水力程序输出的仿真结果；

数据交换模块，用于将堆芯物理程序和热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；

网格映射模块，用于根据堆芯的材料布置，将堆芯物理程序网格和热工水力程序网格建立映射关系。

在一些实施例中，还包括：

反馈模块，用于根据各燃料组件的状态信息获得截面参数信息的反馈数值；

计算模块，用于仿真初始时刻计算稳态毒物核子密度，并设置为初始毒物核子密度，在仿真模拟过程中实时计算瞬态毒物核子密度；

处理模块，用于对控制棒半插入节块的截面进行处理，获得节块的截面反应的真实状态。

在一些实施例中，燃料组件的状态信息包括：基础截面系数、冷却剂温度拟合系数、燃料温度拟合系数、硼浓度拟合系数、冷却剂密度拟合系数、冷却剂温度与参考工况之间的差值、燃料温度与参考工况之间的差值、硼浓度与参考工况之间的差值和冷却剂密度与参考工况之间的差值。

具体地，在反馈模块中，堆芯物理程序的计算需求于截面信息，需要根据各组件的状态信息实现截面参数反馈计算能力，截面反馈公式如下：

其上示公式中，∑x,g表示第g群宏观截面x的值，a_1,x,g表示基础截面系数，a_(n+1),x,g表示冷却剂温度拟合系数，a_(n+3),x,g表示燃料温度拟合系数，a_(n+5),x,g硼浓度拟合系数，a_(n+7),x,g表示表示冷却剂密度拟合系数，ΔT_c表示冷却剂温度与参考工况之间的差值，

表示表示燃料温度与参考工况之间的差值，Δppm表示硼浓度与参考工况之间的差值，Δρ_c冷却剂密度与参考工况之间的差值。

对于含有控制棒插入的燃料组件，其截面参数需在上述公式的基础上增加残差项，有如下表示：

其上示公式中，d∑x,g表示控制棒相较于燃料组件多出来的第g群宏观截面x的残差值。

具体地，在处理模块中，如图2所示，在图中左侧的中间网格中插入了部分的控制棒，经过截面处理后可获得右边中间网格中的均匀截面。

具体地，通过反馈模块、计算模块和处理为中子扩散计算模块提供中子扩散计算所必备的截面参数信息。

具体地，编译模块将生成模块中的堆芯物理程序编译成动态链接库，并将所述物理模型也保存于所述动态链接库中。同时保留接口函数以便进行关键物理参数数据的传递，对于新的堆芯布置，可直接进行新的堆芯建模，并生成新的动态链接库以供应用。

具体地，第一调用模块中在3KEYMASTER平台上通过C语言编写的task文件调用编译模块的动态链接库，如图3所示，通过接口函数可以实现堆芯物理程序与3KEYMASTER平台的对接。

在一些实施例中，物理参数包括硼浓度，燃料温度，冷却剂温度，冷却剂密度，氙钐毒物原子核密度以及功率分布。

具体地，3KEYMASTER平台对task文件发布控制指令信号数据，task文件执行并向堆芯物理程序发送数据，堆芯物理程序运行结束后，task文件会将堆芯物理程序输出的仿真结果读取并传递到3KEYMASTER平台。

具体地，第二调用模块中通过C语言编写的task文件调用热工水力程序编译的动态链接库，实现热工水力程序与3KEYMASTER平台的对接，其热工水力程序编译的动态链接库为原本的3KEYMASTER平台已经存在的。如图3所示，3KEYMASTER平台对task文件发布控制指令信号数据，task文件执行并向热工水力程序发送数据，热工水力程序运行结束后，task文件会将热工水力程序输出的仿真结果读取并传递到3KEYMASTER平台。

具体地，通过第一调用模块和第二调用模块在3KEYMASTER平台上将关键物理参数通过“点表文件”进行交换，实现堆芯物理程序与热工水力程序的关键物理参数传递。

在一些实施例中，物理参数进行交换传递包括：

将堆芯物理程序计算的功率分布传递至热工水力程序，将热工水力程序计算的硼浓度、燃料温度分布、冷却剂温度分布、冷却剂密度分布传递至堆芯物理程序。

在一些实施例中，所述物理参数进行交换传递包括：

将堆芯物理程序计算的功率分布传递至热工水力程序，将热工水力程序计算的硼浓度、燃料温度分布、冷却剂温度分布、冷却剂密度分布传递至堆芯物理程序。

具体地，设计177组件的堆芯布置，堆芯物理程序网格和热工水力程序网格的映射关系如图4所示，堆芯物理程序的每个组件对应一个网格，热工水力网格径向将堆芯分为9个区域，分别划分为区域A～I。在堆芯物理程序网格将每项参数通过单一网格的形式映射在热工水力网格内；在热工水力程序网格将一个热工水力程序网格的参数，传递给该区域内的所有堆芯物理程序网格。

通过实施本发明，具有以下有益效果：

本发明公开了一种压水堆三维堆芯核热耦合方法和系统，在压水堆仿真模拟平台根据截面参数信息进行三维稳态和瞬态中子扩散计算，获得堆芯物理程序，并根据实际堆芯的布置情况建立相应的物理模型；将堆芯物理程序编译成动态链接库，调用动态链接库获得堆芯物理程序输出的仿真结果，再调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得热工水力程序输出的仿真结果，在平台内将两者仿真结果的物理参数进行交换，实现仿真模拟的堆芯核热耦合计算，并针对实际堆芯布置，获得堆芯物理程序网格和热工水力程序网格的映射关系。本发明开发的堆芯物理程序和热工水力程序进行外耦合，打破了其两者耦合完全黑箱化的局限性，可针对特定的堆芯进行几何建模，网格划分，增加功能以满足压水堆仿真发展的需求。

可以理解的，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围；因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (10)

1.一种压水堆三维堆芯核热耦合方法，应用于压水堆仿真模拟平台，其特征在于，包括以下步骤：

S10：根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；

S20：生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；

S30：将所述堆芯物理程序编译成动态链接库，并将所述物理模型也保存于所述动态链接库中；

S40：调用所述动态链接库，接收获得所述堆芯物理程序输出的仿真结果；

S50：调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得所述热工水力程序输出的仿真结果；

S60：将所述堆芯物理程序和所述热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；

S70：根据所述堆芯的材料布置，将所述堆芯物理程序网格和所述热工水力程序网格建立映射关系。

2.根据权利要求1所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法，其特征在于，步骤S10之前还包括：

S00：根据各燃料组件的状态信息获得所述截面参数信息的反馈数值；

S01：仿真初始时刻计算稳态毒物核子密度，并设置为初始毒物核子密度，在仿真模拟过程中实时计算瞬态毒物核子密度；

S02：对控制棒半插入节块的截面进行处理，获得所述节块的截面反应的真实状态。

3.根据权利要求2所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法，其特征在于，所述燃料组件的状态信息包括：基础截面系数、冷却剂温度拟合系数、燃料温度拟合系数、硼浓度拟合系数、冷却剂密度拟合系数、冷却剂温度与参考工况之间的差值、燃料温度与参考工况之间的差值、硼浓度与参考工况之间的差值和冷却剂密度与参考工况之间的差值。

4.根据权利要求1所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法，其特征在于，所述物理参数包括：硼浓度，燃料温度，冷却剂温度，冷却剂密度，氙钐毒物原子核密度以及功率分布。

5.根据权利要求4所述的压水堆三维堆芯核热耦合方法，其特征在于，所述物理参数进行交换传递包括：

将所述堆芯物理程序计算的所述功率分布传递至所述热工水力程序，将所述热工水力程序计算的所述硼浓度、所述燃料温度分布、所述冷却剂温度分布、所述冷却剂密度分布传递至所述堆芯物理程序。

6.一种压水堆三维堆芯核热耦合系统，应用于压水堆仿真模拟平台，其特征在于，包括：

中子扩散计算模块，用于根据截面参数信息，采用非线性迭代粗网有限差分方法和θ方法进行三维稳态及瞬态中子扩散计算；

生成模块，用于生成堆芯物理程序，并根据堆芯的材料布置和几何尺寸，建立相应物理模型；

编译模块，用于将所述堆芯物理程序编译成动态链接库，并将所述物理模型也保存于所述动态链接库中；

第一调用模块，用于调用所述动态链接库，接收获得所述堆芯物理程序输出的仿真结果；

第二调用模块，用于调用热工水力程序编译成的动态链接库，接收获得所述热工水力程序输出的仿真结果；

数据交换模块，用于将所述堆芯物理程序和所述热工水力程序之间的物理参数进行交换传递；

网格映射模块，用于根据所述堆芯的材料布置，将所述堆芯物理程序网格和所述热工水力程序网格建立映射关系。

7.根据权利要求6所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统，其特征在于，还包括：

反馈模块，用于根据各燃料组件的状态信息获得所述截面参数信息的反馈数值；

计算模块，用于仿真初始时刻计算稳态毒物核子密度，并设置为初始毒物核子密度，在仿真模拟过程中实时计算瞬态毒物核子密度；

处理模块，用于对控制棒半插入节块的截面进行处理，获得所述节块的截面反应的真实状态。

8.根据权利要求7所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统，其特征在于，所述燃料组件的状态信息包括：基础截面系数、冷却剂温度拟合系数、燃料温度拟合系数、硼浓度拟合系数、冷却剂密度拟合系数、冷却剂温度与参考工况之间的差值、燃料温度与参考工况之间的差值、硼浓度与参考工况之间的差值和冷却剂密度与参考工况之间的差值。

9.根据权利要求6所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统，其特征在于，所述物理参数包括硼浓度，燃料温度，冷却剂温度，冷却剂密度，氙钐毒物原子核密度以及功率分布。

10.根据权利要求9所述的压水堆三维堆芯核热耦合系统，其特征在于，所述物理参数进行交换传递包括：

将所述堆芯物理程序计算的所述功率分布传递至所述热工水力程序，将所述热工水力程序计算的所述硼浓度、所述燃料温度分布、所述冷却剂温度分布、所述冷却剂密度分布传递至所述堆芯物理程序。

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