CN115544804A - 一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法 - Google Patents

一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆中子物理‑热工水力‑燃料性能耦合分析方法，能够将非基于多物理场框架开发的中子物理程序和热工水力程序集成到框架中，实现其在多物理场框架驱动下的物理‑热工耦合计算。步骤如下：1、在中子物理程序、热工水力程序和燃料性能分析程序中分别进行建模；2、进行中子物理输运计算，并将中子物理参数传递给燃料性能分析程序；3、进行燃料性能分析计算，将燃料形变和热流密度传递给热工水力程序；4、进行热工水力计算；5、重复步骤2至步骤4，直至当前时刻的计算结果收敛；6、到达指定时刻后进行中子物理燃耗计算，更新中子物理程序的材料文件；7、重复步骤2到步骤6，直到完成规定时间内的耦合计算。

Description

一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法
技术领域
本发明涉及核反应堆堆芯设计与安全分析领域，具体涉及一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法。
背景技术
核反应堆堆芯是一个中子物理、热工水力、辐照和力学等多个物理场之间存在强烈耦合作用的系统。在一个核反应堆堆芯中，功率分布会影响热工水力参数如冷却剂和燃料的温度和密度等参数，这些参数在变化之后又会影响材料的截面，进而影响功率的分布。同时，由于核反应堆中高温、高中子通量的环境会使得材料产生应力集中等问题，严重的甚至会使得燃料发生失效，引起核反应堆的事故。为此，需要开展核反应堆堆芯的中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算，分析核反应堆在运行期间的行为，为反应堆的安全分析提供依据。
为了能对核反应堆中的真实现象进行模拟，国内外学者针对核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能计算开展了大量的研究，但是这些研究中多采用了一定的假设，如采用功率因子对核反应堆堆芯功率分布进行近似、在燃耗计算中仅考虑铀235的裂变等。这些近似忽略了中子物理、热工水力和燃料性能之间的耦合作用，也忽略了铀238对于核反应堆产生能量的贡献，会导致计算产生一定的误差，影响耦合计算的精度。
发明内容
为了解决上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提出一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法，该方法能够实现中子物理程序、热工水力程序和燃料性能分析程序的耦合计算。
为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：
一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法，能够实现中子物理程序和热工水力程序在多物理场框架驱动下的物理-热工耦合计算，包括如下步骤：步骤1：根据核反应堆燃料组件的构成和布置方式，在中子物理程序、热工水力程序和燃料性能分析程序中分别进行建模，设置热工水力程序和燃料性能分析程序的计算时刻集合为{Tn}，n＝0,1,2,3…，中子物理程序燃耗计算的时刻集合为{Tm}，m＝1,2,3…，其中{Tm}中的时刻为热工水力程序、燃料性能分析程序和中子物理程序燃耗计算的公共时刻，也即满足{Tm}是{Tn}的子集为了得到精确的燃耗信息，需要在中子物理程序的材料文件中的每一个燃料栅元创建对应的燃料材料；
步骤2：在Tn时刻，从中子物理程序的材料文件中获取铀原子的密度，使用中子物理程序进行中子物理输运计算，得到核反应堆堆芯的功率分布和快中子通量，并将这两个参数和铀原子密度传递给燃料性能分析程序；
步骤3：使用燃料性能分析程序利用接收到的功率分布、快中子通量和铀原子密度进行燃料的导热和力学性能求解，得到燃料的形变和边界上的热流密度并传递给热工水力程序；步骤:4：使用热工水力程序对冷却剂区域进行求解，将得到的冷却剂温度和密度传递给中子物理程序，同时将燃料分析程序中的燃料温度和密度传递到中子物理程序中，用于下一次的中子物理输运计算；
步骤5：执行步骤2至步骤4，直至Tn时刻的计算结果收敛，收敛准则为局部功率的最大相对变化值小于0.001，判断公式如下：
Figure BDA0003919323840000031
其中
Figure BDA0003919323840000032
表示Tn时刻第i个控制体内的功率值，
Figure BDA0003919323840000033
表示Tn-1时刻第i个控制体内的功率值；
步骤6：更新时间为Tn+1，当Tn+1＝Tm时，使用中子物理程序进行一个时间步长的燃耗计算，得到核反应堆运行一个燃耗步后每个燃料栅元中的铀原子密度，将燃耗计算后的材料信息导出到材料文件中，并更新燃耗计算的时刻为Tm＝Tm+1；否则进入步骤7；
步骤7：重复步骤2到步骤6，直到完成规定时间内的中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算，得到核反应堆运行一段时间后的热工水力和燃料性能安全参数。
本发明具有以下优点和有益效果：
1.使用中子物理程序为燃料性能分析程序提供功率、快中子通量和铀原子密度，实现了核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能程序的实时耦合计算，可以为核反应堆和燃料组件的安全分析提供重要参考。
2.在燃耗计算后更新材料的定义文件，之后再进行中子物理计算，考虑了核反应堆运行燃料中裂变核素的产生对功率分布的影响，可以获得核反应堆内准确的功率分布。
3.使用中子物理程序进行燃耗计算，获得核反应堆燃料组件中的铀原子密度并用于燃料性能分析计算，避免了以往在燃耗计算中只考虑铀235消耗的问题，可以提高燃耗相关计算的精度。
4.在中子物理程序中为每个燃料栅元创建单独的材料，可以获得每个栅元内的铀原子密度，从而为燃料性能分析程序获得精确的燃耗信息，确保燃料性能计算的正确性。
5.本发明方法适用于当前大多数核反应堆堆芯中子物理程序如OPENMC、MCNP和热工水力程序如COBRA-TF、COBRA-EN以及燃料性能分析程序如FRAPCON、BOSION等程序的耦合计算
附图说明
图1为中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算流程。
具体实施方式
本发明提供了一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法，该方法能够实现中子物理程序OpenMC、热工水力程序COBRA-EN和燃料性能分析程序BEEs的耦合计算。具体方法如下：
步骤1：根据核反应堆燃料组件的构成和布置方式，在OpenMC、COBRA-EN和BEEs中分别进行建模，其中OpenMC的建模需要生成材料文件materials.xml、几何文件geometry.xml、设置文件setting.xml、计数文件tallies.xml四个文件。设置COBRA-EN和BEEs的计算时刻集合为{Tn}，n＝0,1,2,3…，OpenMC燃耗计算的时刻集合为{Tm}，m＝1,2,3…，其中{Tm}中的时刻为热工水力程序、燃料性能分析程序和中子物理程序燃耗计算的公共时刻，也即满足{Tm}是{Tn}的子集。为了得到精确的燃耗信息，需要在OpenMC的材料文件中的每一个燃料栅元创建对应的燃料材料；
步骤2：在Tn时刻，从OpenMC的材料文件中获取铀原子的密度，使用OpenMC进行中子物理输运计算，得到核反应堆堆芯的功率和快中子通量分布，并将这两个参数和铀原子密度传递给BEEs；
步骤3：使用BEEs利用接收到的功率分布、快中子通量和铀原子密度进行燃料的导热和力学性能求解，得到燃料的形变和边界上的热流密度并传递给COBRA-EN；
步骤4：使用COBRA-EN对冷却剂区域进行求解，将得到的冷却剂温度和密度传递给OpenMC，同时将BEEs中的燃料温度和密度传递到OpenMC中，用于下一次的中子物理输运计算；
步骤5：重复执行步骤2至步骤4，直至Tn时刻的计算结果收敛，收敛准则为OpenMC中局部功率的最大相对变化值小于0.001，判断公式如下：
Figure BDA0003919323840000051
其中
Figure BDA0003919323840000052
表示Tn时刻第i个控制体内的功率值，
Figure BDA0003919323840000053
表示Tn-1时刻第i个控制体内的功率值；
步骤5：重复执行步骤2至步骤4，直至Tn时刻的计算结果收敛，收敛准则为局部功率的最大相对变化值小于0.001，判断公式如下：
Figure BDA0003919323840000054
其中
Figure BDA0003919323840000055
表示Tn时刻第i个控制体内的功率值，
Figure BDA0003919323840000056
表示Tn-1时刻第i个控制体内的功率值；
步骤6：更新时间为Tn+1，当Tn+1＝Tm时，使用OpenMC进行一个时间步长的燃耗计算，得到核反应堆运行一个燃耗步后每个燃料栅元中的铀原子密度，将燃耗计算后的材料信息导出到材料文件中，并更新燃耗计算的时刻为Tm＝Tm+1，否则进入步骤7；
步骤7：重复步骤2到步骤6，直到完成规定时间内的中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算，得到核反应堆运行一段时间后的热工水力和燃料性能安全参数。
本发明提出的一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法，能够实现已有的中子物理程序、热工水力程序和燃料性能分析程序在多物理场框架驱动下的物理-热工-燃料耦合计算。该方法考虑了核反应堆运行期间热工水力、中子物理和燃料性能的变化对于核反应堆安全特性的实时影响，有助于帮助研究人员对核反应堆运行状况有更清晰的认识。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。

Claims (1)

1.一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法，其特征在于：能够实现中子物理程序、热工水力程序和燃料性能分析程序的耦合计算，具体包括以下步骤：
步骤1：根据核反应堆燃料组件的构成和布置方式，在中子物理程序、热工水力程序和燃料性能分析程序中分别进行建模，设置热工水力程序和燃料性能分析程序的计算时刻集合为{Tn}，n＝0,1,2,3…，中子物理程序燃耗计算的时刻集合为{Tm}，m＝1,2,3…，其中{Tm}中的时刻为热工水力程序、燃料性能分析程序和中子物理程序燃耗计算的公共时刻，也即满足{Tm}是{Tn}的子集；为了得到精确的燃耗信息，需要在中子物理程序的材料文件中的每一个燃料栅元创建对应的燃料材料；
步骤2：在Tn时刻，从中子物理程序的材料文件中获取铀原子的密度，使用中子物理程序进行中子物理输运计算，得到核反应堆堆芯的功率分布和快中子通量，并将这两个参数和铀原子密度传递给燃料性能分析程序；
步骤3：使用燃料性能分析程序利用接收到的功率分布、快中子通量和铀原子密度进行燃料的导热和力学性能求解，得到燃料的形变和边界上的热流密度并传递给热工水力程序；
步骤:4：使用热工水力程序对冷却剂区域进行求解，将得到的冷却剂温度和密度传递给中子物理程序，同时将燃料分析程序中的燃料温度和密度传递到中子物理程序中，用于下一次的中子物理输运计算；
步骤5：重复执行步骤2至步骤4，直至Tn时刻的计算结果收敛，收敛准则为局部功率的最大相对变化值小于0.001，判断公式如下：
Figure FDA0003919323830000021
其中
Figure FDA0003919323830000022
表示Tn时刻第i个控制体内的功率值，
Figure FDA0003919323830000023
表示Tn-1时刻第i个控制体内的功率值；
步骤6：更新时间为Tn+1，当Tn+1＝Tm时，使用中子物理程序进行一个时间步长的燃耗计算，得到核反应堆运行一个燃耗步后每个燃料栅元中的铀原子密度，将燃耗计算后的材料信息导出到材料文件中，并更新燃耗计算的时刻为Tm＝Tm+1；否则进入步骤7；
步骤7：重复步骤2到步骤6，直到完成规定时间内的中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算，得到核反应堆运行一段时间后的热工水力和燃料性能安全参数。
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