CN115982956A - 氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法 - Google Patents

氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法 Download PDF

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Abstract

一种氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法，通过蒙卡模拟中子输运得到的截面库以及预设冷态下的几何参数，模拟生成计算所使用的网格，根据预设的冷态下的温度分布进行中子多群扩散计算，得到中子通量分布和功率空间分布；再结合氦氙冷却通道边界条件与功率空间分布，使用开源有限元框架FeniCS依次计算得到温度场和基体的结构位移；最后使用更新后的温度和几何参数对堆芯模型、材料参数与核数据进行修正，重新执行中子扩散计算，通过重复迭代直至满足收敛条件，得出核热力耦合条件下的堆芯的中子场、功率场、温度场、应力场和位移场，实现对氦氙冷却移动式核反应堆的仿真模拟，对堆芯设计、多物理场仿真和反应堆安全设计具有重要作用。

Description

氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法
技术领域
本发明涉及一种移动式核反应堆领域的技术，具体涉及一种氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法。
背景技术
现有氦氙冷却移动式核反应堆系统中的中子物理、热工安全、材料性能等特性之间的耦合效应将更加紧密，现有的核能数值模拟技术难以应对先进核能系统数值模拟的难题。一方面，中子学作为核能相关研究的源头，是反应堆堆芯中子物理、辐射屏蔽设计、燃料管理优化和和安全仿真模拟的基础；但现有压水反应堆采用的中子学计算手段中存在大量的经验近似，制约计算分辨率和计算精度，先进的中子学计算方法亟待研究和改进。另一方面，真实核能系统是在中子物理、热工安全等多专业耦合的复杂条件下运行，仅仅开展单个专业的模拟脱离物理实际，其模拟结果的可信度不足，不得不在设计时预留大量的安全裕量，以至于牺牲反应堆的运行效率。
发明内容
本发明针对现有技术存在的上述不足，提出一种氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法，能够精确模拟核热力耦合条件下的堆芯的中子场、功率场、温度场、应力场和位移场，实现对氦氙冷却移动式核反应堆的仿真，对堆芯设计、多物理场仿真和反应堆安全设计具有重要作用。
本发明是通过以下技术方案实现的：
本发明涉及一种氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法，通过蒙卡模拟中子输运得到的截面库以及预设冷态下的几何参数，模拟生成计算所使用的网格，根据预设的冷态下的温度分布进行中子多群扩散计算，得到中子通量分布和功率空间分布；再结合氦氙冷却通道边界条件与功率空间分布，使用开源有限元框架FeniCS依次计算得到温度场和氦氙冷却通道基体的结构位移；最后使用更新后的温度和几何参数对堆芯模型、材料参数与核数据进行修正，重新执行中子扩散计算，通过重复迭代直至满足收敛条件，得出核热力耦合条件下的堆芯的中子场、功率场、温度场、应力场和位移场，实现对氦氙冷却移动式核反应堆的仿真模拟。
本发明涉及一种实现上述方法的系统，包括：截面库产生模块、网格产生模块、中子计算模块、热传导计算模块、热膨胀计算模块和数据交换模块，其中：截面库产生模块利用蒙特卡罗程序OpenMC和确定论中子程序进行计算，得到反应堆堆芯中各个区域的相关截面参数并存储在截面库中；网格产生模块利用开源程序Gmsh对几何进行建模和网格划分，并产生相关计算所需的网格文件；中子计算模块基于开源库deal.II对多群中子扩散方程进行求解，得出相应的中子通量分布和功率分布；热传导计算模块基于开源程序FEniCS对热传导方程进行求解，得出堆芯的温度场；热膨胀计算模块基于开源程序FEniCS对热力耦合本构方程进行求解，得出堆芯的位移场和应力场；数据交换模块则实现不同模块间的数据交换并搭建整个多物理耦合求解的计算平台。
技术效果
本发明以确定论方法为出发点，基于OpenMC产生的截面使用有限元算法对氦氙冷却移动式核反应堆堆芯进行核-热-力多物理耦合仿真模拟。相比现有技术，本发明能够更精确地描述氦氙冷却小型反应堆堆芯在中子物理、流动传热和结构位移交叉作用下的耦合机制，相比采用传统的数值模拟方法能够探索更加真实的物理过程，对堆芯设计、多物理场仿真和反应堆安全设计具有重要作用。
附图说明
图1为本发明流程图；
图2为堆芯结构示意图；
图中：1反射层、2基体、3氦氙冷却通道、4燃料；
图3为keff迭代收敛图；
图4为基体半径迭代收敛图；
图5为核热固耦合各场二维分布图；
图6为中子计算结果图；
图中：a为一群通量，b为二群通量，c为归一化功率分布。
图7为热传导和热膨胀计算结果图；
图中：a为温度场，b为位移场，c为应力场。
图8为燃料等效温度变化图；
图中：a为燃料编号示意图，b为不同迭代步下的燃料等效温度变化。
具体实施方式
如图1所示，为本实施例涉及一种氦氙冷却小堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法，基于OpenMC产生的截面使用有限元程序deal.II和FEniCS对氦氙冷却小型反应堆堆芯进行核-热-力多物理耦合仿真模拟，得出核热力耦合条件下的堆芯特性，具体包括以下步骤：
步骤1)利用蒙特卡罗开源程序OpenMC执行中子输运的蒙卡模拟，得到截面库；基于预设的冷态下的几何参数，使用三维有限元网格生成器Gmsh产生计算所使用的网格，具体步骤包括：
1.1利用OpenMC执行中子输运的蒙卡模拟，得到截面库；
1.2利用Gmsh产生计算所使用的网格。
步骤2)基于预设的冷态下的温度分布与几何参数，使用微分方程仿真模拟库deal.II执行中子多群扩散计算，得到功率空间分布，具体步骤包括：
2.1利用deal.II执行中子多群扩散计算；
2.2对计算结果进行后处理，得到每根燃料棒轴向功率的拟合多项式。
步骤3)结合氦氙冷却通道边界条件与功率空间分布，使用开源有限元框架FEniCS计算得到温度场，具体步骤包括：
3.1利用FEniCS执行热传导方程求解；
3.2对计算结果进行后处理，得到所有材料的等效温度。
步骤4)结合温度场与氦氙冷却通道边界条件，使用开源有限元框架FEniCS计算得到氦氙冷却通道基体的结构位移，具体步骤包括：
4.1利用FEniCS执行热力耦合本构方程求解；
4.2对计算结果进行后处理，得到结构位移，并进一步更新材料密度。
步骤5)使用更新后的温度和几何参数对堆芯模型、材料参数与核数据进行修正，重新执行中子扩散计算，通过重复迭代直至满足收敛条件，得出核热力耦合条件下的堆芯特性，实现对氦氙冷却移动式核反应堆堆芯进行核-热-力多物理耦合仿真模拟，揭示堆芯在中子物理、流动传热和结构位移交叉作用下的耦合机制，这对氦氙冷却移动式核反应堆堆芯的设计具有重要作用。
经过具体实际实验，以简化的小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源SIMONS(Small Innovative helium-xenon cooled MObile Nuclear power System)的径向模型进行计算。反应堆堆芯整体半径为23cm，整体高度为20cm，全堆共布置61个燃料通道，138个冷却通道。堆芯模型如图2所示，其中燃料直径为1.5cm，高度为10cm，冷却通道直径为0.9cm，栅距为1.5cm，基体半径为13cm，径向反射层厚度为10cm，轴向反射层厚度为5cm。
针对这一模型，进行核-热-力多物理耦合计算。在耦合计算中，设置最大迭代次数为10次。如图3和图4所示，为耦合过程中keff和基体半径随迭代次数的变化。从图中可以看出，耦合计算在第5步达到收敛，keff从1.68563升至1.74426，上升586.3pcm。而基体半径和高度均有增加，其整体密度下降至初始状态的97.6％。也就是说，与中子计算相比，引入热传导和热膨胀计算会带来反应性和几何反馈，从而对堆芯设计的各个参数产生影响。
如图5所示，为目前多物理耦合程序中的核热固耦合各场计算结果。
如图6所示，为中子计算结果，最高功率出现在最外侧的燃料棒处，且对于单根燃料棒而言，其最高温出现在堆芯中部。这是由于全反射边界条件下，从第二群中子通量分布可以看出，热中子主要分布在堆芯外侧的中部，从而这里的功率较高。整个堆芯的功率峰值因子为1.175。
如图7所示，为热传导和热膨胀计算结果，基体最高温度出现在与最外侧的燃料棒接触的基体壁面处，这也对应于上述功率分布的结果。整个基体最大温差为137.2K，整个堆芯最大温差为157.21K。对材料结构位移分布进行仿真模拟，基体半径从13cm膨胀至13.075cm，高度从20cm膨胀为20.116cm，最终密度减小为初始的97.6％。从应力分布图可以看出，基体最大应力出现在与最外侧的燃料棒接触的基体壁面处，因为这里的温度梯度显著增加，从而导致热应力的上升，最大应力为13.83MPa。
如图8所示，为燃料的等效温度仿真模拟结果，图中右侧展示堆芯各个燃料棒的编号布置，左侧展示对应于不同编号的燃料棒在第一步和第五步的等效温度对比。从图中可以看出，核-热-力耦合计算相较于中子计算会带来更加均匀的温度分布。
在上述模拟结果中，全堆最高温为1157.21K，最大应力为13.83MPa，基体半径从13cm膨胀至13.075cm，高度从20cm膨胀为20.116cm，同时热传导和热膨胀计算的引入带来586.3pcm的反应性反馈和2.4％的密度反馈，从而对堆芯设计的各个参数产生影响。
综上，本发明通过建立核热力多物理耦合平台，能够实现氦氙冷却移动式核反应堆的中子物理、传热、形变等多物理场耦合精确的仿真模拟。
上述具体实施可由本领域技术人员在不背离本发明原理和宗旨的前提下以不同的方式对其进行局部调整，本发明的保护范围以权利要求书为准且不由上述具体实施所限，在其范围内的各个实现方案均受本发明之约束。

Claims (3)

1.一种氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法，其特征在于，通过蒙卡模拟中子输运得到的截面库以及预设冷态下的几何参数，模拟生成计算所使用的网格，根据预设的冷态下的温度分布进行中子多群扩散计算，得到中子通量分布和功率空间分布；再结合氦氙冷却通道边界条件与功率空间分布，使用开源有限元框架FeniCS依次计算得到温度场和基体的结构位移；最后使用更新后的温度和几何参数对堆芯模型、材料参数与核数据进行修正，重新执行中子扩散计算，通过重复迭代直至满足收敛条件，得出核热力耦合条件下的堆芯的中子场、功率场、温度场、应力场和位移场，实现对氦氙冷却移动式核反应堆的研究和仿真模拟，从而对于堆芯设计、多物理场仿真模拟计算和固有安全仿真模拟具有重要作用。
2.根据权利要求1所述的针对氦氙冷却移动式核反应堆的确定论多物理场耦合技术，其特征是，具体包括：
步骤1)利用蒙特卡罗开源程序OpenMC执行中子输运的蒙卡模拟，得到截面库；基于预设的冷态下的几何参数，使用三维有限元网格生成器Gmsh产生计算所使用的网格，具体步骤包括：
1.1利用OpenMC执行中子输运的蒙卡模拟，得到截面库；
1.2利用Gmsh产生计算所使用的网格；
步骤2)基于预设的冷态下的温度分布与几何参数，使用微分方程仿真模拟库deal.II执行中子多群扩散计算，得到功率空间分布，具体步骤包括：
2.1利用deal.II执行中子多群扩散计算；
2.2对计算结果进行后处理，得到每根燃料棒轴向功率的拟合多项式；
步骤3)结合氦氙冷却通道边界条件与功率空间分布，使用开源有限元框架FEniCS计算得到温度场，具体步骤包括：
3.1利用FEniCS执行热传导方程求解；
3.2对计算结果进行后处理，得到所有材料的等效温度；
步骤4)结合温度场与氦氙冷却通道边界条件，使用开源有限元框架FEniCS计算得到氦氙冷却通道基体的结构位移，具体步骤包括：
4.1利用FEniCS执行热力耦合本构方程求解；
4.2对计算结果进行后处理，得到结构位移，并进一步更新材料密度；
步骤5)使用更新后的温度和几何参数对堆芯模型、材料参数与核数据进行修正，重新执行中子扩散计算，通过重复迭代直至满足收敛条件，得出核热力耦合条件下的中子场、功率场、温度场、应力场和位移场，实现对氦氙冷却移动式核反应堆堆芯进行核-热-力多物理耦合仿真模拟。
3.一种实现权利要求1或2所述氦氙冷却移动式核反应堆确定论多物理场耦合仿真模拟方法的系统，其特征在于，包括：截面库产生模块、网格产生模块、中子计算模块、热传导计算模块、热膨胀计算模块和数据交换模块，其中：截面库产生模块利用蒙特卡罗程序OpenMC和确定论中子程序进行计算，得到反应堆堆芯中各个区域的相关截面参数并存储在截面库中；网格产生模块利用开源程序Gmsh对几何进行建模和网格划分，并产生相关计算所需的网格文件；中子计算模块基于开源库deal.II对多群中子扩散方程进行求解，得出相应的中子通量分布和功率分布；热传导计算模块基于开源程序FEniCS对热传导方程进行求解，得出堆芯的温度场；热膨胀计算模块基于开源程序FEniCS对热力耦合本构方程进行求解，得出堆芯的位移场和应力场；数据交换模块则实现不同模块间的数据交换并搭建整个多物理耦合求解的计算平台。
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