CN116702472B - 一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，主要步骤如下：1、归纳识别已有热管堆设计方案，建立参数重要性分级表；2、依据需求提出设计参数，依据步骤1中分级表进行简化；3、建立堆芯几何，补充材料等参数，设定中子输运计算温度初值，启动堆芯物理计算；4、传导中子输运计算所得的功率分布结果进入热工计算；5、完善条件设置，应用热阻网络法模拟热管响应，启动热工计算；6、提取热工计算所得温度参数，与物理计算设定初值比较，根据收敛条件判断结束计算或返回步骤3进行迭代；7、输出最终收敛结果。本发明针对热管堆固态占主的特点，使用外耦合的方式，实现热管堆的高效核热特性耦合计算，将提升热管核堆的研发效率。
Description
技术领域
本发明涉及新型核反应堆设计分析领域，具体涉及一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法。
背景技术
热管冷却式核反应堆亦被称为热管堆，是一种利用热管作为导热元件带走核反应堆堆芯热量的新型核反应堆。与传统的核反应堆相比，其具有重量轻、体积小、固有安全性高等优点。热管堆的堆内构件多以固体为主，可以适应复杂的使用环境以及进行长距离的运输，因而在国防军工、深海探测、航空航天等诸多领域具有重大的实用价值。
核反应堆的堆芯核热特性的参数指标是体现一款反应堆性能特性的重要参考，也是核反应堆安全评价的重要判据。核反应堆的核热特性参数可以为反应堆后续的力学分析、失效分析、安全性论证提供数据基础。反应堆堆芯的核热特性数值分析历来便是核反应堆设计过程中的基础关键，通过数值上的计算分析，反应堆设计者可以通过低成本的方式快速筛选出契合设计目标的方案，并将大大加快后续的参数优化工作。
目前，热管冷却式核反应堆堆芯部分系统的多物理耦合计算分析还有待深入，尚有许多研究工作需要进一步开展。与现有的反应堆类型相比，热管堆在堆芯结构设计、堆芯冷却方式、安全条件判断等方面存在着诸多不同，因此热管堆在堆芯物理以及热工安全特性上与传统反应堆有着明显区别。目前对热管冷却式核反应堆的设计分析方法仍主要基于传统压水堆方式展开，设计分析工作繁琐且时间开销较大。而随着热管堆的工程实际应用需求的不断发展，堆芯相关设计与安全分析工作愈发需要一种可以快速、便捷、可靠的核热特性数值分析方法。
发明内容
本发明目的是为了实现对热管堆高效的堆芯设计工作，提出了一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法。本发明针对热管冷却式核反应堆固态占主的特点，使用外耦合方式连接了核热特性计算部分，能够在保证精度的要求下高效快速地实现热管堆的核热特性耦合计算，提升热管冷却式核反应堆的研发速度与效率。
本发明的目的通过以下技术方案实现：
一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，步骤如下：
步骤1：对目前热管堆的通用设计方案与参数进行归纳识别，包括反应性控制手段、堆芯功率调节方式、放射功能设计、屏蔽功能设计，确定目前热管堆的内部几何结构以及各类的元件组成，然后对热管堆功能设计、参数选取的重要性进行分级，建立优化分级表；
步骤2：依据实际的工程任务需求，提出热管堆的设计参数，并根据步骤1中分级结果对堆芯的几何结构、设计参数进行相应的简化工作，
步骤3：开展中子输运计算，过程包括：
对堆芯进行建模：利用包括圆柱体、平面、空间线段几何元素完成堆芯结构的空间草图绘制，然后利用面上向量对几何区域进行划分，构建出包括核燃料元件、基体块、控制棒组件此类不同元件的空间区域，利用点线面扫动分别构建线面体的方法，在几何模型模块中完成绘图作业，实现对堆芯物理几何建模的检查工作；
材料设定：为热管堆内不同元件给定相应的材料参数；
源项与计算条件设定：设置计算的模式、物理计算的源项以及利用结构化网格划分出物理计算控制体，为后续热工特性计算分析提供便利，在相应的物理计算温度设定中给定一初始值；
完成相应的设置后启动物理计算；
步骤4、利用物理-热工数据传递接口传递中子输运计算所得的功率分布结果进入热工计算：
将步骤3中物理计算控制体内计算得到的功率数据利用Python针对.h5文件读写的预定义接口以及批处理脚本代码，采用6阶多项式进行拟合，生成热管堆中每根燃料元件的轴向功率分布，并作为热源边界导入进入热工计算；
步骤5、开展热工特性计算，过程包括：
补充设定热工计算所需的物性参数、边界条件；
对于热管部件，由于热管内部具有复杂的结构形状，因此采用等效热阻网络法进行简化处理，以便于准确获得热管元件的热工参数与实现对热管等温性的描述；
对堆芯按照其结构特性进行网格划分，对燃料棒元件、热管元件规则部件划分六面体结构化网格，对于基体块区域进行六面体非结构化网格进行划分，并对窄缝区域和圆周附近区域进行角细化处理；
求解器进行配置设定，规定热工计算的收敛条件，开始热工计算，
步骤6、将热管堆热工计算中得出的温度参数与物理计算所给定的温度设定值相对比，判断是否达到收敛条件，若未达到，则取热工计算的初值设定为新的物理计算温度条件，并重复步骤3至6；若达到收敛条件，则进入步骤7；
步骤7、导出物理计算与热工计算结果并进行后处理工作，完成热管堆的核热特性数值分析。
步骤5所述的等效热阻网络法为，将蒸发段管壁导热、蒸发段吸液芯及其内部液体工质导热及对流、蒸发相变、蒸气轴向流动传热、蒸气冷凝、冷凝段吸液芯导热及对流、冷凝段管壁导热过程依次通过热阻来表示：
热管蒸发段管壁径向热阻:
热管绝热段管壁轴向热阻:
热管冷凝段径向热阻：
热管蒸发段吸液芯径向热阻:
热管绝热段吸液芯轴向热阻:
热管冷凝段吸液芯径向热阻:
热管蒸气层轴向导热热阻：
热管蒸发段蒸发相变热阻：
热管冷凝段凝结相变热阻：
公式(1)至(9)为等效热阻网络法中各热阻的表达式，式中下标r与z分别代表轴向与径向，下标wall、wick与v分别代表管壁、吸液芯与蒸气，下标eva与con分别代表蒸发段与冷凝段；L为长度/m，r为半径/m，λ为导热系数，hfg为气化潜热/kJ·kg-1，h’fg为液化潜热/kJ·kg-1，ρ为密度/kg·m-3，μ为动力粘度/Pa·s，R为热阻阻值/K·W-1，Rg为摩尔气体常数，P为压强/Pa，T为温度/K，dv为蒸气分子的有效分子直径大小/m。
步骤6所述的收敛条件为，至少经历五次循环；且在最新一循环步前的连续五次循环的热工计算过程，连续五次循环内各循环步的堆芯最高温度值与五次循环中的平均值相差均小于千分之一；且在最新一循环步前的连续五次循环的物理输运计算过程中，连续五次循环内各循环步的堆芯特征值与五次循环中的平均值相差均小于百分之一，如下所示：
式中：i最新一次循环步，i为自然数且不小于5；为堆芯最高温度值，i的取值范围为i至i-5，代表为最新一次循环步前的连续五次循环内各步的计算值；/>为最新一次循环步前的连续五次循环中堆芯最高温度的平均值；/>为堆芯特征值，i的取值范围为i至i-5，代表为最新一次循环步前的连续五次循环内各步的计算值；/>为最新一次循环步前的连续五次循环中堆芯特征值的平均值。
步骤7所述的后处理工作为，读取计算所得的温度场分布结果与中子通量分布结果，并进行结果绘制，同时读取物理计算中核素及堆芯特征值等信息，并生成结果表格。
和现有技术相比较，本发明具备如下优点：
1)本发明方法使用外耦合方式连接了核热特性计算软件，能够高效快速地实现热管堆的核热特性耦合计算，保证了数值分析的可靠性，提升了堆芯设计工作的效率。
2)本发明方法运用热阻网络法来描述堆芯内热管元件的工作特性，在保证热工特性准确性的同时简化了计算，提升了热管反应堆安全分析工作的效率。
3)本发明方法能计算通用的热管冷却式核反应堆，包括运用于航天领域以及车载式的热管堆，能够有效降低热管堆的研究成本。
附图说明
图1为本发明方法的流程图。
图2为热管热阻网络法热阻划分图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明作进一步详细说明。
如图1所示，一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，步骤如下：
步骤1：对目前热管堆的通用设计方案与参数进行归纳识别，包括反应性控制手段、堆芯功率调节方式、放射功能设计、屏蔽功能设计，确定目前热管堆的内部几何结构以及各类的元件组成，然后依据研究了解程度和对评价准则的影响程度对热管堆功能设计、参数选取的重要性进行分级，建立优化分级表；
步骤2：依据实际的工程任务需求，提出热管堆的设计参数，并根据步骤1中分级结果对堆芯的几何结构、设计参数进行相应的简化工作，
步骤3：开展中子输运计算，过程包括：
运用几何模型模块对堆芯进行建模：利用包括圆柱体、平面、空间线段几何元素完成堆芯结构的空间草图绘制，然后利用面上向量对几何区域进行划分，构建出包括核燃料元件、基体块、控制棒组件此类不同元件的空间区域，利用点线面扫动分别构建线面体的方法，在几何模型模块中完成绘图作业，实现对堆芯物理几何建模的检查工作；
材料设定：为热管堆内不同元件给定相应的材料参数；
源项与计算条件设定：设置计算的模式、物理计算的源项以及利用结构化网格划分出相应的物理计算控制体，为后续热工特性计算分析提供便利，在相应的物理计算温度设定中给定一初始值；
完成相应的设置后启动物理计算；
步骤4、利用物理-热工数据传递接口传递中子输运计算所得的功率分布结果进入热工计算：
将步骤3中物理计算控制体内计算得到的功率数据利用Python针对.h5文件读写的预定义接口以及批处理脚本代码，采用6阶多项式进行拟合，生成热管堆中每根燃料元件的轴向功率分布，并作为热源边界导入进入热工计算；
步骤5、开展热工特性分析计算，过程包括：
补充设定热工计算所需的物性参数、边界条件；
对于热管部件，由于热管内部具有复杂的结构形状，因此采用如图2所示的等效热阻网络法进行简化处理，将蒸发段管壁导热、蒸发段吸液芯及其内部液体工质导热及对流、蒸发相变、蒸气轴向流动传热、蒸气冷凝、冷凝段吸液芯导热及对流、冷凝段管壁导热过程依次通过热阻来表示，以便于高效地准确获得热管元件的热工参数与实现对热管高效等温性的描述；
对堆芯按照其结构特性进行网格划分，对燃料棒元件、热管元件规则部件划分六面体结构化网格，对于基体块区域进行六面体非结构化网格进行划分，并对窄缝区域和圆周附近区域进行角细化处理；
求解器进行配置设定，规定热工计算的收敛条件，开始热工计算，
步骤6、将热管堆热工计算中得出的温度参数与物理计算所给定的温度设定值相对比，判断是否达到收敛条件，即在最新一循环步前的连续五次循环的热工计算过程，连续五次循环内各循环步的堆芯最高温度值与五次循环中的平均值相差均小于千分之一；且在最新一循环步前的连续五次循环的物理输运计算过程中，连续五次循环内各循环步的堆芯特征值与五次循环中的平均值相差均小于百分之一。若未达到，则取热工计算的初值设定为新的物理计算温度条件，并重复步骤3至6；若达到收敛条件，则进入步骤7；
步骤7、导出物理计算与热工计算结果并进行后处理工作，即，利用输出接口，读取计算所得的温度场分布结果与中子通量分布结果，并进行结果图像绘制，生成三维云图结果。同时读取物理计算中核素及堆芯特征值等信息，并生成结果表格。完成热管堆的核热特性数值分析。
Claims (4)
1.一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，其特征在于：步骤如下：
步骤1：对目前热管堆的通用设计方案与参数进行归纳识别，包括反应性控制手段、堆芯功率调节方式、放射功能设计、屏蔽功能设计，确定目前热管堆的内部几何结构以及各类的元件组成，然后对热管堆功能设计、参数选取的重要性进行分级，建立优化分级表；
步骤2：依据实际的工程任务需求，提出热管堆的设计参数，并根据步骤1中分级结果对堆芯的几何结构、设计参数进行相应的简化工作，
步骤3：开展中子输运计算，过程包括：
对堆芯进行建模：利用包括圆柱体、平面、空间线段几何元素完成堆芯结构的空间草图绘制，然后利用面上向量对几何区域进行划分，构建出包括核燃料元件、基体块、控制棒组件此类不同元件的空间区域，利用点线面扫动分别构建线面体的方法，在几何模型模块中完成绘图作业，实现对堆芯物理几何建模的检查工作；
材料设定：为热管堆内不同元件给定相应的材料参数；
源项与计算条件设定：设置计算的模式、物理计算的源项以及利用结构化网格划分出物理计算控制体，为后续热工特性计算分析提供便利，在相应的物理计算温度设定中给定一初始值；
完成相应的设置后启动物理计算；
步骤4、利用物理-热工数据传递接口传递中子输运计算所得的功率分布结果进入热工计算：
将步骤3中物理计算控制体内计算得到的功率数据利用Python针对.h5文件读写的预定义接口以及批处理脚本代码，采用6阶多项式进行拟合，生成热管堆中每根燃料元件的轴向功率分布，并作为热源边界导入进入热工计算；
步骤5、开展热工特性计算，过程包括：
补充设定热工计算所需的物性参数、边界条件；
对于热管部件，由于热管内部具有复杂的结构形状，因此采用等效热阻网络法进行简化处理，以便于准确获得热管元件的热工参数与实现对热管等温性的描述；
对堆芯按照其结构特性进行网格划分，对燃料棒元件、热管元件规则部件划分六面体结构化网格，对于基体块区域进行六面体非结构化网格进行划分，并对窄缝区域和圆周附近区域进行角细化处理；
求解器进行配置设定，规定热工计算的收敛条件，开始热工计算，
步骤6、将热管堆热工计算中得出的温度参数与物理计算所给定的温度设定值相对比，判断是否达到收敛条件，若未达到，则取热工计算的初值设定为新的物理计算温度条件，并重复步骤3至6；若达到收敛条件，则进入步骤7；
步骤7、导出物理计算与热工计算结果并进行后处理工作，完成热管堆的核热特性数值分析。
2.根据权利要求1所述的一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，其特征在于：步骤5所述的等效热阻网络法为，将蒸发段管壁导热、蒸发段吸液芯及其内部液体工质导热及对流、蒸发相变、蒸气轴向流动传热、蒸气冷凝、冷凝段吸液芯导热及对流、冷凝段管壁导热过程依次通过热阻来表示：热管蒸发段管壁径向热阻:
热管绝热段管壁轴向热阻:
热管冷凝段径向热阻：
热管蒸发段吸液芯径向热阻:
热管绝热段吸液芯轴向热阻:
热管冷凝段吸液芯径向热阻:
热管蒸气层轴向导热热阻：
热管蒸发段蒸发相变热阻：
热管冷凝段凝结相变热阻：
公式(1)至(9)为等效热阻网络法中各热阻的表达式，式中下标r与z分别代表轴向与径向，下标wall、wick与v分别代表管壁、吸液芯与蒸气，下标eva与con分别代表蒸发段与冷凝段；L为长度/m，r为半径/m，λ为导热系数，hfg为气化潜热/kJ·kg-1，h’ fg为液化潜热/kJ·kg-1，ρ为密度/kg·m-3，μ为动力粘度/Pa·s，R为热阻阻值/K·W-1，Rg为摩尔气体常数，P为压强/Pa，T为温度/K，dv为蒸气分子的有效分子直径大小/m。
3.根据权利要求1所述的一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，其特征在于：步骤6所述的收敛条件为，至少经历五次循环；且在最新一循环步前的连续五次循环的热工计算过程，连续五次循环内各循环步的堆芯最高温度值与五次循环中的平均值相差均小于千分之一；且在最新一循环步前的连续五次循环的物理输运计算过程中，连续五次循环内各循环步的堆芯特征值与五次循环中的平均值相差均小于百分之一，如下所示：
式中：i最新一次循环步，i为自然数且不小于5；为堆芯最高温度值，i的取值范围为i至i-5，代表为最新一次循环步前的连续五次循环内各步的计算值；/>为最新一次循环步前的连续五次循环中堆芯最高温度的平均值；/>为堆芯特征值，i的取值范围为i至i-5，代表为最新一次循环步前的连续五次循环内各步的计算值；/>为最新一次循环步前的连续五次循环中堆芯特征值的平均值。
4.根据权利要求1所述的一种针对热管堆的堆芯核热特性数值分析方法，其特征在于：步骤7所述的后处理工作为，读取计算所得的温度场分布结果与中子通量分布结果，并进行结果绘制，同时读取物理计算中核素及堆芯特征值信息，并生成结果表格。
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