一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法与流程

本发明涉及核反应堆热工水力分析，具体涉及一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法。

背景技术：

1、安全是核能发展的生命线，根据我国核安全法规，核反应堆的建立需经历安审认证，而安审认证中一个关键过程就是对反应堆事故工况进行安全分析。核反应堆的事故瞬态安全分析往往依赖于热工水力系统程序，首先建立目标核反应堆的离散建模方案，随后建立离散模型，并使用该模型进行稳态和瞬态的安全分析计算。由于核反应堆系统的庞大性和复杂性，因此使用系统级热工水力程序进行离散建模时网格划分较粗，因此难以模拟局部的精细现象，尤其是精细化的三维堆芯功率分布。

2、对于水溶液型核反应堆而言，其是以硝酸铀酰水溶液为核燃料的小功率核反应堆，主要用于生成医用同位素。核燃料以溶液的形式储存于反应堆容器内，燃料溶液可在堆容器内自然循环流动。铀燃料均匀地分布于水中，与慢化剂均匀地混合在一起，使得燃料温度上升时具有很大的负温度系数；同时功率升高会由于气泡反应性反馈引入负的反应性。由于水溶液型核反应堆的特性，导致其内部的功率分布极难在热工水力系统程序中进行模拟，再加上存在不同类型的反应性反馈，进一步加大了功率分布准确模拟的难度。

3、此外，在水溶液型核反应堆的事故工况中，为了对其进行安全保护，需对溶液堆进行抽液停堆保护，该过程中溶液的液位存在下降，而热工水力系统程序内用于模拟热源的热构件无法进行动态变化，导致难以使用系统程序进行水溶液型核反应堆瞬态工况中的功率分布模拟，因此需要开发一种热工水力网格化动态功率分布建模技术，以用于模拟水溶液型核反应堆内的功率分布。

技术实现思路

1、本发明目的在于：针对使用传统热工水力系统程序无法准确模拟水溶液型核反应堆功率分布的问题，提供一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，该方法通过敏感性分析合理划分水溶液型核反应堆的节点化网格，并等效模拟水溶液型核反应堆的溶液自发热效应，随后基于瞬态液位动态计算溶液内的功率分布，实现了使用传统热工水力系统程序准确模拟水溶液型核反应堆功率分布的目的。

2、本发明通过下述技术方案实现：

3、本发明提供了一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，包括：

4、步骤一、将水溶液型核反应堆容器划分为多个同心环型并联通道；

5、步骤二、计算各环型通道内的径向功率分布比例；

6、步骤三、确定稳态工况下溶液的初始液位高度；

7、步骤四、对各环型通道进行轴向网格划分；

8、步骤五、根据确定的节点化网格模型，建立对应的热构件模拟方案；

9、步骤六、确定溶液中各控制体内的初始功率分布；

10、步骤七、在瞬态工况模拟中实时计算溶液液位的值，并判断液位所处的轴向网格位置，根据液位高度实时计算溶液的功率分布。

11、在上述方案中，通过建立反应堆溶液所在容器的节点化网格模型，并等效模拟溶液自发热效应，根据划分的网格方案确定溶液内各网格内的初始功率分布，在瞬态工况模拟中实时计算溶液液位的值，并判断液位所处的轴向网格位置，根据液位高度实时计算溶液的功率分布，实现了使用传统热工水力系统程序准确模拟水溶液型核反应堆功率分布的目的。

12、在一些实施例中，步骤一中反应堆容器径向方向的节点数由敏感性分析确定。

13、在一些实施例中，步骤二是根据三维中子动力学计算水溶液型核反应堆容器内的功率分布，并根据径向节点划分及溶液装料体积比计算各环型通道内的径向功率分布比例。

14、在一些实施例中，步骤三中稳态工况下溶液的初始液位高度是根据水溶液型核反应堆溶液的设计装量以及反应堆容器的几何结构计算确定。

15、在一些实施例中，步骤四中划分轴向网格时，将各环型通道按相同高度进行轴向网格划分，并使得液位处于两个轴向网格交界线上。

16、在一些实施例中，步骤五中建立热构件模拟方案时，使用高热导率低热容的热构件模拟溶液的热源，并设定热构件与溶液的换热系数大于108模拟溶液的自发热效应。

17、在一些实施例中，步骤六中是根据步骤二中确定的径向功率分布，以及根据步骤四中划分的轴向网格计算溶液中各控制体内的功率分布。

18、在一些实施例中，步骤七中先通过将每个控制体内的液相份额与控制体轴向高度相乘计算每个控制体内的液位高度，再通过对所有控制体内的液位高度进行加权平均计算总的溶液液位。

19、在一些实施例中，步骤七中根据液位高度实时计算溶液在各网格中的体积分布，进而根据体积分布实时计算溶液的功率分布。

20、在一些实施例中，步骤七中使用判断逻辑设定液位所在轴向控制体内液位高度低于当前控制体高度1％时将当前控制体功率归零的逻辑。

21、本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

22、1、本发明提出了一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模技术，通过敏感性分析合理划分水溶液型核反应堆的节点化网格，并使用高热导率低热容的热构件等效模拟水溶液型核反应堆的溶液自发热效应，随后基于瞬态液位动态计算溶液内的功率分布，实现了使用传统热工水力系统程序准确模拟水溶液型核反应堆功率分布的目的；

23、2、本发明提出的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模技术能够用于核反应堆燃料为液态的水溶液型核反应堆的瞬态事故工况安全分析，在缺乏相关瞬态分析系统级热工水力程序时使用传统热工水力系统程序实现等效高精度模拟的效果，该建模技术能够基于高精度替代模拟大大推进水溶液型核反应堆的事故安全分析进程，节省开发适用于水溶液型核反应堆瞬态分析系统级热工水力程序的成本和时间，并且无需开展额外试验进行程序验证，达到省时省力的效果。

技术特征：

1.一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，包括：

2.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤一中反应堆容器径向方向的节点数由敏感性分析确定。

3.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤二是根据三维中子动力学计算水溶液型核反应堆容器内的功率分布，并根据径向节点划分及溶液装料体积比计算各环型通道内的径向功率分布比例。

4.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤三中稳态工况下溶液的初始液位高度是根据水溶液型核反应堆溶液的设计装量以及反应堆容器的几何结构计算确定。

5.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤四中划分轴向网格时，将各环型通道按相同高度进行轴向网格划分，并使得液位处于两个轴向网格交界线上。

6.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤五中建立热构件模拟方案时，使用高热导率低热容的热构件模拟溶液的热源，并设定热构件与溶液的换热系数大于108模拟溶液的自发热效应。

7.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤六中是根据步骤二中确定的径向功率分布，以及根据步骤四中划分的轴向网格计算溶液中各控制体内的功率分布。

8.根据权利要求1所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤七中先通过将每个控制体内的液相份额与控制体轴向高度相乘计算每个控制体内的液位高度，再通过对所有控制体内的液位高度进行加权平均计算总的溶液液位。

9.根据权利要求8所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤七中根据液位高度实时计算溶液在各网格中的体积分布，进而根据体积分布实时计算溶液的功率分布。

10.根据权利要求9所述的核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，其特征在于，步骤七中使用判断逻辑设定液位所在轴向控制体内液位高度低于当前控制体高度1％时将当前控制体功率归零的逻辑。

技术总结
本发明公开了一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，包括：将水溶液型核反应堆容器划分为多个同心环型并联通道；计算各环型通道内的径向功率分布比例；确定稳态工况下溶液的初始液位高度；对各环型通道进行轴向网格划分；根据确定的节点化网格模型，建立对应的热构件模拟方案；确定溶液中各控制体内的初始功率分布；在瞬态工况模拟中实时计算溶液液位的值，并判断液位所处的轴向网格位置，根据液位高度实时计算溶液的功率分布。该方法实现了使用传统热工水力系统程序准确模拟水溶液型核反应堆功率分布的目的，这样就可以节省开发适用于水溶液型核反应堆瞬态分析系统级热工水力程序的成本和时间，从而达到省时省力的效果。

技术研发人员：熊青文,黄涛,杜鹏,刘余,邓坚,丁书华,邹子强,张勇
受保护的技术使用者：中国核动力研究设计院
技术研发日：
技术公布日：2024/2/19