一种超临界水堆组件截面拟合方法
【技术领域】
[0001] 本发明涉及核反应堆堆芯计算领域，具体地，涉及一种超临界水堆组件截面拟合 方法。
【背景技术】
[0002] 超临界水堆（SCWR)的运行工况在水的热力学临界点（374°C，22.IMPa)以上，系统 热效率高，经济性好。区别于压水堆（PWR)，SCWR燃料组件中慢化剂和冷却剂分流，二者的 密度变化范围差别较大。利用组件中子学程序执行组件截面计算时，需要在输入文件中分 别描述慢化剂和冷却剂，进行各种状态下的组件计算。相比于PWR组件参数计算，SCWR组 件参数计算组合方案需要额外考虑冷却剂分支计算。
[0003] 组件计算获得的各种工况下的组件截面参数不能直接用于堆芯计算，需要进行拟 合处理。与PWR不同，SCWR堆芯中冷却剂和慢化剂分流且密度变化范围较大，冷却剂流程 方案也常采用多流程设计。SCWR组件截面拟合方法需要具备拟合不同冷却剂和慢化剂参数 下少群截面的能力，同时能够区分考虑SCWR各流程冷却剂和慢化剂截面参数。
[0004] 现有技术中，PWR组件截面拟合方法得到广泛应用。PWR组件截面拟合方法中，组 件宏观截面包括基态分量、慢化剂截面分量、燃料截面分量和控制棒状态截面分量。采用关 于温度变化的接口参数计算慢化剂和燃料的截面分量，即慢化剂截面分量、燃料截面分量 用温度来拟合，因此称为慢化剂温度截面分量和燃料温度截面分量。在对组件截面进行拟 合处理时，采用关于温度和燃耗变量的高阶拟合方法。
[0005] 而对于SCWR堆芯，首先，慢化剂和冷却剂分流，必须考虑冷却剂参数对组件截面 的影响；其次，SCWR堆芯冷却剂入口温度为280°C，出口温度高达500°C，冷却剂入口温度与 出口温度相差很大，冷却剂密度在拟临界区变化剧烈，若对冷却剂截面分量仍采用温度变 化接口参数插值，温度微小扰动将可能引起冷却剂密度的剧烈变化，显著改变中子截面参 数，进而导致核热耦合计算无法收敛；再次，SCWR堆芯冷却剂入口与出口温度相差大、冷却 剂密度变化剧烈，若对组件截面进行拟合处理时，仍采用关于温度和燃耗变量的高阶拟合 方法，将导致核热反馈后的截面计算精度较低，甚至导致核热耦合计算无法收敛。因此，现 有得到广泛应用的PWR组件截面拟合方法不再适用于SCWR。
【发明内容】
[0006] 本发明的目的就在于克服上述现有技术的缺点和不足，提供一种超临界水堆组件 截面拟合方法，为超临界水堆堆芯计算提供适用的组件截面拟合参数。
[0007] 本发明解决上述问题所采用的技术方案是： 一种超临界水堆组件截面拟合方法，建立超临界水堆组件截面拟合模型，利用超临界 水堆组件截面拟合模型进行超临界水堆组件截面参数拟合。
[0008] 作为本发明的进一步改进，所述超临界水堆组件截面拟合模型为： Σ (Bu)=Σ,(Βπ)+ΔΣε(ρε,Βπ)+ΔΣη( p n, Bu) +ΔXf(Tf,Bu) +AXrod(Bu) (1)， 式中，Σ(Bu)为超临界水堆组件宏观截面；Σb (Bu)为基态分量；ΔΣ。（p。，Bu)为冷却 剂截面分量；ΑΣ" (p"，Bu)为慢化剂截面分量；ΔΣf (Tf，Bu)为燃料截面分量；ΔΣ(Bu) 为控制棒状态截面分量；Bu代表燃耗状态参数，代表慢化剂密度，Ρ。代表冷却剂密度， Tf代表燃料温度； 所述冷却剂截面分量由冷却剂密度P。与燃耗状态参数Bu拟合得出； 所述慢化剂截面分量由慢化剂密度Pm与燃耗状态参数Bu拟合得出。
[0009] 进一步，所述慢化剂截面分量ΔΣ^ρ^,Β?!)采用关于慢化剂密度和燃耗状态 参数Bu的分段插值方法进行拟合，拟合出慢化剂截面分量与燃耗状态参数Bu和慢化剂密 度P"的关系。
[0010] 进一步，采用分段插值方法拟合出的慢化剂截面分量为：
式中，ΔΣ^ρ^,Βιι)表征慢化剂截面分量，表征慢化剂密度，Bu表征燃耗状态参 数，Cl]表征慢化剂截面分量关于燃耗状态参数的插值系数。
[0011] 进一步，所述冷却剂截面分量△Σ^ρ^Βι!)采用关于冷却剂密度P。和燃耗状态 参数Bu的分段插值方法进行拟合，拟合出冷却剂截面分量与燃耗状态参数Bu和冷却剂密 度P。的关系。
[0012] 进一步，采用分段插值方法拟合出的冷却剂截面分量表示为：
式中，ΔΣ^ΡμΒιι)表征冷却剂截面分量，P。表征冷却剂密度，Bu表征燃耗状态参 数，L表征冷却剂截面分量关于燃耗状态参数的插值系数。
[0013] 综上，本发明的有益效果是：本发明通过建立超临界水堆组件截面拟合模型，在该 模型中采用关于密度和燃耗状态参数的分段插值方法来拟合冷却剂截面分量、慢化剂截面 分量，实现了超临界水堆组件截面参数拟合，解决了现有组件截面拟合方法不再适用于超 临界水堆的问题，且获得了较高的核热反馈后截面计算精度，可为超临界水堆堆芯中子学 计算提供适用的组件截面拟合参数。
【附图说明】
[0014] 图1是超临界水堆堆芯冷却剂的密度和比热随温度变化的曲线图。
【具体实施方式】
[0015] 超临界水堆堆芯冷却剂入口温度为280°C，出口温度高达500°C，冷却剂入口温度 与出口温度相差很大，冷却剂密度在拟临界区（拟临界点附近的区域）变化剧烈，对于SCWR 设计压力25MPa，其拟临界区在380摄氏度附近。如图1所示，在380°C附近，冷却剂密度发 生剧烈变化。温度微小扰动将可能引起冷却剂密度的剧烈变化，显著改变核热变化即中子 截面参数。图1中，横坐标为温度；左边纵坐标为密度，右边纵坐标为比热，实线代表冷却 剂密度，虚线代表比热。
[0016] 因此，若沿用PWR组件截面拟合方法，即采用温度来拟合冷却剂的截面分量，采用 关于温度和燃耗状态参数的高阶拟合方法进行冷却剂截面拟合处理，将导致核热反馈后的 截面计算精度较低，甚至导致核热耦合计算无法收敛。为此，本发明提供了一种超临界水堆 组件截面拟合方法。下面结合实施例对本发明作进一步地的详细说明，但本发明的实施方 式不限于此。
[0017] 实施例1 : 一种超临界水堆组件截面拟合方法，建立超临界水堆组件截面拟合模型，利用超临界 水堆组件截面拟合模型进行超临界水堆组件截面参数拟合。
[0018] 在进行组件截面参数拟合时，组件状态参量的变化对组件宏观截面的贡献用宏观 截面分量ΔΣ^来表示，x代表一种反应，该反应可以是输运、吸收、散射、裂变等中的任一种 反应类型，某反应X的宏观截面就等于各分量之和：
上式中，Σ丨是组件宏观截面；是基态分量，表征在参考慢化剂密度、冷却剂密度、燃 料温度下，实际燃耗深度的截面值；g表示能群号，X可表示输运、吸收、散射、裂变等反应类 型。
[0019] 公式Σ>Σ〖 可以具体表示为： Σ(Bu) =Σ,(Βπ) +ΔΣε(ρε,Βπ) +ΔΣη(pn,Bu) +ΔXf(Tf,Bu) +AXrod(Bu) (1), 式（1)即为超临界水堆组件截面拟合模型，式（1)中，Σ(Bu)为超临界水堆组件宏观 截面；Sb(Bu)为基态分量，也即Σ〖；ΔΣ^ΡμΒιι)为冷却剂截面分量；ΔΣ^ρ^,Βιι)为慢 化剂截面分量；ΔΣ,(Tf，Bu)为燃料截面分量；ΔX"d(Bu)为