[发明专利]一种核反应堆堆芯物理与热工耦合的模拟方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆堆芯物理与热工耦合的模拟方法，首先采用Fluent前处理软件建立计算域非结构化网格模型，随后将网格模型导入Fluent中建立算例；采用Fluent软件的用户自定义函数功能提取Fluent算例中的网格信息及流场数据，自动生成MCNP5计算所需的输入文件；借助Fluent的用户自定义函数功能控制MCNP5完成中子物理场的计算，解析其输出文件，提取核燃料区的裂变功率数据；将裂变功率传入Fluent软件中并执行计算；当Fluent计算初步收敛后，使用其用户自定义函数重新生成MCNP5输入文件,再次调用MCNP5计算裂变功率数据并传递给Fluent；重复以上步骤直至Fluent最终收敛。本发明可以方便的实现物理热工耦合，为数值反应堆的研究奠定了基础。

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堆芯物理与热工耦合的模拟方法。

背景技术

反应堆中子物理场与冷却剂流场是相互依赖、相互制约的。在反应堆实际运行过程中，当反应堆功率变化时，堆芯温度及其分布也要发生变化，从而引起燃料温度、慢化剂密度、中子截面和可溶解硼溶解度的变化。这些参数的变化均将导致堆芯有效增值因子的变化，进而作用于堆芯功率。由于中子物理场和冷却剂热工水力流场存在显著的时间尺度、空间维度上的差异，且这种反馈具有显著的非线性特征，在早期的分析中被迫引入人为假设，将两类物理场的解耦单独进行分析。

随着核反应堆理论研究的不断深入和计算机性能的迅速提升，进行多物理场耦合仿真、消除早期反应堆设计分析中引入的近似与误差逐渐变得现实可行。自2010年美国能源部提出数值反应堆计划以来，研究人员不断尝试用各种方法对反应堆内中子物理场与流场的物理热工耦合现象进行分析。

其中基于有限体积理论与随机输运理论的耦合被视为精度最高的方法，有望彻底解决反应堆内的物理热工耦合问题。由于随机输运方法通常采用构造实体方法刻画计算域，这与有限理论采用的非结构网格有着本质差异，这一差异导致两类程序间的控制体很难一致、程序间数据传递困难。具体而言表现在两方面：控制体分割困难，在对计算域划分控制体时需要兼顾到另一程序的控制划分方法，需要引入大量附加操作；数据映射困难，需要针对计算域的具体情况，设计将要交换的数据的结构。

发明内容

为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种核反应堆堆芯物理与热工耦合的模拟方法，降低耦合建模难度，为实现高精度的物理热工耦合分析提供了基础。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆堆芯物理与热工耦合的模拟方法，基于蒙特卡罗中子输运程序与计算流体动力学程序耦合，包括如下步骤：

步骤1：针对核反应堆燃料组件结构，依次采用计算流体动力学程序中的前处理软件即几何建模软件和网格划分软件分别建立燃料组件的几何模型和网格模型，其中网格模型需为全六面体；

步骤2：将步骤1中的网格模型导入到计算流体动力学程序中，根据软件使用说明书对计算流体动力学程序进行设置；在设置监视器时，设置监视器监测计算域最高温度，用作后续计算收敛的判定依据；采用计算流体动力学程序用户自定函数对燃料区能量方程增加源项；

步骤3：利用计算流体动力学程序的用户自定函数，提取计算流体动力学程序模型中的网格及流场参数，生成蒙特卡罗中子输运程序计算所需输入文件，具体分为以下步骤：

步骤3-1：利用计算流体动力学程序的用户自定义函数遍历计算流体动力学程序算例中的网格模型，获取各网格单元的编号、几何中心坐标、体积、材料密度、温度、各侧面中心点坐标及其面法向量；

步骤3-2：利用步骤3-1中获得的网格单元各侧面中心点坐标及面法向量构建平面方程，利用这些平面方程在蒙特卡罗中子输运程序的输入文件中重构对应网格单元；