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基于上述方法,本文研制了针对压水堆的数值反应堆高保真物理-热工耦合计算程序NECP-X[13]/CTF,本节将利用VERA基准问题对NECP-X/CTF程序开展验证计算,并定量分析各种热工模型对物理-热工耦合计算结果的影响。
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VERA#7基准题[14]是商业大型压水堆Watts Bar在循环寿期初热态满功率状态下的全堆芯问题,该基准题堆芯布置图如图4所示,包含富集度为2.1%, 2.6%和3.1%的3种燃料组件,除堆芯活性区组件外,还包含了围板、吊篮、中子屏蔽体和压力容器等反射层结构材料,径向反射层结构材料的网格划分如图5所示。VERA #7基准题的运行参数如表1所列,控制棒棒组D的提棒步数为215步,其余控制棒棒组均处于全提状态。
运行参数 数值 冷却剂入口温度/K 565 冷却剂入口质量流量/(kg·s–1) 16 590.936 系统压力/MPa 15.513 3 功率/MW 3 411 控制棒棒组D的棒位/步 215 由于核反应堆的对称性,计算了四分之一堆芯。子通道分析程序模拟了12 828根燃料棒、442根可燃毒物棒、14 072个子通道以及802个导向管通道,活性区轴向划分33层,考虑燃料直接释热到冷却剂的份额为2.6%,为了与其它耦合程序进行对比,采用基于棒层次变量的反馈模型。NECP-X计算特征线宽度取0.03 cm,0~90°采用8个辐角和3个极角,轴向含定位格架的燃料单独划分为一层网格,每层高度为3.866 cm(端部格架)或3.81 cm(中间格架),定位格架之间的燃料均匀划分若干层网格,每层高度约16 cm,非活性区的结构材料包括端塞、压紧弹簧和管座等均采用了显式非均匀化模拟,轴向共划分48层。计算时径向采用257个并行区域,轴向采用8个并行区域,总共采用了2 056个核进行大规模并行计算。子通道程序采用56个核并行计算,根据基准题要求,考虑了平衡氙假设并进行了临界硼搜索。
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收敛后的临界硼浓度为850.5×10–6,与参考临界硼浓度对比如表2所列,参考程序MC21/CTF[4]计算得到的临界硼浓度为854.5×10–6,NECP-X/CTF计算得到的临界硼浓度偏小4.0×10–6。图6给出了NECP-X/CTF耦合程序和MC21/CTF耦合程序计算得到的组件和燃料棒的径向归一化功率。可以发现,与MC21/CTF计算结果相比,NECP-X/CTF计算结果靠近反射层边界的组件功率偏大,靠近堆芯中心的组件功率偏小。组件功率最大相对偏差为1.45%,均方根偏差为0.84%。由NECP-X/CTF轴向积分的燃料棒功率分布结果可知,和MC21/CTF计算相比,最大棒功率均在D-12组件中(4,5)位置处的燃料棒,相对偏差为–0.70%,最小轴向积分棒功率均在靠近反射层边界的C-14组件中(17,17)位置处的燃料棒,相对偏差为–4.04%。图7~9给出了分别采用单通道和子通道进行热工水力计算的冷却剂温度分布及其偏差,由图可见,相比较单通道模型,子通道模型的各个通道温度没有明显的界限,可以看到明显的搅浑现象。因为子通道的径向搅浑效应,子通道模型的高功率组件的冷却剂温度低于单通道模型的结果,子通道模型低功率组件冷却剂温度高于单通道模型的结果,总体上子通道模型的温度更平。两种模型燃料棒层级的出口温度偏差见图9,最大的出口温度相差10.36 K。由于热工对物理的温度反馈效应,两种模型的最大组件功率偏差为0.525 4%,如图7所示。
耦合程序系统 临界硼浓度/10–6 偏差/10–6 MC21/CTF 854.5 – NECP-X/CTF 850.5 –4.0 -
为了进一步分析燃料棒导热模型、燃料棒内功率分布和间隙导热系数对物理-热工耦合计算结果的影响,以堆芯内的单组件为例,给出了各种不同热工模型的耦合计算结果。1/4燃料组件内的燃料棒布置方式如图10所示。其中红色为燃料棒,并给出了每根燃料棒的标号。
(1)燃料棒导热模型
CTF程序中的燃料棒导热模型包括三维导热模型和一维导模型,在利用NECP-X/CTF进行物理-热工耦合计算时,可以分别采用两种导热模型。利用两种模型的燃料组件第25层的燃料棒平均温度的分布及差别如图11所示,燃料棒温度最大差别是–0.07 K,均方根偏差为0.024。需要注意的是,此处给出的是燃料棒均匀温度,并不是燃料棒内部的温度分布,因此可以认为在压水堆堆芯pin-by-pin物理-热工耦合稳态计算时,对于燃料棒均匀温度而言,三维导热模型与一维导热模型的差别可以忽略。
(2)间隙导热模型
物理-热工耦合计算中,另一个比较重要的影响因素是间隙导热模型。在传统两步法堆芯核设计分析方法中,一般会选取5 678 Wm–2K–1作为间隙导热系数的典型值。本文分析了分别利用5 678 Wm–2K–1恒定值和动态导热系数模型的差异,动态导热模型可以根据燃耗、间隙宽度、温度和压力计算获得每根燃料的间隙导热系数。图12给出了堆芯内位置1, 44, 72等几个典型位置燃料棒的燃料温度结果,由于对格架进行了精细建模,而格架影响了中子慢化,并增强了换热,所以燃料棒的轴向温度在格架处出现了明显的下降。由图可见,动态导热模型计算的燃料棒温度总体偏低,但燃料棒最高温度处的燃料温度差别小于5 K。而对于温度相对较低的位置,恒定的间隙导热模型显著高估了燃料温度,更偏保守。这表明5 678 Wm–2K–1恒定值在燃料最高温度处的计算结果精度良好,同时也说明利用动态的导热模型整体上具有更高的计算精度,对于堆芯内的现象研究意义更大,有利于在设计中释放一定的保守裕量。
(3)燃料棒内功率分布模型
为了分析燃料棒的功率分布对计算结果的影响,表3给出了堆芯燃耗初期燃料棒的功率分布,对于同一种燃料棒类型,其功率分布基本一致,因此本文给所有的燃料棒相同的功率分布。图13给出3个典型位置的燃料棒的轴向温度分布与图12一样,温度的轴向分布由于格架的原因出现突降。可以看出,如果考虑燃料内部的功率分布,则燃料棒的平均温度均偏低。其中燃料棒平均温度差别最大的是燃料温度最高的位置,最大偏差为–4.95 K,均方根偏差为4.75 K。由此可见,不考虑燃料棒内部功率分布的计算结果更加保守,精细的计算模型有利于释放设计中的安全裕量。
径向层 功率 径向层 功率 1 0.965 69 6 1.001 08 2 0.971 97 7 1.009 91 3 0.978 59 8 1.019 67 4 0.985 63 9 1.030 33 5 0.992 97 10 1.044 15
High-fidelity Neutronics and Thermal Hydraulics Coupling Method and Its Application
doi: 10.11804/NuclPhysRev.37.2019CNPC73
- Received Date: 2020-03-26
- Rev Recd Date: 2020-05-25
- Available Online: 2020-09-30
- Publish Date: 2020-09-20
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Key words:
- nuclear reactor /
- neutronics and thermal hydraulics coupling /
- pin-by-pin
Abstract: The reactor core phenomena can be simulated and predicted with the high-fidelity neutronics coupled with thermal-hydraulics analysis, and the economic and safety of nuclear reactor could be further improved by using this new simulation tools. This work studied the methods of precise geometry modeling, accurate neutronics calculations and coupling with the pin-by-pin subchannel thermal-hydraulics, and a new high-fidelity neutronics and thermal hydraulics coupling code ENCP-X/CTF are developed. Some sensitivity analysis of the fuel rod heat conductance model, gap conductance model to the coupling results is performed, and the coupling system is applied for the large pressurized-water reactors. The results demonstrate that not only accurate macro parameters could be obtained, but also the detailed pin-level power distribution and temperature distribution could be analyzed.
Citation: | Zhouyu LIU, Liangzhi CAO. High-fidelity Neutronics and Thermal Hydraulics Coupling Method and Its Application[J]. Nuclear Physics Review, 2020, 37(3): 797-803. doi: 10.11804/NuclPhysRev.37.2019CNPC73 |