(19)国家知识产权局 (12)发明 专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请 号 202211352166.0 (22)申请日 2022.10.31 (71)申请人 西安交通大 学 地址 710049 陕西省西安市碑林区咸宁西 路28号 (72)发明人 巫英伟　岳智瑛　贺亚男　章静　 田文喜　苏光辉　秋穗正　 (74)专利代理 机构 西安智大知识产权代理事务 所 61215 专利代理师 何会侠 (51)Int.Cl. G06F 30/20(2020.01) G06F 119/02(2020.01) (54)发明名称 一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性 能耦合分析方法 (57)摘要 本发明公开了一种核反应堆中子物理 ‑热工 水力‑燃料性能耦合分析方法， 能够将非基于多 物理场框架开发的中子物理程序和热工水力程 序集成到框架中， 实现其在 多物理场框架驱动下 的物理‑热工耦合计算。 步骤如下： 1、 在中子物理 程序、 热工水力程序和燃料性能分析程序中分别 进行建模； 2、 进行中子物理输运计算， 并将中子 物理参数传递给燃料性能分析程序； 3、 进行燃料 性能分析计算， 将燃料形变和热流密度传递给热 工水力程序； 4、 进行热工 水力计算； 5、 重复步骤2 至步骤4， 直至当前时刻的计算结果收敛； 6、 到达 指定时刻后进行中子物理燃耗计算， 更新中子物 理程序的材料文件； 7、 重复步骤2到步骤6， 直到 完成规定时间内的耦合计算。 权利要求书1页 说明书4页 附图1页 CN 115544804 A 2022.12.30 CN 115544804 A 1.一种核反应堆中子物理 ‑热工水力 ‑燃料性能耦合分析方法， 其特征在于： 能够实现 中子物理程序、 热工水力程序和燃料性能分析程序的耦合计算， 具体包括以下步骤： 步骤1： 根据核反应堆燃料组件的构成和布置方式， 在中子物理程序、 热工水力程序和 燃料性能分析程序中分别进行建模， 设置热工水力程序和燃料性能分析程序的计算时刻集 合为{Tn}， n＝0,1,2,3 …， 中子物理程序燃耗计算的时刻集合为{Tm}， m＝1,2,3 …， 其中{Tm} 中的时刻为热工水力程序、 燃料性能分析程序和中子物理程序燃耗计算的公共时刻， 也即 满足{Tm}是{Tn}的子集； 为了得到精确的燃耗信息， 需要在中子物理程序的材料文件中的每 一个燃料栅元创建对应的燃料 材料； 步骤2： 在Tn时刻， 从中子物理程序的材料文件中获取铀原 子的密度， 使用中子物理程序 进行中子物理输运计算， 得到核反应堆堆芯的功率分布和快中子通量， 并将这两个参数和 铀原子密度传递给燃料性能分析程序； 步骤3： 使用燃料性 能分析程序利用接收到的功率分布、 快中子通量和铀原子密度进行 燃料的导热和力学性能求解， 得到燃料的形变和边界上的热流密度并传递给热工水力程 序； 步骤:4： 使用热工水力程序对冷却剂区域进行求解， 将得到的冷却剂温度和密度传递 给中子物理程序， 同时将燃料分析程序中的燃料温度和密度传递到中子物理程序中， 用于 下一次的中子物理输运计算； 步骤5： 重复执行步骤2 至步骤4， 直至Tn时刻的计算结果收敛， 收敛准则为局部功率的最 大相对变化 值小于0.001， 判断公式如下： 其中 表示Tn时刻第i个控制体内的功率值， 表示Tn‑1时刻第i个控制体内的功率 值； 步骤6： 更新时间为Tn+1， 当Tn+1＝Tm时， 使用中子物理程序进行一个时间步长的燃耗计 算， 得到核反应堆运行一个燃耗步后每个燃料栅元中的铀原子密度， 将燃耗计算后的材料 信息导出到材 料文件中， 并更新燃耗计算的时刻为Tm＝Tm+1； 否则进入步骤7； 步骤7： 重复步骤2到步骤6， 直到完成规定时间内的中子物理 ‑热工水力 ‑燃料性能耦合 计算， 得到核反应堆 运行一段时间后的热工水力和燃料性能安全参数。权　利　要　求　书 1/1 页 2 CN 115544804 A 2一种核反 应堆中子物理 ‑热工水力‑燃料性能耦合分析方 法 技术领域 [0001]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中子物 理‑热工水力 ‑燃料性能耦合分析 方法。 背景技术 [0002]核反应堆堆芯是一个中子物理、 热工水力、 辐照和力学等多个物理场之间存在强 烈耦合作用的系统。 在一个核反应堆堆芯中， 功率分布会影响热工水力参数如冷却剂和燃 料的温度和密度等参数， 这些参数在变化之后又会影响材料的截面， 进而影响功 率的分布。 同时， 由于核反应堆中高温、 高中子通量的环境会使 得材料产生应力集中等问题， 严重的甚 至会使得燃料发生失效， 引起核反应堆的事故。 为此， 需要开展核反应堆堆芯的中子物理 ‑ 热工水力 ‑燃料性能耦合计算， 分析核反应堆在运行期间的行为， 为反应堆的安全分析提供 依据。 [0003]为了能对核反应堆中的真实现象进行模拟， 国内外学者针对核反应堆中子物理 ‑ 热工水力 ‑燃料性能计算开展了大量的研究， 但是这些研究中多采用了一定的假设， 如采用 功率因子对核反应堆堆芯功 率分布进 行近似、 在燃耗计算中仅考虑铀235的裂变等。 这些近 似忽略了中子物理、 热工水力和燃料性能之间的耦合作用， 也忽略了铀238对于核反应堆产 生能量的贡献， 会导 致计算产生 一定的误差， 影响耦合计算的精度。 发明内容 [0004]为了解决上述现有技术存在的问题， 本发明的目的在于提出一种核反应堆中子物 理‑热工水力 ‑燃料性能耦合分析方法， 该方法能够实现中子物理程序、 热工水力程序和燃 料性能分析程序的耦合计算。 [0005]为达到上述目的， 本发明采用了如下技 术方案： [0006]一种核反应堆中子物理 ‑热工水力 ‑燃料性能耦合分析方法， 能够实现中子物理程 序和热工水力程序在多物理场框架驱动下的物理 ‑热工耦合计算， 包括如下步骤： 步骤1： 根 据核反应堆燃料组件的构成和布置方式， 在中子物理程序、 热工水力程序和燃料性能分析 程序中分别进行建模， 设置热工水力程序和燃料性能分析程序的计算时刻 集合为{Tn}， n＝ 0,1,2,3…， 中子物理程序燃耗计 算的时刻集合为{Tm}， m＝1,2,3 …， 其中{Tm}中的时刻为热 工水力程序、 燃料性能分析程序和中子物理程序燃耗计 算的公共时刻， 也即满足{Tm}是{Tn} 的子集为了得到精确的燃耗信息， 需要在中子物理程序的材料文件中的每一个燃料栅元创 建对应的燃料 材料； [0007]步骤2： 在Tn时刻， 从中子物理程序的材料文件中获取铀原子的密度， 使用中子物 理程序进行中子物理输运计算， 得到核反应堆堆芯的功率分布和快中子通量， 并将这两个 参数和铀原子密度传递给燃料性能分析程序； [0008]步骤3： 使用燃料性能分析程序利用接收到的功率分布、 快中子通量和铀原子密度 进行燃料的导热和力学性能求解， 得到燃料的形变和边界上的热流密度并传递给热工水力说　明　书 1/4 页 3 CN 115544804 A 3