[發明專利]核反應堆核熱耦合計算方法

有效

• 申請號: 201210575574.2
• 申請日: 2012-12-26
• 公開（公告）號: CN103020468A
• 公開（公告）日: 2013-04-03
• 發明（設計）人: 蔡杰進;劉仕倡
• 申請（專利權）人: 中山大學
• 主分類號: G06F19/00
• 分類號: G06F19/00
• 代理公司: 廣州粵高專利商標代理有限公司 44102
• 代理人: 林麗明

技術領域

本發明涉及核工程領域，更具體地，涉及核反應堆核熱耦合計算方法；具體包括核反應堆核熱耦合計算的數學模型、收斂判定及求解方法。

背景技術

在人類對能源的需求日益增大，和傳統化石能源日益稀缺的形勢下，核能發電近年來越來越受到重視。然而，目前使用最廣泛的反應堆堆型，如壓水堆、沸水堆，由于受制于其較低的熱轉化效率和燃料利用率，以及核事故與核擴散的風險，必須研究設計更先進及安全的新型核能系統，即第四代核能系統。第四代核能系統包括：氣冷快堆系統、鉛合金液態金屬冷卻快堆系統、熔鹽反應堆系統、液態金屬鈉冷卻快堆系統、超高溫氣冷反應堆系統和超臨界水冷反應堆系統。為了提高熱效率，這些新堆型的運行溫度都比較高，慢化劑/冷卻劑運行工況變化較大，功率密度大，具有較強烈的核熱耦合行為。在新型反應堆設計及其穩定性和安全性分析中，核熱耦合研究非常關鍵。

其中，超臨界水堆作為第四代反應堆概念中唯一的水冷堆，具有堆芯結構簡單緊湊、功率密度高、熱效率高等優點，被認為是最有希望實現的第四代反應堆之一。另一方面，超臨界水的物性變化非常劇烈，導致慢化劑和冷卻劑密度分布很不均勻，從而引起堆芯功率的擾動，造成強烈的核熱反饋，使得超臨界水堆的核熱耦合較常規壓水堆復雜得多。

因此，在對例如超臨界水堆等具有強烈核熱耦合行為的新型反應堆進行核熱耦合計算時，傳統的迭代法已經不再適用。目前，國內外在進行核熱耦合計算時主要根據經驗或者通過多次嘗試選擇合適的迭代方法，尚未提出針對核反應堆核熱耦合的數學模型、迭代收斂的判定方法以及不同堆型進行核熱耦合計算時的普遍的求解方法，給反應堆的設計和分析帶來不便。

發明內容

為了克服現有的傳統迭代法在一些具有強烈核熱耦合行為的新型反應堆中不適用的不足，本發明提出了一種核反應堆核熱耦合計算方法，為反應堆的設計和分析提供了便利。

為了實現上述目的，本發明的技術方案為：

一種核反應堆核熱耦合計算方法，構建核反應堆核熱耦合計算的數學模型，求解關于功率分布的不動點方程，從而獲得核熱耦合功率分布；其具體方式為：

S1.設初始的軸向線功率密度分布q₀(i)為平均分布，即P為單棒功率，H為燃料棒軸向加熱長度；

S2.構造含松弛因子λ的迭代函數：