核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究.pdf
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1、第58 卷第2 期2024年2 月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol.58,No.2Feb.2024核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究巫英伟,贺亚男*,章静,田文喜,苏光辉,秋穗正(西安交通大学核科学与技术学院,陕西省先进核能技术重点实验室,陕西西安7 10 0 49)摘要:核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核
2、反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可
3、为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。关键词:多物理场;有限元;系统分析;子通道;燃料性能中图分类号:TL333doi:10.7538/yzk.2024.youxian.0032Finite Element Based Multi-dimension and Multi-physics CouplingWU Yingwei,HE Yanan*,ZHANG Jing,TIAN Wenxi,SU Guanghui,QIU Suizheng(School of Nuclear Science and Technology,Shaanzi Provincial Key Lab
4、oratoryof Advanced Nuclear Energy Technology,Xian Jiaotong University,Xian 710049,China)Abstract:The nuclear reactor system is complex and the operating environment isharsh,resulting in the complex phenomena of multi-physics coupling.The multi-physics coupling codes developed in the early stage show
5、s limitations on codes scalabili-ty and generality.Therefore,it is of great significance to build a multi-physics couplingframework and conduct research on key technologies in coupling problems,which mayaccelerate the development process of autonomous multi-physics coupling platform inChina.In this
6、paper,the multi-dimensional and multi-physics coupling finite element文献标志码:AAnalysis for Nuclear Reactor System文章编号:10 0 0-6 9 31(2 0 2 4)0 2-0 2 57-15收稿日期:2 0 2 4-0 1-18;修回日期:2 0 2 4-0 1-2 5基金项目:国家自然科学基金(U23B2068)*通信作者:贺亚男258analysis platform for nuclear reactor developed by XJTU-NuTHeL was introdu
7、ced.Themain work consisted of the development of thermal-hydraulic model,the research of fuelperformance analysis technology and the establishment of multi-physics coupling frame-work.In terms of thermal-hydraulic calculation,XJTU-NuTHeL conducted a series ofstudies on pressurized water reactors and
8、 advanced reactors grounded in the advancedmulti-physics coupling framework,and developed the nuclear reactor system safetyanalysis code,NUSAC.In addition,a subchannel analysis model tailored for liquid met-al fast reactors was established,and the fully coupled subchannel transient analysiscode,FLAR
9、E,was developed.NUSAC and FLARE were then verified against relevantcodes and experimental data.In the realm of fuel performance analysis,considering thewide application of finite element method in solid mechanics and its versatile modelingcapabilities,XJTU-NuTHeL developed a fuel performance analysi
10、s code,BEEs,basedon finite element method.The code could not only conduct multi-physics coupling analy-sis for traditional rod fuels under steady and transient conditions,but also extends itsapplicability to accident tolerant fuels and other fuels with diverse geometric shapes.This paper focused on
11、the study and analysis of coated particle dispersed fuel and platetype fuel.The multi-scale simulation results of coated particle dispersed fuels,as wellas the thermomechanical and corrosion behavior of plate type fuels were shown.In thecontext of multi-physics coupling analysis,the efficiency and a
12、ccuracy of different meshgrid mapping schemes were studied and a multi-physics coupling framework was estab-lished.An example of the framework was then presented,showcasing the integration ofthe fuel performance code BEEs,the Monte Carlo neutron physics code OpenMC,andreactor system safety analysis
13、code NUSAC.The keys parameters of mechanics,thermal-hydraulic and neutronics were obtained and analyzed through the couplingdifferent codes.The multi-dimensional and multi-physics coupling finite element analy-sis platform built in this paper can provide a strong support for the high-fidelitynumeric
14、al simulation of nuclear reactor multi-scale and multi-physics coupling.Key words:multi-physics;finite element;system analysis;subchannel;fuel performance核能作为一种清洁、高效的能源形式,对满足人类不断增长的能源需求发挥着重要作用。核能技术的发展与安全运行密不可分,这需要对核反应堆进行深入的研究和精确的分析。核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象,其涉及的物理过程涵盖了中子输运、热传导、燃料性能演变、冷却剂流动换热等诸多方
15、面,这导致反应堆安全运行面临诸多挑战性难题。采用多物理场耦合分析方法解决此类问题可提高核反应堆运行的安全性和经济性。多物理场耦合分析方法通常采用高保真数值计算模型及先进求解技术,结合不同物理学模型,将各种物理过程和空间尺度进行有效耦原子能科学技术第58 卷合,并依托超算平台及大规模并行技术,构建多物理场耦合分析平台,以全面、系统地模拟核反应堆的行为。在过去十几年里,多物理场耦合分析方法在核工程领域取得了显著进展,并被广泛用于预测和模拟复杂系统的行为。美国开展了 CASLI、NE A M S 2 和NRC-CRAB计划 3,搭建了VERAL4和CRAB等堆芯多物理场耦合计算的软件集成平台;欧洲以
16、SALOME为基础建立了堆芯多物理场耦合计算体系S;韩国则建立了DeCART-MATRA软件包以实现多物理场耦合的计算 6。国内方面,各科研院所与高校展开合作,开展了多物理场耦合高保真数值反应堆研发工作。中国原子能科学研究院、中国科学院与北京科技大学建立了数值反第2 期应堆原型系统 CVR(China Virtual Reactor)7),北京应用物理与计算数学研究所同上海核工程研究设计院、西安交通大学针对国和一号(CAP1400)建立了数值反应堆 8。中国核动力研究设计院同哈尔滨工程大学同样也开展了相关工作 9。有限元方法作为广泛应用于各个工程技术领域的数值分析方法,在固体导热、弹塑性力学、
17、失稳变形、热工水力、裂纹扩展等复杂现象的数值模拟分析具有一定的优势。因此,不少机构基于有限元方法开发了燃料性能分析程序,如美国的BISONL101和FALCONL11、阿根廷的DIONISIOL121、法国的ALCYONEL131以及韩国的PRIMEL141等。除此之外,也有不少学者在商用有限元程序COMSOL和ABAQUS等的基础上进行二次开发,实现对燃料性能的模拟 15-17。有限元分析凭借其灵活的建模、准确的数值求解等优势,将会是未来燃料性能分析的研究趋势,因此其在各多物理场耦合框架中也作为主流的分析工具。传统系统分析程序与子通道程序框架固定、缺乏灵活的程序架构以及先进的数值算法和物理模
18、型,而先进的多物理场耦合平台可以实现各物理模型的灵活植人,充分发挥多物理场耦合的优势,可弥补传统分析程序在软件结构及算法上的不足。因此,搭建多物理场耦合平台,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台的开发进程具有重要意义。西安交通大学核反应堆热工水力研究室(Nuclear THermal-hydraulic Laboratory,XJTU-NuTHeL)结合多物理场耦合平台与有限元方法的优势,开展了高保真模拟工具的开发,包括系统分析程序NUSAC(Nuclear SystemAnal-ysisCode)和子通道分析程序FLARE(Fu l l y-coupled tr
19、ansient code for Liquid-metal-cooledAdvancedREactor)18-19、针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs20-221,并构建了基于有限元方法的多物理场耦合模拟体系 2 3,实现了堆内关键现象的精细分析。物理场耦合平台所进行的热工流体计算模型的本文旨在介绍 XJTU-NuTHeL为建立多开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦巫英伟等:核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究pgD2,TPSPGgVd)=0a(pu)2puu+卫+Lpululat之0g+D。2auu+染+g+t+pupulul,TSUPGgV)=0D2(pH)+2uHato
20、puaTd,tsurGgVv)=0259合框架的建立等工作,为核反应堆多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有益参考。1热工流体计算模型开发核反应堆热工水力分析是核反应堆设计、安审、运行的重要组成部分,因此热工流体的精确计算对于核能的发展具有重要意义。单相及两相流动是核反应堆正常运行和瞬态工况下非常重要的物理现象,准确模拟流动现象是核反应堆系统分析程序的关键。针对不同的尺度,堆芯热工水力分析可分为系统安全分析和子通道分析两种。随着数值计算方法和多物理场耦合平台的发展,开发模块化、更高精度的热工水力成为国际热点,如RELAP724、SA M L2 5、MOLTRES26。相较而言,当前国内在高
21、阶、高精度、高保真的热工水力分析程序开发方面研究较少。XJTU-NuTHeL采用高精度间断有限元方法实现了单相及两相物理模型计算,开发了核反应堆系统安全分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE。1.1核反应堆系统两相流分析模型开发在核反应堆系统流动传热模拟中,XJTU-NuTHeL基于先进多物理场耦合框架针对压水堆和先进反应堆开展了一系列研究,开发了核反应堆系统安全分析程序NUSAC。在单相流模型中,NUSAC采用高阶连续伽辽金有限元离散和 SUPG(Streamline-Upwind-Petrov-Galerkin)与PSPG(Pressure Stabilizing-Petrov Ga
22、lerkin)稳定性算法处理了不可压缩流体流动数值不稳定性问题2 7。其中单相流守恒方程为:(ee+(pu),)(+a禁+染+(atatqululT+pcpat(1)260式中:p、t、u、p、T 和分别为密度、时间、流速、压力、温度和轴位置;山为形函数;圆括号(F,y)代表函数F在求解域内的积分离散;g、和D。分别为重力加速度、阻力系数和水力直径;TPSPG和 tSUPG分别为与扰动相关的稳定系数;H、c,和q分别为流体的恰、比定压热容和体积释热率。在两相流模型中,NUSAC采用了一维两流体六方程模型和经过广泛验证的与RELAP5相同的本构模型,其中两相流守恒方程为:(ipl)+a(ipiu
23、)2+F)=0at(2(ap)+2(apeu)-Fas)=0ataul+puau1+11piatF+Fw.I+Ig(ui-ui),d)=0Qus+gpgugxgpgatFi+Fw.g-Ii.g(ui-ug),y)=0(a(ipiel)+a(apiuel)at力a(iui)2 Qw.l Q.+Fi.ghi+whi,y)=0a(agPgeg)+(agPgugeg)ata(gug)力Qw.g-Qi.g+Ii.ghi+Fwh,d)0式中:下标1、g、i、W 分别代表液相、汽相、汽-液交界面、壁面;和I分别为空泡份额和单位体积相变流量;F、e、Q 分别为阻力、比内能和热源;h*和h分别为流体与壁面传质的
24、相恰和流体与相间传质的相恰。同时,在两相流数值方法中,NUSAC引人间断重构伽辽金数值离散方法和Roe-type对流项数值算法实现了高阶空间离散格式,显著减小了两相流的数值扩散。在单相和两相流数值求解过程中,NUSAC通过自动微分方法形成雅可比矩阵,缩短了程序开发周期,避免了人为错误构建雅可比矩阵引人的误差 18。此外,原子能科学技术第58 卷NUSAC采用了 PJFNK(Preconditioned JacobianFree Newton-Krylov)全耦合求解方法,在保证精度的同时提高了JFNK方法的收敛性 19 XJTU-NuTHeL通过一系列国际通用的两相流测试基准题对NUSAC进行
25、了广泛而全面的验证。通过水龙头问题验证了两相流方程的正确性,如图1所示。在此基础上,NUSAC模拟了Bartolomei实验的若干组工况 2 8,并与实验值和RELAP5计算值进行了对比,如图2所示,验证了NUSAC处理两相过冷沸腾工况的能力。NUSAC通过模拟FRIGG实验,验证了NUSAC处理饱和沸腾工况的能力,如图3所示。过冷沸腾工况和饱和沸腾工况含有大量本构关系式,如汽-液界面阻力、汽-液界面传热ipig-等,通过这两个基准实验也验证了NUSAC本构模型植人的正确性。0.6理论值NUSAC31+力atag+力at稳态0.40.75s0.5s0.25s0.20图1水龙头问题验证 19 F
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