[发明专利]一种核反应堆堆芯棒束通道内硼扩散过程的计算方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆堆芯棒束通道内硼扩散过程的计算方法，计算步骤如下：1、根据实际情况建立核反应堆堆芯棒束通道几何模型，划分子通道并设置入口条件、出口条件、初始条件及边界条件；2、在一个时间步长内使用子通道分析方法计算得到棒束通道内的流场参数3、建立考虑湍流扩散的硼扩散方程并求解，得到硼在核反应堆堆芯棒束通道内的扩散过程参数；4、进行下一个时间步长计算，重复步骤(2)、(3)，直到达到计算时间的要求。本方法可以精确的计算硼在核反应堆堆芯棒束通道内的扩散过程，对核反应堆的设计与安全分析具有重要意义。

技术领域

本发明属于核反应堆安全分析技术领域，具体涉及一种应用于核反应堆堆芯棒束通道内冷却剂中硼扩散过程及硼浓度分布特性的计算方法。

背景技术

在压水反应堆中，硼由于其中子吸收截面较大，作为溶质溶解在水中可以用于调节堆芯反应性，进而调节堆芯功率，是压水堆的重要组成部分。在核反应堆启动阶段，稀释堆芯硼浓度就是一个非常重要的步骤。在堆芯硼浓度稀释的过程中，必然会导致堆芯硼浓度分布不均匀，然而由于核反应堆内各部分硼浓度难以监测，在硼稀释过程中的不当操作可能导致核反应性瞬态事故或堆芯局部功率过大而导致的堆芯损毁事故。因此，进行核反应堆堆芯硼浓度稀释过程的模拟分析对其设计和运行具有十分重要的意义。

目前，学界对核反应堆安全分析的方法一般有三种：1.系统分析，如RELAP5程序，TRACE程序等一维系统分析程序；2.计算流体动力学(CFD)模拟，如ANSYS Fluent软件等；3.子通道分析程序，如COBRA 程序等。其中，一维系统分析程序无法对核反应堆堆芯棒束通道内横向通道内冷却剂流动换热现象进行分析计算；CFD方法建模复杂，瞬态计算耗时长，两相流模型不完善，用于核反应堆安全分析有较大局限性；子通道分析方法建模较简单，对计算要求低，可以实现核反应堆堆芯棒束通道内(准)三维热工水力计算，是一种重要的核反应堆安全分析方法。

现有的子通道分析程序在进行硼扩散过程计算时，只考虑了各控制体间由于对流导致的硼输运过程。这种简单的输运模型只适用于计算层流条件下溶质的输运扩散。在核反应堆正常运行阶段，一般堆芯棒束通道内冷却剂流速较大，呈现湍流特征，这种情况下溶质湍流扩散现象非常明显。而且湍流扩散主要影响堆芯棒束通道内冷却剂溶质横向输运过程，这一过程对硼浓度在堆芯棒束通道内均匀分布非常重要。因此，现有的子通道分析方法在复杂的湍流流动条件下并不能准确计算硼溶质在各个棒束通道内的实际扩散过程。

2011年Ozdemir对核反应堆LOCA事故下可能发生的冷却剂稀释事故基于商用子通道程序COBRA‐TF建立了子通道硼扩散模型，使用子通道程序对堆芯棒束通道内硼浓度分布变化过程进行计算模拟。基于子通道坐标系，硼扩散方程表示如下：

上式中：

c_b——硼质量分数，ppm；

A——子通道截面积，m²；

v_f——流体轴向流速，m/s；

w_f——流体横向流速，m/s；

L_g——横向流面积，m²。

以上方程按图2所示控制体分布进行方程离散如下：

上式中：

e_ik——用于判定横向流动方向的函数；

k——与i通道相邻的通道轴向编号；

A——流通面积，m²；

ΔX——轴向控制体长度，m；

ρ——冷却剂密度，kg/m²；