【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及的是一种反应堆控制领域的技术，具体是一种铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法。
技术介绍
1、铅铋冷却快堆的热工水力、中子物理、结构材料、氧化腐蚀之间存在紧密的耦合关系，现有的反应堆数值模拟技术难以解决先进核能系统多物理场耦合模拟难题。一方面，传统的反应堆多物理场耦合工具计算精度不足，如热工水力场的模拟往往使用子通道等近似方法，无法得到精确的流场和温度场分布；另一方面，目前的反应堆多物理场耦合所考虑的物理场并不全面，比如包壳的氧化腐蚀经常在耦合模拟中被忽略掉。以上缺陷会导致模拟结果的可信度不足，在设计时不得不预留大量的安全裕度，降低了反应堆的经济性。
技术实现思路
1、本专利技术针对现有技术无法获得材料腐蚀对核-热-力耦合的影响的不足以及精度低和收敛速度慢的问题，提出一种铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，建立核-热-力-材多物理场耦合关系，使用newton-krylov法直接联立求解，实现更多物理场的耦合模拟，能够精确模拟铅铋冷却快堆在核热力材耦合条件下的中子场、功率场、...
【技术保护点】
1.一种铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征在于，通过建立中子物理、热工水力、位移应变、氧化腐蚀多物理场在反应堆中的耦合关系；通过生成物理计算所需要的截面库并划分耦合计算所使用的网格；在一次非线性迭代计算中，分别使用Newton-Krylov法求解①多群中子扩散方程以得到功率和中子场分布、②热膨胀本构方程以得到位移场和应力场分布、③氧化膜生长-去除方程以得到氧化层厚度分布以及④将计算域的控制方程离散化后联立求解流体的质量、动量、能量守恒方程和固体导热方程以得到流场和温度场分布；将所得结果耦合后，使用有限元方法联立求解、同步收敛，通过Krylov迭代降低非线性迭...
【技术特征摘要】
1.一种铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征在于，通过建立中子物理、热工水力、位移应变、氧化腐蚀多物理场在反应堆中的耦合关系；通过生成物理计算所需要的截面库并划分耦合计算所使用的网格；在一次非线性迭代计算中，分别使用newton-krylov法求解①多群中子扩散方程以得到功率和中子场分布、②热膨胀本构方程以得到位移场和应力场分布、③氧化膜生长-去除方程以得到氧化层厚度分布以及④将计算域的控制方程离散化后联立求解流体的质量、动量、能量守恒方程和固体导热方程以得到流场和温度场分布；将所得结果耦合后，使用有限元方法联立求解、同步收敛，通过krylov迭代降低非线性迭代的残差，直至满足收敛准则，得出核热力材耦合条件下的流场、温度场、中子场、功率场、位移场、应力场、氧化层厚度分布，从而实现铅铋冷却快堆的研究和数值模拟。
2.根据权利要求1所述的铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征是，所述的耦合关系是指：体现，其中：hcorrosion是考虑氧化腐蚀后的包壳-冷却剂对流换热系数，horiginal是未考虑氧化腐蚀的包壳-冷却剂对流换热系数，δoxide是氧化层的厚度，koxide是氧化层的热导率。
3.根据权利要求1所述的铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征是，所述的流体的质量、动量、能量守恒方程是指：是速度矢量，ρ是密度，p是压力，μ是动力粘度，是重力加速度，cp是定压比热容，t是温度，k是热导率。
4.根据权利要求1所述的铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征是，所述的固体导热方程是指：在燃料区域的固体导热方程要在等号右侧加上裂变热源项qf是裂变热，是一次裂变释放的能量，是宏观裂变截面，φg是中子通量。
5.根据权利要求1所述的铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征是，所述的热膨胀本构方程是指：∈th＝α(t-tref)，ε是应变分量，σ是应力分量，μ是泊松比，α是热膨胀系数，e是杨氏模量，γ是剪切应变，τ是剪切应力。
6.根据权利要求1所述的铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征是，所述的有限元方法联立求解是指：将控制方程在有限单元节点上离散化得到离散方程，再将离散方程联立成方程组求解。
7.根据权利要求1所述的铅铋冷却核反应堆核热力材耦合仿真方法，其特征是，所述的多群中子扩散方程是指：vg是g群中子的平均速度；φg是g群中子通量；r是空间；dg是g群中子扩散系数；是g群中子的宏观移出截面；是从g'群中子到g群中子的宏观散射截面；是g群中子瞬发裂变能谱；g是...
【专利技术属性】
技术研发人员：刘晓晶，季旭，张滕飞，何辉，柴翔，熊进标，
申请(专利权)人：上海交通大学，
类型：发明
国别省市：
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