一种海洋条件下核反应堆堆芯临界热流密度数值模拟计算方法

本发明属于反应堆安全分析，具体涉及一种海洋条件下核反应堆堆芯临界热流密度数值模拟计算方法。

背景技术：

1、核能作为一种高效、低碳且经济的大规模能源，数十年来广泛应用于核动力航母、核动力潜艇、核动力破冰船、核动力商船及海上浮动式核电站。

2、船用核动力装置与陆基核电厂相比，具有其特殊性。首先，由于舰船的容积和重量受到限制，为了提高舰船的载货量、航速和舰艇的作战性能，要求核动力装置体积小、重量轻、装置布置紧凑。每单位推进马力的重量越小越好，以减少动力回路的重量和体积，充分利用舰船的空间，简化系统设备。其次，动力系统、设备和控制系统能够在摇摆、升潜、震动等恶劣海洋条件下稳定、可靠地工作。舰船长期在海洋中航行，在风浪中纵横摇摆，起伏无常，船体经常发生20°左右的摆动且受(0.5～1)g的震动加速度作用。核动力装置系统、设备联结结构和操纵机构在此工况下应仍能保持稳定、可靠地工作，系统和设备的可靠性应比核电站更高。此外，舰船可能会遭到碰撞、触礁、着火、爆炸等意外事件，因此舰船核动力必须设置有效的安全防护措施，确保安全。

3、目前的核动力舰船基本全部采用压水堆作为动力堆，其结构紧凑，功率密度高，安全性较高，结构简单，坚固耐用，运行性能良好。

4、核动力反应堆在海洋条件下航行，由海洋条件影响所产生的倾斜、摇摆、升潜以及变速平动均会对堆芯流体热工水力特性都有一定的影响。倾斜与摇摆首先会改变系统各个设备的相对高度，将直接影响到系统的循环能力；其次是使蒸汽发生器的水位倾斜，影响传热特性；堆芯通道内空泡分布的改变会影响传热和空泡反应性反馈。升潜会改变系统所处的重力场，摇摆也会使流体对壁面产生冲刷作用，影响压降和换热特性。因此在船用反应堆的设计和运行过程中必须对海洋条件的影响加以考虑。

5、为确保反应堆的安全运行，需要对堆芯流通通道的流动换热特性进行研究，其中，临界热流密度(chf，critical heat flux)是反应堆热工水力设计的重要热工安全准则之一。临界热流密度是核燃料元件表面发生传热恶化时的热通量，是冷却剂流动沸腾机理发生转变的结果。如果反应堆燃料元件表面发生沸腾临界，将会导致燃料元件表面温度过高从而造成包壳烧毁，放射性物质泄露，造成严重的运行事故，直接影响到反应堆的安全运行。由于海洋条件瞬变的外力场使得海洋条件循环运行工况下的反应堆冷却剂流动和传热特性更为复杂，使得海洋条件下的临界热流密度具有不同与静止条件下的特性。

6、目前，有大量研究人员对静止条件下的临界热流密度特性进行了研究，而海洋条件下的临界热流密度研究比较罕见。因此准确预测海洋条件运行工况下的临界热流密度对海洋条件下反应堆的设计和安全分析、对船用反应堆综合性能的提高具有重要意义。

技术实现思路

1、为了解决上述现有技术中存在的问题，本发明的目的在于提供一种海洋条件下核反应堆堆芯临界热流密度数值模拟计算方法，在给定堆芯几何模型和网格后，设置相应热工水力参数，选择并添加海洋条件udf，可以计算海洋条件下核反应堆堆芯临界热流密度。

2、为了达到上述目的，本发明的采用如下技术方案：

3、一种海洋条件下核反应堆堆芯临界热流密度数值模拟计算方法，包括如下步骤：

4、步骤1：建立核反应堆堆芯的几何模型，并进行网格划分，读入堆芯几何模型及网格文件；

5、步骤2：选取计算模型，在欧拉两流体六方程模型的基础上，加入rpi壁面沸腾模型、相间作用模型和标准k-ε湍流模型，此外，为使模型封闭，还引入了一些辅助模型，包括壁面核化密度模型、汽泡脱离直径模型、气泡脱离频率模型和气泡直径模型，并根据计算工况的压力、温度、流速设置相应参数；

6、步骤3：采用添加用户自定义函数udf的方法，来添加所需要的海洋条件附加力，海洋条件具体包括倾斜条件、摇摆条件、升潜条件及以上三种状态相耦合的运动条件，模拟海洋条件下的计算环境；具体步骤如下：首先采用c语言编写udf文件，然后在fluent中读入udf文件，并在fluent中的网格控制单元中勾选源项方程添加选项，最后在相应轴向方向添加udf中自定义的海洋条件附加力。

7、步骤4：进行物性参数设置，根据计算工况设置材料物性参数，因为在临界热流密度的计算过程中，冷却剂涉及液态到气态的两相变化过程，所以对冷却剂物性参数设置采用线性函数关系来表征物性变化，包括密度、比热、导热性、粘度、比焓；

8、步骤5：在fluent中的boundary conditions板块设置边界条件，采用速度进口，压力出口，外壁面为绝热边界条件，棒束加热壁面为热流密度边界条件，壁面处理采用标准壁面函数；

9、步骤6：采用瞬态计算方式，设置计算数据自动保存，保存时间间隔为100个时间步长；

10、步骤7：在fluent中的solution板块添加监测报告，监测对象为棒束加热壁面的平均温度、最高温度、出口平均空泡份额、棒束加热壁面平均空泡份额、棒束加热壁面最高空泡份额，并以实时监测图表形式展现，以便观察各物理量在计算过程中的变化情况；

11、步骤8：在棒束加热壁面设置初始热流密度进行加热，初始值设置为理论值或实验值的30％，观察实时监测图表，待温度上升趋于平缓后提高加热壁面热流密度，热流密度增量为理论值或实验值的5％，待到热流密度接近理论值或实验值时，降低热流密度增量为理论值或实验值的1％；

12、步骤9：重复步骤8不断提高加热壁面热流密度，当监测到加热壁面最高温度发生温度飞升或者加热壁面最大空泡份额大于0.8时，即认为此时发生临界，此时的壁面热流密度即为此工况下的临界热流密度。

13、步骤1中所述的堆芯几何模型采用geometry或者solidworks建模软件进行精准建模，同时区分固液两相，再导入icem对几何模型进行自主化网格划分，采用六面体网格结构划分方式，对棒束即圆柱形几何体进行o型剖分，局部网格加密，并在流体域与固体域交界处添加边界层，边界层具体添加步骤为：选取的湍流模型为标准k-ε湍流模型，设置此模型对应的y+值为30，y+指无量纲化的壁面距离，由计算选用的湍流模型而定，由此y+值计算得到边界层第一壁网格厚度，通过输入流道轴向节点数和增长梯度来改变边界层厚度和疏密情况；设置好边界层能更有效更精准地模拟流道中气液两相以及壁面之间的热流分布和换热情况；这样针对不同的堆芯模型，均通过几何建模和网格划分将其导入到后续的计算之中，具备计算方法的可适应性。

14、步骤2中所述的计算模型分别为欧拉两流体六方程模型，rpi壁面沸腾模型、相间作用模型以及标准k-ε湍流模型；欧拉两流体六方程模型是分别求解每一相的控制方程，并通过辅助方程来求解相界面特性和相间的传热传质过程的一种模型，利用欧拉两流体六方程模型来进行气液两相流数值计算；通过相间作用模型来引入相间参数，包括相界面密度、曳力、升力、壁面润滑力；通过引入rpi壁面沸腾模型来描述沸腾现象，并通过辅助模型封闭，辅助模型包括壁面核化密度模型、汽泡脱离直径模型、气泡脱离频率模型和气泡直径模型。欧拉两流体六方程模型具体包括质量守恒方程、动量守恒方程、能量守恒方程；rpi壁面沸腾模型将换热过程描述为三种换热方式，分别为单相对流热流、蒸发热流、淬灭热流，壁面总热流即为三者之和；湍流模型选用标准k-ε模型。

15、步骤3中，通过导入用户自定义函数udf文件，添加海洋条件附加力，用以模拟包括倾斜、摇摆、升潜以及上述三种海洋条件多相相互耦合的运动条件；方法更加简洁直接，首先先对需要添加的海洋条件进行运动分析，将复杂的海洋条件转化为空间坐标系运动问题，并进行坐标轴方向上的加速度分解，最后整合得到该海洋条件下各方向上的作用力以及加速度场；因为此方法重点在于运动分析和附加力的分解与合成，所以在多运动状态耦合的海洋运动条件上更具优势。

16、步骤6中瞬态计算更利于抓住计算过程中的每一个温度变化，提前设置好自动保存计算数据，以便于在后处理时随时查看各个时刻的计算数据。

17、本发明与现有技术相比，具有如下优点：

18、1、对于步骤2中所述的模型选用，首先两相流在反应堆系统中应用广泛，其数值模拟技术也经历了不断的发展。相比于以往常用的系统程序和子通道程序分析方法，cfd方法可以得到更为精细的流场参数空间分布。两相流模拟方法中包含很多模型例如vof模型、均相流模型、漂移流模型和两流体模型等提高了其计算范围的可适应性，可以满足现在绝大部分核反应堆堆芯的热流密度计算，且得到的结果更为精细。

19、2、步骤3之中所述的用户自定义udf通过修改动量源项的方法在计算中添加海洋条件附加力，在现有的cfd计算软件中并没有关于海洋条件的计算模型，上述模型的分析建立是基于惯性系与非惯性系的开发，相比于添加海洋条件的其他方法例如动网格法等，修改动量源项法更为简洁直接，且在多海洋条件的耦合上更具优势，只需根据需要的海洋条件进行运动分析即可。在更换海洋条件或者耦合海洋条件时，相比于其他方法，修改动量源项法更为便捷，所需工作量更小。