[发明专利]核反应堆核热耦合计算方法

说明书

技术领域

本发明涉及核工程领域，更具体地，涉及核反应堆核热耦合计算方法；具体包括核反应堆核热耦合计算的数学模型、收敛判定及求解方法。

背景技术

在人类对能源的需求日益增大，和传统化石能源日益稀缺的形势下，核能发电近年来越来越受到重视。然而，目前使用最广泛的反应堆堆型，如压水堆、沸水堆，由于受制于其较低的热转化效率和燃料利用率，以及核事故与核扩散的风险，必须研究设计更先进及安全的新型核能系统，即第四代核能系统。第四代核能系统包括：气冷快堆系统、铅合金液态金属冷却快堆系统、熔盐反应堆系统、液态金属钠冷却快堆系统、超高温气冷反应堆系统和超临界水冷反应堆系统。为了提高热效率，这些新堆型的运行温度都比较高，慢化剂/冷却剂运行工况变化较大，功率密度大，具有较强烈的核热耦合行为。在新型反应堆设计及其稳定性和安全性分析中，核热耦合研究非常关键。

其中，超临界水堆作为第四代反应堆概念中唯一的水冷堆，具有堆芯结构简单紧凑、功率密度高、热效率高等优点，被认为是最有希望实现的第四代反应堆之一。另一方面，超临界水的物性变化非常剧烈，导致慢化剂和冷却剂密度分布很不均匀，从而引起堆芯功率的扰动，造成强烈的核热反馈，使得超临界水堆的核热耦合较常规压水堆复杂得多。

因此，在对例如超临界水堆等具有强烈核热耦合行为的新型反应堆进行核热耦合计算时，传统的迭代法已经不再适用。目前，国内外在进行核热耦合计算时主要根据经验或者通过多次尝试选择合适的迭代方法，尚未提出针对核反应堆核热耦合的数学模型、迭代收敛的判定方法以及不同堆型进行核热耦合计算时的普遍的求解方法，给反应堆的设计和分析带来不便。

发明内容

为了克服现有的传统迭代法在一些具有强烈核热耦合行为的新型反应堆中不适用的不足，本发明提出了一种核反应堆核热耦合计算方法，为反应堆的设计和分析提供了便利。

为了实现上述目的，本发明的技术方案为：

一种核反应堆核热耦合计算方法，构建核反应堆核热耦合计算的数学模型，求解关于功率分布的不动点方程，从而获得核热耦合功率分布；其具体方式为：

S1.设初始的轴向线功率密度分布q₀(i)为平均分布，即P为单棒功率，H为燃料棒轴向加热长度；

S2.构造含松弛因子λ的迭代函数：