（核能科学与工程专业论文）热工水力反应性反馈敏感性分析.pdf

哈尔滨工程大学硕士学位论文 摘要 在核动力装置运行中，热工参数的变化对反应性有反馈效应，主要体现 在温度场和密度场变化引起的核反应截面的变化，进而带来反应性的变化。 热工仿真计算中的一些关系式是经验或半经验的，在相同热工水力条件下存 在不同的计算关系式，带来的计算结果是不一致的，不同的温度场分布，会 带来不同的反应性反馈计算结果。本文分析了在秦山一期核电站主冷却剂系 统实时仿真中应用不同的计算传热系数的关系式和流动摩擦阻力的关系式对 反应性反馈计算产生的敏感性，分析结果对核动力装置系统仿真程序的开发 有借鉴意义。 本文以秦山一期核电站为对象，收集相关参数，用三维中子时空动力学 仿真程序r e m a r k 进行堆芯物理实时仿真，用热工水力仿真程序t h e a t r e 对秦山一期核电站主冷却剂系统进行热工水力实时仿真，并在s i m e x e c 仿真 平台上对两个仿真程序做了耦合，形成了耦合的实时仿真程序。 针对本文的研究内容，对秦山一期核电站主冷却剂系统进行了正常运行 工况和事故运行工况的仿真。在正常运行工况和落棒事故中，堆芯及蒸汽发 生器的一次侧传热形式为强制循环单相对流传热，在仿真程序中使用d b 公 式、g n i e l i s k i 公式等传热系数关系式；在破口事故工况中，堆芯及蒸汽发生 器中出现沸腾，传热方面考虑c h e n 公式、s h a h 公式等沸腾传热关系式；计 算摩擦阻力方面，考虑使用l o c k h a r t m a r t i n e l l i 关系式、c h i s h o l m 关系式、 b a n k o f f 关系式等计算方法。仿真结果给出了在对秦山一期核电站主冷却剂 系统仿真中，不同的关系式下温度、密度、硼浓度等参数的动态变化趋势， 以及不同的关系式对有效增殖系数的影响。结果表明正常运行工况在稳态时 应用不同的关系式对临界硼浓度的影响不大，而在工况变化时，不同的关系 式对反应性的瞬态变化带来不同的影响。 关键词：敏感性：反应性反馈；耦合；仿真 哈尔滨工程大学硕士学位论文 a b s t r a c t i nn u c l e a rp o w e rs y s t e m ，t h e r ea r er e a c t i v i yf e e d b a c k sw h e np a r a m e t e r so f t h e r m a l - h y d r a u l i cc h a n g e d ( e g c r o s s s e c t i o n st r a n s f o r m a t i o nc a u s e d b y m o v e m e n to f t e m p e r a t u r e a n d d e n s i t y ) s o m ec o r r e l a t i o n su s e d i n t h e r m a l - h y d r a u l i cs i m u l a t i o nc o d e sa r ee x p e r i e n t i a lo rs e m i e x p e r i e n t i a l d i f f e r e n t c o r r e l a t i o n sc a l lb eu s e di nt h es a m ec o n d i t i o n , a n dt a k ed i f f e r e n tr e s u l t so f r e a c t i v i t yf e e d b a c k t h es e n s i t i v i t yo nr e a c t i v i t yf e e d b a c ko fd i f f e r e n th e a tt r a n f e r c o r r e l a t i o n sa n df r i c t i o nm o d e l si n q i n s h a n - ir e a c t o rc o o l a n ts y s t e mr e a l t i m e s i m u l a t i o ni sa n a l y z e di nt h i sp a p e r t h er e s u l t sa r eu s e r f u lf o rr e f e r e n c eo f d e v e l o p p i n gn u c l e a rp o w e rs i m u l a t i o np r o g r a m i nt h i sp a p e r ，t h ep a r a m e t e ro f q i n s h a n ir e a c t o rc o o l a n ts y s t e mi sc o l l e c t e d t h er e a c t o rc o r ep h y s i c si ss i m u l a t e db yr e m a r kw h i c hi st h r e e d i m e n s i o n a l ( 3 d ) c o r en e u t r o n i c sm o d e l ；t h ep r i m a r ys y s t e m si ss i m u l a t e db yt h e a r e w h i c h i so n e - d i m e n s i o n a l ( 1d ) t h e r m 妯d r a u l i cm o d e l ，a n dr e m a r ka n dt h e a r e a r ec o u p l e do ns i m e x e cs i m u l a t i o np l a t f o r m f o ra n a l y z i n g ，n o r m a la n da c c i d e n to p e r a t i o ns t a t eo fq i n s h a n - ia r es i m u l a t e d i nn o r m a li n c r e a s eo rd e c r e a s ep o w e ra n dc o n t r o lr o dd r o po p e r a t i o ns t a t e ，t h e c o o l a n tf l o wr e m a i n si nt h el i q u i dp h a s e ，s o m ec o r r e l a t i o n s ，s u c ha sd - b c o r r e l a t i o n , g n i e l i n s k ic o r r e l a t i o na r ea p p l i e di ns i m u l a t i o nc o d e ；i nl o c a ， c o o l a n tf l o wb o i l i n go c c u r r e di nc o r ea n ds t e a mg e n e r a t o r , s e v e r a la p p r o p r i a t e c o r r e l a t i o n s ，s u c ha sc h e nc o r r e l a t i o n , s h a hc o r r e l a t i o na r ec o n s i d e r a t e di n s i m u l a t i o n ；f o rc o m p u t i n gf r i c t i o n ，s o m ec o r r e l a t i o n s ( e g l o c k h a r t m a r t i n e l l i c o r r e l a t i o n , c h i s h o l mc o r r e l a t i o n , b a n k o f fc o r r e l a t i o n ) a r eu s e d w h e np o w e r c h a n g e d ，p o w e rd i s t r i b u t i o n , t e m p e r a t u r et r e n d s ，d e n s i t y t r e n d sa n db o r o n c o n c e n t r a t i o nt r e n d so fu s i n gd i f f e r e n th e a tt r a n s f e rc o r r e l a t i o n si ns i m u l a t i o na r e d i s p l a y e d ，a n dt h es e n s i t i v i t yo nr e a c t i v i t yf e e d b a c ki sa n a l y z e d r e s u l t ss h o w s 哈尔滨工程大学硕士学位论文 t h e r ea r el i t t l ed i f f e r e c e so fb o r o nc o n c e n t r a t i o ni ns t e a d ys t a t e ，a n dd i f f e r e n t t h e r m a l _ h y d r a u l i cc o r r e l a t i o n st a k ed i f f e r e n ti n f l u e n c e st or e a c t i v i t yf e e d b a c ki n t r a n s i t i o np r o c e s s k e y w o r d s ：s e n s i t i v i t y ；r e a c t i v i yf e e d b a c k ；c o u p l e d ；s i m u l a t i o n 哈尔滨工程大学 学位论文原创性声明 本人郑重声明：本论文的所有工作，是在导师的指导下，由 作者本人独立完成的。有关观点、方法、数据和文献的引用已在 文中指出，并与参考文献相对应。除文中已注明引用的内容外， 本论文不包含任何其他个人或集体己经公开发表的作品成果。对 本文的研究做出重要贡献的个人和集体，均已在文中以明确方式 标明。本人完全意识到本声明的法律结果由本人承担。 作者( 签字) ：绞冱移 日期：如。夕年易月6 日 哈尔滨工程大学 学位论文授权使用声明 本人完全了解学校保护知识产权的有关规定，即研究生在校 攻读学位期间论文工作的知识产权属于哈尔滨工程大学。哈尔滨 工程大学有权保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件。 本人允许哈尔滨工程大学将论文的部分或全部内容编入有关数据 库进行检索，可采用影印、缩印或扫描等复制手段保存和汇编本 学位论文，可以公布论文的全部内容。同时本人保证毕业后结合 学位论文研究课题再撰写的论文一律注明作者第一署名单位为哈 尔滨工程大学。涉密学位论文待解密后适用本声明。 本论文( 囱在授予学位后即可口在授予学位1 2 个月后 口 解密后) 由哈尔滨工程大学送交有关部门进行保存、汇编等。 作者( 签字) ：另支纬 日期：- 矽年吾月，6 日 导师( 签字) ：弘锡 帅；月f 6 日 哈尔滨工程大学硕士学位论文 第1 章绪论 1 1 引言 核动力装置是一个复杂的系统，仿真技术已经成为研究核动力装置特性 及其安全性的重要手段。随着计算机技术、自动控制技术的迅猛发展和长期 运行经验的积累，计算机仿真技术已成熟地应用于核能领域。电子计算机和 计算方法的蓬勃发展给核动力装置仿真程序带来了巨大的影响和变化。传统 的数学计算方法已难以解决核设计、燃料管理及安全分析等方面的复杂问题。 近2 0 年来发展了许多有效和高精度的数值方法并已在工程和设计中获得广 泛的应用，国内、外已经开发了许多核动力装置仿真的程序，有基于不同数 值解法的堆芯物理计算程序和热工分析程序。其中堆芯物理计算程序，有 a n c 、p a r c s 、s i m u l a t e 3 和s m a r t 等；大型热工水力安全分析程序， 有r e l a p 5 、r e t r a n 、t r a c 、a t h l e t 和c a t h a r e 等。 在核动力装置运行中，冷却剂温度、燃料温度、冷却剂的空泡份额及堆 芯功率等热工参数的变化对反应性有反馈效应，但主要体现在温度场和密度 场的变化引起核反应截面的变化，进而带来反应性的变化。若堆芯物理计算 程序和热工分析程序各自独立进行仿真，那么在堆芯物理计算程序中只能把 反应堆热工参数按照边界条件来处理，这样在仿真的过程中就不能实时准确 的反映热工参数对反应性的影响。而热工分析程序也一样，独立进行仿真时 把反应堆功率分布按照一定的物理规律进行拟合，或者引入很简单的物理计 算模型( 如，点堆模型等) ，同样使热工计算程序不能准确的计算反应堆通道 内的热点及温度分布、密度分布等热工参数的分布。为了得到进一步可靠的 仿真结果，把三维中子动力学程序和热工水力计算程序耦合起来就十分必要。 国际上在反应堆热工水力程序与堆芯物理程序之间耦合这方面的研究开展的 很多，比如有美国的t r a c m p a r c s 耦合程序【l 】，t r a c m 程序是先进轻水 反应堆瞬态事故最佳估算程序，p a r c s 程序是三维中子动力学程序，它们通 1 哈尔滨工程大学硕士学位论文 过个内部连接程序利用p v m 软件耦合在起，在这个耦合程序中，每一 步长，先由t r a c m 程序计算系统和堆芯热工一水力参数，之后，p a r c s 程序由t r a c m 计算得到的热工参数计算空间动力学参数，再把堆芯各点的 功率反馈回t r a c m 程序继续下一个时间步长的计算。国内有 r e l a p 5 m o d 3 与t h a sp c 4 程序耦合程序 2 1 ，及将中子动力学计算程序 n l s a n m t 与子通道热工水力堆芯分析程序c o b r a i v 耦合，形成p w r 三 维物理与热工水力堆芯瞬态分析程序系统n l s a n m t c o b r a i v 的仿真 程序【，- 4 】a 目前反应堆堆芯物理的仿真已能做到三维空间中子通量分布的实时仿 真，并且仿真结果足够精确。而热工方面，目前在实时仿真中用到的热工模 型大部分还是一维的单通道模型，由于复杂的热工水力特性，这些热工水力 分析模型在计算热工参数时产生一定的不确定性【s 】，分析其对反应性反馈计 算的影响是十分有意义的。 1 2 反应性反馈计算的不确定性 耦合程序中影响反应性计算的因素主要来自两大方面，一方面是物理计 算程序带来的影响，在物理计算程序中，组件计算程序中的有效共振积分近 似，自屏效应( 燃料可燃毒物，如g d 2 0 3 ) 和互屏效应的近似模拟，能群划 分的精细程度，以及相关燃耗链的详细程度，都会给程序的计算结果引入不 同程度的不确定性【6 1 。 另一方面是热工计算程序带来的反馈的影响，本文主要研究这部分对反 应性反馈带来的影响。热工计算程序中，反馈参数( 如燃料温度、慢化剂密 度或慢化剂温度、空泡份额以及可溶硼浓度等) 对组件等效均匀化宏观截面 参数有一定影响，在耦合程序中反应性反馈计算所需的热工参数来自热工仿 真程序部分的计算，而计算结果的不确定性是所有大型热工水力分析程序所 无法避免的问题，总的说来，其来源主要有以下三大类 7 1 。 1 、程序系统物理模型引起的不确定性 2 哈尔滨工程大学硕士学位论文 系统物理模型主要指系统流体模型、流道几何近似模型、数学平均化处 理模型，以及程序和部件模型中对某些物理现象缺乏考虑所引起的不确定性。 系统流体模型指系统程序对流体采用单流体模型( 如f l i c a 程序，采用 单流体四方程模型) 或两流体模型( 如r e l a p 5 、c a t h a r e 等，认为计算 流体分为液体和汽体两种，对两类流体分别采用各自的平衡方程，采用两流 体六方程模型计算) 。 流道几何近似模型指处理流体在流道内的流动采用几维流动模型，如通 常对管道流动采用一维，对于容积部件，象热源、热汇采用零维模型，对于 压力容器内的下降段和堆芯用两维或三维模型，也可对整个压力容器采用两 维或三维模型。具体采用何种模型与计算对象和计算目的有关。 数学平均化处理模型是指对理论方程在时间和空间域上所作的宏观平均 化或数值离散处理。这种处理因包含大量的简化假设和近似处理，势必丢失 一些不平衡和脉动的物理现象的物理信息。 目前对系统进行实时仿真的三维堆芯计算程序基本上都采用单通道模型 来计算三维堆芯的慢化剂温度分布和密度分布。其前提是假设堆内的每个慢 化剂通道都是相对封闭的，相互之间不存在能量和质量的横向交换。而实际 的堆芯中，慢化剂流道之间是完全开放的，由于堆芯径向功率分布的不均匀， 每个流道中的慢化剂携带的能量总是存在一定的差异，慢化剂密度也各不相 同，因此，相互之间的压差会导致慢化剂在堆芯径向的横向流动。一般认为 这种现象在低泄漏堆芯的上部较为明显 6 1 。因此，采用单通道模型的堆芯程 序计算的三维慢化剂密度和温度分布与实际的流场总是存在一定的偏差，从 而给堆芯程序的计算结果带来相应的不确定性。 2 、基本封闭关系式引起的不确定性 为了采用种合理的方式从工业问题中得到一个可求解的数学问题，系 统理论方程必须进行合理的简化处理。为了使方程系统闭合求解必须附加足 够的封闭关系式。另外对于系统物质的状态特性以及动量、能量、质量交换 传递等过程也要补充足够的封闭关系式。获得一个封闭关系式通常采用以下 哈尔滨工程大学硕士学位论文 三类方法【。1 ： 1 ) 纯经验方法或纯实验关系式方法：通过找出一些对某一参数有影响的 参数，根据实验数据采用回归分析方法获得。这类关系式仅在实验数据参数 范围内有效。其不确定性来源是实验数据的获取方法和处理。 2 ) 纯机理的方法或纯理论的方法：该方法以理论方程为基础，辅以合理 的简化假设，用理论分析的方法推导关系式的结果。而这一方法的主要不确 定性来源是建构模型方程和求解过程中采用的简化假设。 3 ) 混合方法或半经验方法：它以一定的理论模型为基础，采用实验数据 对关系式中的有关常数进行回归分析拟合获得。其不确定性来源是上述两类 不确定性来源的综合。这些关系式的适用范围大都有严格限制并不可避免地 与实际现象存在差别。而有些关系式是由不同工质和不同实验装置获得的， 外推到其它工质和其它规模的系统时，不可避免地产生计算结果的不确定性。 3 、构造和求解系统数值方程引起的不确定性 该类不确定性是指对系统进行结构离散划分引入的计算结果不确定性和 构造与求解数值方程系统时，因计算方法的振荡和不收敛等原因引起的计算 结果不确定性。对反应堆系统而言，其数值方程系统为病态的数值方程组， 求解方法是引起计算结果不确定性的重要原因。 在本文中由于条件和时间的限制，只研究引起热工水力计算程序计算结 果不确定的第二类来源基本封闭关系式引起的不确定性。 在热工仿真程序应用的一些关系式( 如：计算换热系数的关系式、计算 摩擦阻力的关系式等等) 是通过实验等方法拟合出的经验关系式，不同的关 系式带来的热工水力计算结果是不一致的，在相同的热工水力条件下应用适 用于该条件下的不同关系式会带来不同的温度场分布、不同的密度场分布等， 尤其是对某些运行工况( 热工参数变化较剧烈时) 动态过程的仿真计算结果 影响较大，不同的热工参数对物理计算程序计算反应性反馈时产生不同的影 响。为了更准确计算反应性反馈，分析这些应用在热工仿真程序中应用的热 工关系式对反应性反馈计算时产生的影响是很有意义的。 4 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 3 热工关系式的发展 在核动力装置一回路热工仿真中通常把非圆形截面通道等效成圆形截面 通道，工程中用当量直径作为特征尺度，因此下面讨论的与本文相关的热工 关系式都是圆管类型流道所涉及到的相关的关系式。 1 、单相强制对流换热 对流换热以牛顿冷却公式为基本计算公式，其中公式中的对流换热系数 和影响它的有关物理量之间有复杂的内在联系。目前，对流换热表面传热系 数的值主要靠实验获得，采用实验方法获得对流换热系数计算公式的重要理 论工具是相似原理及量纲分析，相似原理原则上阐明了实验结果应整理成的 准则关系式，具体的函数形式要靠实验，通过经验分析来获得。对于管道内 强制对流换热，历史上应用时间最长也最普遍的关系式是d i t t u s b o e l t e r 公式 ( 简称d b 公式) ，它是在1 9 3 0 年提出的，但是因其形式简单、适用方便而 又能满足大多数工程计算精度要求，所以使用较广 9 1 。在1 9 7 6 年，g n i e l i n s k i 提出一个比较准确的关系式，在该算式依据的8 0 0 个实验数据中，其9 0 与 关系式计算的偏差在2 0 以内，值得指出的是这个关系式的验证范围包括了 过渡区，因而适用于过渡区对流换热的计算【1 0 】。在大型的热工仿真程序中， 针对某些特定的条件对上述经典的换热关系式有一定修正，如：在r e l a p 5 中 针对管束及考虑堆芯内横向搅混流对d b 公式有一定修正i n ，在工程计算中， 也存在对g n i e l i n s k i 公式的简化处理【圮】。针对反应堆堆芯，有关于棒束中单相 流体强制对流换热的研究【1 3 】。 2 、管内沸腾换热 流动沸腾是一种典型的有相变的气液两相流动。其换热特点是受迫流动 换热与沸腾换热交织在一起，相互作用，相互影响，换热机理异常复杂。所 以，现有换热关系式都是纯经验型的。c h e n 在整理了大量实验数据和对比了 大量计算方法后，于1 9 6 6 年提出了第一个较为成功的管内流动沸腾换热系数 的关系式 1 4 , 1 5 。这种方法是建立在叠加传热原则基础上，c h e r t 认为总传热量 哈尔滨工程大学硕士学位论文 等于气泡沸腾与单相液体对流传热之和，这里的单相对流传热系数也包括强 制对流蒸发部分。他利用对容积沸腾传热系数和单相对流传热系数进行修正 的办法，拟定出针对两相流的传热的计算方法，主要是对大量实验数据的拟 合。在1 9 7 6 年，s h a h 提出一种对c h e n 公式的修正图解、法 h 】，在1 9 8 2 年， s h a h 又将其公式化，提出了管内流动沸腾换热系数关系式，他认为气泡沸腾 与单相液体对流传热在总传热量中占非常重要的部分，这点想法和c h e n 公 式中想法类似，但是s h a h 公式是选择气泡沸腾与单相液体对流传热的传热系 数中较大者作为总的沸腾传热系数，g u n g o r - w m t e r t o n 在1 9 8 6 年提出了类似 c h e n 公式的一种新的关系式，此式综合了3 6 9 3 个实验数据，概括了水和有 机介质的饱和沸腾与强制对流蒸发工况，其中包括向上、向下和水平流动的 情况。在1 9 8 7 年它们又提出了一个新的、形式更简单的关系式【1 6 】。1 9 8 6 到 1 9 9 2 年间，s t e i n e r - t a b o r e k 通过对许多非水介质进行了实验研究，提出了新 的计算模型 ，7 】，概括了c h e n 公式。s t e i n e r - t a b o r e k 的流动沸腾计算，可以自 o n b 点开始使用。由于流动沸腾换热机理复杂、影响因素多，所以不论从形 式上还是从内容和精度上，这些关系式之间都有很大的差别。 3 、管内流动摩擦阻力 管内汽液两相流动摩擦阻力问题是两相流中的一个最基本的也是最重要 的问题之一，己开展了多年广泛的实验研究，发表了许多论文和报告，提供 了很多实验数据和计算方法。但是，由于影响两相流压降的因素繁多，没有 一个关系式能够包含全部影响因素，且有些因素极难在经验关系式中表示， 所以此问题并未获得满意的解决，研究两相流摩擦压降梯度的传统方法是用 一些专门定义的系数乘以相对应的单相摩擦压降梯度，这些系数称为“因子 或“倍率 。利用这些系数就可以由单相摩擦压降计算出两相摩擦压降。这样 为计算两相流的摩擦压降提供了一个实用的计算途径。在1 9 4 9 年，l o c k h a r t 和m a i t i n e l l i 提出了一个计算两相流摩擦压降的方法 1 4 j s ，这个方法就是基于 定义一个因子，用它和单相摩擦压降的乘积来表示两相压降。这个方法考虑 面积质量流速的影响不够。面积质量流速对倍率因子是有直接影响的，质量 6 哈尔滨工程大学硕士学位论文 流速大时，算出的因子偏高。1 9 6 0 年，b a n k o f f 提出了一个匀相模型压降计 算方法。1 9 6 7 年，c h a w l a 提出了一个基于汽相摩擦阻力计算两相总摩擦阻力 的模型【l5 1 。在1 9 7 3 年，c h i s h o l m 提出了适用于较大范围的分相模型计算方 法 1 3 , 1 5 , 1 7 】。在1 9 7 9 年，f r i e d e l 利用已有的大量实验数据，归纳出垂直向上流 动与水平流动摩擦阻力计算公式【1 3 1 。其计算精度比较稳定。目前多推荐用于 计算单组分介质两相流。其计算结果的标准偏差低于3 0 。1 9 8 0 年f r i e d e l 有推出进一步改进的计算公式。 4 、含汽量计算的不确定性 空泡份额是关系到两相流动和传热特性的基本参数，在工程设计和机理 研究中均有重要作用。空泡份额的确定方法，在两相流研究领域一向受人重 视，现在已经有了许多种有关空泡份额的计算关联式和计算图表。 由于两相流动现象的复杂性，空泡份额所受流场的影响因素很多。限于 实验条件的限制与物理模型的简化，不可能在实验中同时考虑所有影响因素 ( 参数) ，因而现有的空泡份额计算公式大多只适用于一定的范围。加之各研 究者的观点不同，各有不同的侧重，所以公式计算结果之间差异很大。寻求 一种能够概括众多因素和适用于较大参数范围的空泡份额确定方法，将是十 分必要的。 根据有关献介绍【1 9 捌：z u b e r - f i n d l e y 公式在口很低、漂移速度很小或口很 大而进入环状流型时均不适用，前者偏大，后者偏小；b a n k o f f 变密度模型一 般计算值均偏低；反之t c h o n e n k o 公式和m a r t i n e l l i 公式相同，计算结果偏高； t h o r n 方法适于低口区：a r m a n d 公式在高质量流速下计算值偏高，也就是在 小口区偏高。而用传统算法算出的含气量比实际的含气量小，这就导致了设 计的临界热流密度比实际的小，而使反应堆趋于危险，这在反应堆设计中十 分忌讳【2 i 】。因而在含气率的确定上还存在一定的不确定性。 在同种热工条件下应用上述相应的不同的热工关系式使核动力装置热工 仿真的结果存在一定的不确定性，因此对反应性反馈的计算产生一定影响， 使反应性反馈的计算产生不确定性。 7 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 4 本文工作 国内、国外都有人做过对热工关系式不确定性的研究，其做法基本上是 在某个特定的实验段内，应用适用于该实验段内的经验或半经验关系式，通 过计算结果与实验数据的比较，分析关系式的不确定性；而本文的研究内容 是在系统仿真中，研究热工关系式对反应性反馈计算的影响，由于条件的限 制，本文没有电站的实际运行参数，所以不能做不确定性分析，只能做敏感 性分析。本文中更注重热工关系式在系统仿真中对整个系统运行特性的影响， 分析在耦合的中子动力学仿真程序与热工仿真程序中，热工关系式对反应性 反馈计算产生的敏感性，基于此本论文主要工作集中到以下几个方面： 1 、学习s i m e x e c 仿真平台、热工仿真程序t h e a t r e 和堆芯物理仿真程 序r e m a r k 的使用。收集仿真计算所需的秦山一期核电站的堆芯数据、蒸 汽发生器等主冷却剂系统相关数据，使用r e m 触进行反应堆堆芯物理仿 真，使用t h e a t r e 对主冷却剂系统进行热工仿真、调试。 2 、分析两个程序的接口，并设置接口变量的输入、输出，把三维堆芯物 理仿真程序和一维热工仿真程序进行耦合，形成耦合的秦山核电站主冷却剂 系统实时仿真程序。 3 、分析t h e a t r e 的程序结构，并仔细研究程序中应用的热工经验关系 式及其在程序中适用的条件和处理方法；掌握r e m a r k 中计算反应性的方 法，及影响反应性计算的因素。 4 、针对系统运行特性的研究，本文对秦山一期核电站主冷却剂系统进行 了正常运行工况和事故工况的仿真。在正常运行及落棒事故工况中，堆芯传 热形式为强制循环单相对流传热，本文收集了适用于计算单相对流换热的传 热系数关系式，在程序中应用d b 公式、g n i e l i s k i 公式等传热系数关系式； 在破口事故中，堆芯中出现沸腾传热，本文收集了适用于计算管内沸腾传热 系数的关系式和计算两相流动摩擦阻力的关系式，传热系数关系式应用c h e n 公式、s h a h 公式等关系式，摩擦阻力模型应用l o c k h a r t m a i t i n e l l i 公式、 c h i s h o l m 公式等。通过仿真结果分析这些关系式对反应性反馈计算的敏感性。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 第2 章堆芯物理及热工水力仿真模型 本论文为了研究热工水力仿真程序中应用适用于同种热工水力条件下存 在的不同热工水力经验关系式对反应性反馈计算产生的影响，使用美国g s e 公司开发的仿真软件，在反应堆堆芯物理仿真方面使用3 d 中子时空动力学 程序r e m a r k 和热工水力工程分析工具t h e a t r e 程序，这两个仿真程序 都可以满足实时仿真的要求，它们是在实时仿真平台s i m e x e c 上开发出来的， 并在这个平台上调试、运行。 2 1sim e x e c 仿真平台简介 s i m e x e c 仿真平台是一套集成化的软件系统，它由美国的g s e 公司开发。 该仿真平台支持完整仿真软件包的开发、管理、实时执行和测试。s i m e x e c 在软件配置管理中使用了复杂的数据库结构，多重软件层次，保护和存取控 制方法。用户可以独立地开发和测试各自的仿真模型，当各个用户的仿真模 型完全通过测试并被接受后，它们便可以被合并到正式的仿真系统中去。 在s i m e x e c 平台中所有仿真模型中用到的变量只需在数据库中定义一 次，在s i m e x e c 的执行管理系统的监视下，所有的程序模型都可以动态地使 用这些公用的数据。当某一模块在执行程序中被加载时，它们可以被s i m e x e c 的交互式调试器所监控。当处于交互式调试阶段时，可以以任意格式监视和 修改变量和常量的值。 s i m e x e c 是为建立一个仿真系统而设计的一个方便且通用的工具。使用 文本编辑器，用户能容易地创立一个c 或f o r t r a n 程序，编译这个程序， 连接和加载它到数据库，并在带有强大调试软件的实时环境下运行该程序。 s i m e x e c 是先进的实时仿真系统开发工具，具有以下优点1 2 2 1 ： 1 、加载控制 在s i m e x e c 系统中有两个开发层次：o d s ( 正式发布系统) 和u d s ( 用 9 哈尔滨工程大学硕士学位论文 户开发系统) 。设计两个开发层次的目的是帮助软件开发的控制和备份。对 用户而言，通常的方法是首先在u d s 层次中去生成数据点和模块，这个层次 的开发被认为是临时的，当生成数据点和模块被编译，链接，调试后，如果 用户对结果满意则可以合并到o d s 中，这个o d s 系统成为发布的最新版 本。o d s 和u d s 加载可以在同样的操作系统被同时建立和测试而彼此互不 影响。进行程序移植首先要做的也是要建立用户开发系统u d s 。 2 、数据库管理 s i m e x e c 数据库系统是一个帮助用户创建、修改和交叉引用数据和模块 信息的强大工具。这个交叉引用特征不仅限于数据库，它还适用于抓取初始 状态。 d b m 是数据库管理程序，使用它用户能添加、删除、修改在数据库里的 数据点或模块信息。此外，d b m 还能被用来从一个指定初始状态创建数据点 a s c i i 值文件。当一个新加载生成的时候，这个数据值文件可用来进行数据 初始化。 d b m 同时也是一个显示被定义的数据点和被引用的点的强大交叉引用 工具。通过d b m ，用户可以在不同的初始状态中显示特定的数据点值，这个 特性帮助用户去鉴别数据点在不同初始状态的表现。交叉引用特性也可以应 用到模块信息，d b m 能为特定模块交叉引用所调用的程序，这对调试和保存 用户趋势结果特别有用。 当仿真程序运行起来以后，所有的仿真数据( 包括变量和常量) 都被加 载到内存的公共存储区。在有多个处理器的计算机中，s i m e x e c 可以在物理 内存中创建复杂的公用存储区，该存储区是所有处理器共享的。 3 、加载调试 用户可以通过交互调试器( i s d ) 或图形趋势来调试程序。在交互调试 器中显示的信息不仅限于数据点、时间、错误等信息，模块代码和函数调用 也可以被显示。 4 、实时同步控制系统 l o 哈尔滨工程大学硕士学位论文 实时同步控制系统( m s t ) 根据配置信息自动生成实时并行控制程序及 其进程调度表。实时并行控制程序提供仿真环境所需的定时功能，它根据进 度调度表控制各实时执行程序，管理共享内存区、c p u 时间、磁盘i o 、表 盘i o 并行执行仿真独有的其它操作，例如i c ( i n i t i a lc a s e ) 指导程序，协 调其它不同硬件设备的通讯进程等。 5 、数据点的处理 平台提供了对变量的变化趋势监控功能，图形趋势是包含在s i m e x e c 里 的画图工具，它记录数据与时间的关系。用户可以定制绘制数据点的范围和 间隔，当用于监视目的，描绘不同变量的多个窗口可以显示在同一屏幕。用 户可以将程序运行期间某一时间段内的数据导出到e x e e l 表格中进行处理。 2 2t h e a t r e 仿真模型介绍 t h e a t r e ( t h e m a lh y d r a u l i ce n g i n e e r i n ga n a l y s i st o o l si nr e a lt i m e ) 程 序是由美国g s e 公司开发的反应堆热工水力实时仿真分析工具。它是在吸取 了i 汪l a p 5 m o d 3 和其他著名的热工水力动态分析程序基本思想并结合开发 者多年从事实时仿真程序开发的经验而编制的，现已成功用于多台全范围核 电站操纵员培训模拟机的开发和软件升级，也曾用于高级核电系统仿真分析 机的开发。 2 2 1 基本方程介绍 在t h e a t r e 程序中采用含有5 个基本场方程和1 个漂移通量关系式的 “漂移通量 模型。此模型属于改进的混合模型，它的主要特点如下： l 、气相和液相各有一个质量和能量守恒方程，与用一个方程的模型相比， 在结构上和数字计算上要稳定得多，此外比较容易处理通过两相界面的质量 和能量交换项。相间质量交换和由此产生的能量交换是不平衡两相流中最重 要的现象。 2 、采用一个混合动量守恒方程和一个漂移通量关系式预计两相流的动量 变化过程。此模型还具有数值计算稳定性好、速度快的优点。采用漂移流概 哈尔滨工程大学硕士学位论文 念建立的两相流总体模型，在作系统节点化处理时，对节点尺寸的大小不敏 感，因而特别适合“必须用一种节点化方案预计可能遇到的各种瞬态 的实 时仿真器的需要。而完全的两流体模型不能使用较粗大的节点划分方案。 用于预计每一节点处两相流状态的场方程包括不可凝气体质量、蒸汽质 量、液体质量、蒸汽能量、液体能量以及混合物动量等6 个守恒方程。这些 方程与r e l a p 5 m o d 3 中的完全相同，只不过在这些方程中皆增了源项。 源项用作与其他系统( 非r c s 仿真程序仿真的) 的接口。 与r e l a p 5 m o d 3 的场方程最大的差别在于去掉了一个以气相和液相 动量之差写成的混合物( 差) 动量守恒方程，代之以一个漂移通量方程。现将 上述基本场方程和漂移通量方程如下瞄】。 ( 1 ) 不可凝气体质量守恒： 丢( 吃嘱) + 去未( 吃b 瞒a ) _ 6 s n a ( 2 - 1 ) ( 2 ) 蒸汽质量守恒： 丢( 吃岛) + l 未( a s p g v g a ) = r + 6 s 。a ( 2 - 2 ) ( 3 ) 液体质量守恒： 丢( 辟) + 五1 友3 ( 略辟坼a ) = 一r + 6 s f a ( 2 3 ) ( 4 ) 蒸汽能量守恒： 丢( 吃帆) + 去晏( 吃佻州+ p 等+ 罢晏( 删 ( 2 - 4 ) = q w g + q i g + ( r f 。) h ：+ r 。h ：+ d i s s g + d s g q a ( 5 ) 液体能量守恒： a f p f u f ) + 去委( 擘u 舭) + p 舰- & - - a 叫o x 懈例( 2 - 5 ) = q 。f + q i f + ( f - f 。) h ；+ r 。h ；+ d i s s f + 8 s f q a 哈尔滨工程大学硕士学位论文 吃，等- l + 1 2 c z g p g 等+ l 2 0 ：f p fa 戗o f 2 -协6 ， 一赛删。一a g p g v g f w g a f p f v f f w f - r ( 一o f ) + d a p p + 8 s ， ( 1 一a g c o ) 吨一a f c o o f = ( 2 - 7 ) 上列7 个方程中含有7 个独立变量，它们是：压力( p ) 、液体和气体内能 ( u f 和u 小空泡分数( a g ) 、不可凝气体质量分数( x 。) 、气相和液相速度( 和 ) 。 求解上列7 个方程组需要各种封闭关系式，以计算相界面上的热和质量 交换( h 。、h i f 和r ) 、各相与流道壁之间的热交换( q w g 、q w f 和r 。) 、壁 面能量耗散( d i s s ，和d i s s 。) 、壁面摩擦( f w ) 、分布参数( c 。) 以及漂移速 度( ) 。此外还需要状态方程计算下列5 个非独立交量：液相温度( t f ) 、 汽相温度( t g ) 、饱和温度( t ) 、液相密度( 辟) 及气相密度( 岛) 。 选用的线性化状态方程与r e l a p 5 m o d 3 相同。 2 2 2 求解方法 按n m n p 方法，需对每个节点求解上列1 2 方程，确定相应的1 2 个变量： p 、 、 皤、x 。、u 。、b f 、t g 、t f 、t 、b 和岛。 t h e a t r e 采用r e l a p 5 m 0 3 的半隐( s e m i i m p l i c i t ) 方法( 作了一些改 进) ，对上列方程组作数值求解。此方法是众所周知的i c e 方法的扩展。在 r e l a p 5 m 0 3 程序中使用了半隐和近隐( n e a l y i m p l i c i t ) 两种方法。这两种 方法的主要差别是：在半隐方法中，动量方程中的各对流项按显式处理，而 在近隐方法中则按隐式处理。具体的数字求解过程无论上述哪种方法，皆 用称为p r e d i c t o r - c o r r e c t o r ( 预测修正) 的两步实施。第一步完成主要计算量， 得到解的预计值，第二步仅作很小的修正。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 上述两步法具体实施过程如下：第一步，联立求解方程场方程、线性化 状态方程和下面的相间质量平衡方程： r ：f w 一h i f ( t - t 丁f ) i + h _ i g ( t 一 - t g ) ( 2 8 ) n 5 一n f 第一步解称为“中间解”，因为计算用中用的是不守恒形式的场方程，而 状态方程也是不真实的状态关系式。故需作第二步计算以提高质量和能量的 守恒精度和流体物性的一致性，使由于线性化处理导致的质量和能量计算误 差减到最小。 2 2 3 流动机制 流动机制由垂直流机制和水平流机制组成，它们既可用于质量、能量控 制体，也可用于动量控制体。流动机制根据控制体中当时的流动状态确定流 型。在质量、能量控制体的流型选定后，提供计算热交换系数的适当的关系 式。在动量控制体中流型选定后，提供适当的计算漂移通量参数和壁面阻力 系数的关系式。是垂直流还是水平流由控制体的倾斜角度决定： 1 5 。矽9 0 。垂直流 0 。够1 5 。水平流 1 、垂直流动模式，包含2 9 种流态( 包括过渡区) 。流态的选择根据下列 三个变量确定( 坐标) ：流体速度、空泡分数和临界热通量出现点( p r e c h f 还 是p o s t c h f 后) 。对于p r e c h f 前的工况，包含泡状流、弹状流、环状雾状 流和弥散流( 液滴或雾) 。对于非常低的混合物流速，提供垂直分层流态。 2 、水平流动模式，由1 1 个流型组成( 包含过渡区) 。根据控制体内的空 泡分数和气一液相对速度( 屹一咋) 确定流型。不分层的流型包括泡状流、弹状 流、环雾状流和弥散流( 液滴和雾) 。在低的气液相对流速下，采用水平分层 流型。 2 2 4 热传导仿真模型 热传导模型用于计算燃料元件中和其他传热部件中的温度分布。按照传 1 4 哈尔滨工程大学硕士学位论文 热部件的边界条件和几何形状，t h e a t r e 中开发了两种类型的导热计算模 型。第一类供燃料棒导热计算用，属于只有一面对流边界条件的圆柱形导热 模型；第二类是为计算具有两面边界条件的导热部件( 如堆芯图板、圆筒壁、 蒸汽发生器