基于蒙特卡罗方法和 CFD 方法的物理-热工耦合计算
陈军;曹良志;郑友琦;吴宏春;王昆鹏
【摘 要】The high‐fidelity multi‐physics coupling platform can be established through coupling Monte Carlo neutron transport code MCNP5 and commercial CFD software STAR‐CCM + . A coupling code written in Perl language was employed to couple MCNP5 and STAR‐CCM + by ASC Ⅱ text data files .For fuel and moderator cells w hich have strong feedback effects , the hexahedral mesh model option “trimmer” of STAR‐CCM + was chosen to realize a one‐to‐one correspondence with MCNP5 .For cladding cells which have weak feedback effects ,the volume weight method was adopt‐ed .The steady‐state high‐fidelity neutronics and thermal‐hydraulics coupling code was developed under Linux platform .The single fuel element and 3 × 3 PWR lattice model were calculated using the coupled code . The numerical results demonstrate that the method and model proposed in this paper are applicable for high‐fidelity neutronics and thermal‐hydraulics coupling calculation .%基于蒙特卡罗中子输运程序MCNP5和商用CFD软件STAR‐CCM＋的耦合可搭建反应堆高保真多物理耦
合计算平台。通过Perl语言以 ASCⅡ文本文件方式耦合了 MCNP5和STAR‐CCM ＋，利用STAR‐CCM＋的六面体网格生成模块“trimmer”实现两者在反馈作用强烈的燃料和慢化剂区域一一对应的空间网格划分，而在反馈作用较弱的包壳区域采取体积权重的网格映射方式，在Linux环境下开发了高保真物理‐热工耦合稳态分析程序。利用该耦合程序计算了典型压水堆单根燃料棒和3×3带水洞的燃料子组件，数值结果表明，本文建立的耦合方法和模型可用于高保真物理‐热工耦合计算。
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2016(050)002
【总页数】5页(P301-305)
【关键词】物理-热工耦合;高保真;MCNP5;STAR-CCM+
【作 者】陈军;曹良志;郑友琦;吴宏春;王昆鹏
【作者单位】西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技
术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082
【正文语种】中 文
【中图分类】TL323
近年来，核反应堆设计和安全分析越来越多地强调模型的精细化和真实性[1]。2004年，美国阿贡国家实验室等耦合了确定论中子输运程序DeCART和CFD商用软件STAR-CD，进行了压水堆燃料棒束和小型反应堆层次的应用分析[2-4]。2007年，普渡大学等开发了MCNP5/FLUENT耦合程序，验证了DeCART/STAR-CD耦合程序[5]。2011年，美国伊利诺伊大学香槟分校(UIUC)开发了MCNP5/STAR-CCM+耦合程序，进行了单根燃料棒和3×3燃料子组件的应用分析[6]，但采用了简单的物性模型和网格映射关系，未能真实反映反馈效应。
针对UIUC在反馈方面存在的不足，本文采用更精确的工业用水和水蒸气IAPWS-IF97公式，并真实考虑燃料和包壳热导率、比热容等热物性随温度的变化，同时采用强弱反馈区域网格分别处理的方法实现网格对应，研发1套高保真物理-热工耦合稳态分析程序，旨为反应堆高保真计算奠定基础。
稳态的物理-热工耦合需要解决2个主要问题：空间网格映射和截面更新处理。
空间网格对应分为径向网格对应和轴向网格对应。本文利用STAR-CCM+的六面体网格生成模块“trimmer”[7]，在相同的计算精度要求下该六面体网格较四面体网格少5～8倍网格数，同时与多面体网格相比，六面体网格可保证网格在轴向上是均匀的，这有利于与MCNP5进行轴向上的网格映射。在这基础上，实现了两者在反馈作用较强烈的燃料和慢化剂区域一一对应的网格划分，而在反馈作用较弱的包壳区域采取体积权重的处理方式，从而在简单的网格匹配下实现了高精度的物理-热工耦合。
MCNP5截面更新主要有以下3种方式：1) 实时更新，即根据每次STAR-CCM+计算输出的燃料温度、包壳温度、慢化剂温度和密度制作该工况下的截面值；2) 提前用截面处理工具NJOY制作好2～5 K温度间隔点下的截面，进行分组近似；3) 提前用NJOY制作好25～50 K温度间隔点下的截面，进行插值。尽管第1种方式是最准确的，但由于其需要过高的计算成本，不予采用。有研究表明第2种方式下，MCNP5计算所占内存过大，同样不予采用。第3种方式最具实用性，且与实时更新截面相比，第3种方式带来的keff偏差仅为30 pcm左右[6]。因此本文将采用第3种方式进行截面更新。
在Linux环境下开发了1套MCNP5/STAR-CCM+耦合程序，耦合循环迭代的初始状态是MCNP5的等温计算，将MCNP5统计卡F7：N统计得到的裂变能(MeV/g)按式(1)[6]转换成STAR-CCM+计算所需的体积释热率(W/m3)。
式中：Qf为STAR-CCM+计算所需的每个燃料栅元的体积释热率，W/m3；Hf为 MCNP5统计得到的每个燃料栅元的裂变能，MeV/g；P为系统热功率；ν为每次裂变释放的平均中子数；Q为每次裂变释放的能量，MeV；ρf为燃料密度，kg/m3。
之后耦合程序执行STAR-CCM+计算每个网格的温度和密度并更新MCNP5每个网格上的截面值，重新产生MCNP5输入文件，由此进入下一步迭代计算。
2.1　压水堆单棒耦合计算
为验证这一整套耦合程序的有效性，计算了UIUC文献中的单根燃料棒和3×3带水洞的燃料子组件模型[6]。图1为该单棒模型示意图，其中燃料和包壳的热物性均取为定值。
图2为STAR-CCM+和MCNP5网格划分，燃料和慢化剂区域在网格划分上基本一致，实现一一对应的网格划分，而包壳则采取体积权重方式进行反馈。冷却剂入口速度为1 m/s，出口
压力为15.0 MPa，对于燃料棒四周，STAR-CCM+采取对称边界条件，MCNP5采取全反射边界条件。
图3示出单棒模型有效增殖因数keff随耦合迭代次数的变化，迭代第3步keff为0.660 77，之后keff趋于稳定。
图4示出本文采用UIUC物性和模型得到的距燃料中心线不同径向位置r处迭代收敛后的燃料和包壳轴向温度分布的UIUC参考结果与本文初始结果对比，可发现两者吻合很好。
为更精确地考虑冷却剂、燃料和包壳的热物性随温度的变化，本文冷却剂热物性采用IAPWS-IF97公式[7]，燃料UO2热导率和比热容采用IAEA发布的公式[8]，包壳Zi-4合金热导率和比热容则采用MATPRO给出的实验测量值[9]，并重新计算上文的单棒模型。表1列出压水堆单棒耦合计算对比，可发现本文采用UIUC物性和模型的初始结果与UIUC参考解吻合很好，而采用更精确的热物性模型后得到的燃料和包壳最高温度均大幅下降。
图5示出改进后距燃料棒中心线不同位置r处迭代收敛后的燃料和包壳轴向温度分布。
2.2　压水堆3×3带水洞燃料子组件的耦合计算
为进一步验证本文开发的耦合程序，计算了压水堆3×3带水洞燃料子组件。计算模型由9个燃料元件组成，中心为控制棒导向管，计算时填充了冷却剂，整个组件活性区高3.50 m，上下反射层各0.25 m。图6示出压水堆3×3模型STAR-CCM+和MCNP的径向网格划分及燃料元件编号。
图7示出3×3模型2号燃料轴向温度的UIUC参考结果与本文初始结果对比，同样可发现两者吻合很好。
压水堆3×3模型耦合计算对比列于表2。可看出，采用更精确的热物性模型后得到的燃料和包壳网格最高温度均有所下降。
图8示出z=1.06 m处的径向温度分布和利用MCNP5网格计数[10]得到的燃料棒径向归一化功率分布。可发现位于边上的燃料棒的功率较位于角上的燃料棒更大，相应的温度更高；并且靠近中心水洞的燃料区域功率更大，这是因为该区域慢化更充分。
基于蒙特卡罗中子输运程序MCNP5和商用CFD软件STAR-CCM+，利用Perl语言开发了1套高保真反应堆物理-热工耦合稳态分析程序，采用了工业用水和水蒸气IAPWS-IF97公式以及
真实考虑燃料UO2和包壳Zi-4合金热导率、比热容等热物性随温度的变化，实现了反馈作用较强烈的燃料和慢化剂区域空间网格一一对应的映射关系，避免了该区域体积权重方式的信息传递。计算了典型压水堆单根燃料棒和3×3带水洞燃料子组件，采用UIUC物性和模型的初始结果验证了耦合程序的有效性；采用更精确的热物性模型和网格对应关系后，提高了计算精度，得到的燃料和包壳最高温度均大幅下降。下一步工作将就耦合方法的不确定性进行分析和评价。
【相关文献】
[1]　刘余，张虹，贾宝山. 核反应堆热工水力多尺度耦合模拟初步研究[J]. 核动力工程，2010，31(S1):11-15.
LIU Yu, ZHANG Hong, JIA Baoshan. Preliminary research on nuclear reactor thermal-hydraulic multi-scale coupled simulation[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(S1): 11-15(in Chinese).
[2]　WEBER D P, SOFU T, YANG W S, et al. Coupled calculations using the numerical nuc
lear reactor for integrated simulation of neutronic and thermal-hydraulic phenomena[C]∥Proceedings of the ANS Reactor Physics Topical Meeting, PHYSOR 2004. Chicago, Illinois: ANS, 2004.
reactor软件[3]　THOMAS J W, ZHONG Z, SOFU T, et al. Methodology for coupling computational fluid dynamics and integral transport neutronics[C]∥Proceedings of the ANS Reactor Physics Topical Meeting, PHYSOR 2004. Chicago, Illinois: ANS, 2004.
[4]　WEBER D P, SOFU T, PFEIFFER P A, et al. The numerical nuclear reactor for high fidelity integrated simulation of neutronic, thermal-hydraulic and thermo mechanical phenomena[C]∥Proceedings of the ANS Reactor Physics Topical Meeting, PHYSOR 2004. Chicago, Illinois: ANS, 2004.

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