高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

基于MOOSE平台的固态堆典型栅元性能分析方法研究

齐敏 李晨曦 贺亚男 王严培 杨广亮 李垣明 王浩煜

齐敏, 李晨曦, 贺亚男, 王严培, 杨广亮, 李垣明, 王浩煜. 基于MOOSE平台的固态堆典型栅元性能分析方法研究[J]. 核动力工程, 2025, 46(S1): 103-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0103
引用本文: 齐敏, 李晨曦, 贺亚男, 王严培, 杨广亮, 李垣明, 王浩煜. 基于MOOSE平台的固态堆典型栅元性能分析方法研究[J]. 核动力工程, 2025, 46(S1): 103-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0103
Qi Min, Li Chenxi, He Yanan, Wang Yanpei, Yang Guangliang, Li Yuanming, Wang Haoyu. Research on Performance Analysis Methods for Typical Lattice of Heat Pipe Reactors Based on the MOOSE Platform[J]. Nuclear Power Engineering, 2025, 46(S1): 103-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0103
Citation: Qi Min, Li Chenxi, He Yanan, Wang Yanpei, Yang Guangliang, Li Yuanming, Wang Haoyu. Research on Performance Analysis Methods for Typical Lattice of Heat Pipe Reactors Based on the MOOSE Platform[J]. Nuclear Power Engineering, 2025, 46(S1): 103-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0103

基于MOOSE平台的固态堆典型栅元性能分析方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0103
详细信息
    作者简介:

    齐 敏(1990—),男,硕士研究生,现主要从事先进核动力设计研究,E-mail: 616087145@qq.com

  • 中图分类号: TL35

Research on Performance Analysis Methods for Typical Lattice of Heat Pipe Reactors Based on the MOOSE Platform

  • 摘要: 为解决热管堆中全堆芯不同径向位置处典型栅元行为表征不准确的问题,基于MOOSE平台开发了典型栅元程序和MultiApp程序。典型栅元程序可实现对特定位置栅元的精细化分析,MultiApp程序可实现全堆芯计算,两者结合保证了堆芯不同径向位置处应力场、应变场和温度场计算结果的协调性和准确性。经典型栅元程序在不同边界设置下的计算结果表明,对称边界下的应力计算结果偏大,自由边界的应力结果更为合理,组合边界与周期性边界的温度计算类似,但应力结果不同。通过典型栅元程序与堆芯计算程序对比,可知自由边界下的典型栅元更能表征平功率分布稳态运行的全堆芯热力学行为。

     

  • 图  1  典型栅元程序模块关系图

    Figure  1.  Typical Fuel Assembly Code Module Relationship Diagram

    图  2  MultiApp程序耦合方法

    Figure  2.  MultiApp Code Coupling Method

    图  3  边界条件设置

    Figure  3.  Boundary Conditions

    图  4  典型栅元温度变化

    Figure  4.  Temperature Variation of Typical Fuel Assembly

    图  5  典型栅元位移云图

    Figure  5.  Displacement Distribution of Typical Fuel Assembly

    图  6  间隙距离随时间的变化

    Figure  6.  Variation of Gap Size with Time

    图  7  芯块辐照应变和基体辐照肿胀应变

    Figure  7.  Irradiation Strain of Fuel Pellets and Irradiation Swelling Strain of Fuel Matrix

    图  8  两种边界条件下的峰值应力

    Figure  8.  Peak Stress under Two Types of Boundary Conditions

    图  9  峰值应力、裂变气体释放量和间隙压力计算

    Figure  9.  Results of Peak Stress, Fission Gas Release and Gap Pressure

    图  10  周期性边界温度

    Figure  10.  Temperature under Periodic Boundary Conditions

    图  11  周期性边界应力与间隙压力计算

    Figure  11.  Results of Stress and Gap Pressure under Periodic Boundary Conditions

    图  12  间隙距离变化

    Figure  12.  Variation of Gap Size

    图  13  最大温度和间隙距离计算

    Figure  13.  Results of Maximum Temperature and Gap Size

    图  14  组合边界应力和间隙压力计算

    Figure  14.  Results of Stress and Gap Pressure under combined boundary

    图  15  温度云图对比

    Figure  15.  Comparison of Temperature Contour

    图  16  温度变化对比

    Figure  16.  Comparison of Temperature Variations

    图  17  应力云图对比

    Figure  17.  Comparison of Stress Contour

    图  18  应力曲线对比

    Figure  18.  Comparison of Stress Variations

    图  19  间隙距离和压力对比

    Figure  19.  Comparison of Gap Size and Pressure

  • [1] 余红星,马誉高,张卓华,等. 热管冷却反应堆的兴起与发展[J]. 核动力工程,2019, 40(4): 1-8.
    [2] POSTON D I. The heatpipe-operated mars exploration reactor (HOMER)[J]. AIP Conference Proceedings, 2001, 552(1): 797-804.
    [3] POSTON D I, KAPERNICK R J, GUFFEE R M, et al. Design of a heatpipe-cooled Mars-surface fission reactor[J]. AIP Conference Proceedings, 2002, 608(1): 1096-1106.
    [4] STERBENTZ J W, WERNER J E, MCKELLAR M G, et al. Special purpose nuclear reactor (5 MW) for reliable power at remote sites assessment report: INL/EXT-16-40741[R]. Idaho Falls: Idaho National Lab. (INL), 2017.
    [5] MA Y G, LIU J S, YU H X, et al. Coupled irradiation-thermal-mechanical analysis of the solid-state core in a heat pipe cooled reactor[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2022, 54(6): 2094-2106. doi: 10.1016/j.net.2022.01.002
    [6] GUO Y C, LI Z G, HUANG S F, et al. A new neutronics-thermal-mechanics multi-physics coupling method for heat pipe cooled reactor based on RMC and OpenFOAM[J]. Progress in Nuclear Energy, 2021, 139: 103842. doi: 10.1016/j.pnucene.2021.103842
    [7] LIU L M, LIU B, XIAO Y, et al. Preliminary thermal and mechanical analysis on the reactor core of a new heat pipe cooled reactor applied in the underwater environment[J]. Progress in Nuclear Energy, 2022, 150: 104306. doi: 10.1016/j.pnucene.2022.104306
    [8] 刘博,高新力,刘利民,等. 静默式海洋热管堆堆芯三维热力耦合研究[J]. 核科学与工程,2022, 42(5): 1222-1233.
    [9] 黄永忠,李垣明,李文杰,等. 热管堆固态堆芯典型栅元设计优化[J]. 核动力工程,2021, 42(6): 87-92.
    [10] 路怀玉,唐昌兵,李垣明,等. 热管堆燃料棒辐照-热-力学行为的数值研究[J]. 冶金管理,2020(5): 38-39.
    [11] 岳明楷,金浩,刘桐蔚,等. 热管冷却反应堆固态堆芯热力耦合性能分析及结构优化[J]. 原子能科学技术,2023, 57(2): 428-437.
  • 加载中
图(19)
计量
  • 文章访问数:  5
  • HTML全文浏览量:  1
  • PDF下载量:  1
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2025-01-15
  • 修回日期:  2025-05-12
  • 刊出日期:  2025-07-09

目录

    /

    返回文章
    返回