堆芯热工水力多尺度耦合计算研究

压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究郑勇，彭敏俊*，夏庚磊，刘新凯【摘要】摘要：采用RELAP5-HD作为堆芯耦合计算程序，以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象，建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型，在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。

结果表明，使用RELAP5-HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好，获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。

稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理/热工水力反馈效应的理论分析，证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性，为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。

【期刊名称】原子能科学技术【年(卷),期】2014(000)012【总页数】6【关键词】RELAP5-HD程序；秦山核电二期堆芯；物理/热工水力耦合；掉棒事故反应堆堆芯是一涉及反应堆物理、热工水力等诸多方面的复杂系统。

一方面，堆芯内裂变功率的分布很大程度上决定了热工水力参数的变化。

同时，热工水力参数的分布又会通过慢化剂温度效应和燃料多普勒效应来影响反应性的变化。

RELAP5是研究反应堆热工水力现象的最佳估计系统程序，其早期版本的中子物理计算采用点堆模型，因此为了研究堆芯的某些不对称现象或局部具有强烈物理/热工水力反馈作用[1-3]时，国外学者将RELAP5程序作为热工水力程序通过耦合接口与其他物理程序进行耦合计算来研究反应堆堆芯多物理场耦合现象[4-6]。

RELAP5-3D是RELAP5系列程序的最新版本，取得的最主要进展是引入了三维物理计算程序Nestle和三维水力学部件，具备对堆芯进行三维物理/热工水力耦合计算的能力。

RELAP5-3D程序经美国GSE公司改造，实现了在仿真平台SimExec上运行的目的，最终形成了RELAP5-HD程序。

本文针对秦山核电二期工程堆芯部分进行仿真研究，基于两步法首先利用RELAP5-HD程序建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型；其次由组件程序HELIOS计算出各类组件在大量工况下的少群截面参数，进行拟合处理后作为RELAP5-HD程序的输入值；最后进行稳态计算和事故工况仿真研究，以验证所建立的耦合模型的准确性。

反应堆热工水力计算模型研究一、反应堆热工水力计算模型的重要性随着人们对清洁能源的需求不断增加，核能作为一种清洁、高效的能源形式，备受关注。

而反应堆的热工水力计算模型则是核能发电的重要组成部分。

反应堆热工水力计算模型可以对反应堆的热力学性能、水力学性能和安全性能等方面进行预测和评估，为反应堆的稳定运行和安全运行提供了基础保障。

因此，反应堆热工水力计算模型的研究和优化对于提高反应堆的运行效率、保障反应堆的安全运行以及推广核能发电等方面都具有十分重要的意义。

二、反应堆热工水力计算模型的基本原理反应堆热工水力计算模型主要涉及热力学和水力学两方面。

热力学方面，热力学模型主要是通过数学公式和软件仿真来模拟反应堆的放射性衰变过程、热传输过程、燃料的热效应等，从而得到反应堆的温度、压力、功率等重要参数。

水力学方面，则需要应用流体力学的理论和方法，对反应堆中流体运动、压降、流量、湍流等水力学现象进行模拟计算，从而研究反应堆内的水流动态，掌握反应堆的水力性质。

综合热力学和水力学，可以构建出反应堆工作姿态、切换姿态、事故状态的数学模型，进行仿真计算。

三、反应堆热工水力计算模型的研究现状反应堆热工水力计算模型的研究，主要集中在成熟核电站的运行优化和新型反应堆的设计上。

通过对现有反应堆的建模和仿真计算，揭示其中的热力学、水力学参数分布规律，进而优化反应堆的运行模式，提升反应堆效率。

同时，反应堆热工水力计算模型的研究也涉及到新型反应堆设计的相关问题。

对于新一代反应堆的研究和设计，需要基于大量实验测试和数据，构建反应堆的数学模型，对反应堆的可行性、稳定性和安全性进行全面评估。

四、反应堆热工水力计算模型的未来发展反应堆热工水力计算模型的研究，将成为反应堆稳定运行的必要条件之一。

未来的研究方向包括以下几个方面：1、建立更加精细、准确的反应堆热工水力计算模型，用于反应堆各种状态的热力学和水力学计算，同时对反应堆事故状态进行预测和评估。

适用于反应堆的多物理耦合框架研究引言在核能技术领域，多物理耦合是一个重要的研究方向。

随着反应堆技术的不断发展，对于反应堆系统的多物理耦合模拟和研究也变得越来越重要。

多物理耦合框架是一种将不同物理过程（如热传导、流体动力学、中子输运等）相互耦合的方法，能够更全面地描述反应堆系统的行为。

本文将探讨适用于反应堆的多物理耦合框架研究的相关内容。

一、多物理耦合框架的概念多物理耦合框架是一种用于描述不同物理过程相互作用的数学模型。

在反应堆系统中，热传导、流体动力学、中子输运等物理过程同时存在并相互影响，需要采用多物理耦合框架来综合考虑这些过程。

多物理耦合框架的建立主要包括以下几个步骤：确定系统的物理过程和相互之间的耦合关系、建立数学模型和方程、开发数值方法进行求解、验证和验证方法的有效性。

二、多物理耦合框架在反应堆系统中的应用1. 热传导和流体动力学的耦合在反应堆系统中，热传导和流体动力学是两个重要的物理过程。

燃料棒内部的热传导过程决定了燃料的温度分布，而冷却剂的流体动力学行为直接影响着热能的传递和燃料棒的冷却效果。

研究热传导和流体动力学之间的耦合关系对于反应堆系统的安全和性能至关重要。

2. 中子输运和热工水力的耦合在压水反应堆等中子热中子多物理系统中，中子输运和热工水力是两个紧密联系的物理过程。

中子输运方程描述中子的输运和相互作用，而热工水力方程描述了冷却剂的流动和温度场的分布。

研究中子输运和热工水力之间的耦合关系，可以更准确地评估中子感应热和流体动力学效应对于反应堆系统的影响。

三、多物理耦合框架的研究进展随着计算机技术的不断进步，多物理耦合模拟和研究的能力也得到了极大的提升。

基于有限元方法和有限体积法等数值方法，可以对包括热传导、流体动力学、中子输运等在内的多个物理过程进行耦合模拟，并获得准确的数值解。

开展了大量的实验和验证工作，验证了多物理耦合模拟方法的有效性和准确性。

四、未来的研究方向1. 多尺度多物理耦合模拟目前的多物理耦合模拟主要集中在宏观尺度上，而对于微观尺度的物理过程（如燃料的微观结构、冷却剂的微观结构等），还需要进一步研究和开发多尺度多物理耦合模拟方法。

核反应堆多物理场耦合模拟研究在核能领域, 针对核反应堆的安全性能评估和优化设计等问题涉及多种物理量的耦合, 包括核燃料温度, 热工水力, 中子输运, 辐射传输等。

因此需要进行多物理场耦合模拟研究, 提高反应堆设计的安全可靠性。

核反应堆的设计与研发需要运用多学科间的知识和技术。

理论计算技术在这一过程中逐渐发挥越来越重要的作用。

多物理场耦合模拟研究是其中的关键环节。

其主要目的是利用计算机对反应堆的设计、运行过程进行三维复杂性模拟，揭示反应堆的物理本质，评估其运行安全性，并对其进行性能优化。

通过强化这种动态分析和模拟模型的研究，为核反应堆的集成设计理念提供有力的技术支撑。

核反应堆多物理场耦合模拟的方法主要分为两种: 耦合法和嵌套法。

耦合法主要是将不同的物理场计算所得的计算量进行耦合, 形成反应堆的全尺寸数值模拟, 以解决真实反应堆中复杂的多物理场耦合问题。

在计算预测的求解过程中, 可以针对不同-物理问题采用不同的数值计算方法和求解策略。

嵌套法则依赖于不同领域的单物理场计算结果进行反应堆数值模拟，通过这种方法来实现各个物理量之间的耦合。

耦合法和嵌套法各有优缺点。

耦合法模拟的范围广，整体性强，但解题需要花费的时间和计算资源较多。

嵌套法相对快速，但它只能处理单一物理场的模拟。

反应堆燃料的核物理行为是核能问题的核心。

核物理运动方程是核反应堆模拟的核心部分。

核物理计算在许多科学研究和工程应用领域都占有重要的位置。

核反应堆不同层次的模拟均需要进行核物理计算。

由于核能问题是多组分多物理场的高度复杂问题,目前的研究方法还受到许多限制。

核能领域需要发展出更准确和有效的计算模型, 将核反应堆的多物理场耦合行为表现得更加准确和精细, 以提高核能的应用和研究水平, 进而实现我国核能事业走较为稳健的道路。

为了更好地模拟反应堆的多物理场耦合, 必须借助高性能计算技术，开展大规模并行计算, 以缩短计算时间, 扩大计算规模, 提高计算精度, 解决核能领域面临的现实挑战, 为我国的核能事业构建更为壮大、先进的技术支撑。

关于压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性分析作者：孙暖来源：《现代企业文化》2019年第22期中图分类号：TM623 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2019）8-191-01摘要对于反应堆堆芯而言，其在具体的实践中，会涉及很多方面的因素，比如热工水力、反应堆物理等内容。

基于这些情况，一方面可以说，热工水力参数会受到一些因素的影响，这些因素可能是堆芯内裂变功率；另一方面，对于反应性变化而言，其可以受到热工水力参数的影响，主要通过两点方式进行，其一是燃料多普勒效应；其二是慢化剂温度效应。

关键词压水堆核电站堆芯物理热工水力耦合特性对于RELAP5程序而言，RELAP5-3D是最新版本，在该项实践中，应用到的元素主要有两个，其一是三维物理计算程序；其二是三维水力学部件。

在应用这两种元素的同时，对堆芯进行计算，主要涉及热工水力耦合、以及三维物理两方面内容。

这一模式的应用，对于实践有着不错的效果。

基于此，本文将以RELAP5-HD为基点，进行堆芯耦合计算，并建立对应的模型，从而细致地研究堆核电站堆芯物理以及热工水力耦合特性问题。

一、RELAP5-HD 相关仿真模型的建立（一）中子物理模型在建设RELAP5-HD 模型时，其所使用的程序中有很重要的一个，即Nestle程序。

在利用该程序时，还融合进了新的内容，也就是衰变热计算模型，对于该模型进行适当的修改后，就投入到Nestle程序中。

对于Nestle程序而言，其具备一个基础模型，就是扩散方程模式，在该模式中，其是三维带6组的少群，还可以缓发中子。

关于这一模式的应用原理，主要涉及这几点内容，第一点是 NEM方式；第二点是三维功率系统分布，该分布属于非线性迭代模式。

之后，在进行对应的加速求解，就可以解决此时出现的问题，比如堆芯稳态特征值、以及瞬态等问题，在这一过程中，我国对于六角形等组件方面的计算比较有优势。

（二）物理/热工水力节块划分与藕合方式在该应用中，其所依据的方法主要是相关节块法，并以此为基点展开对应的后续工作。

适用于反应堆的多物理耦合框架研究【摘要】本文主要围绕适用于反应堆的多物理耦合框架展开研究，通过建立热工水力耦合模型、热工-结构耦合分析、热工-流固耦合模拟、以及辐射传热与燃料燃耗耦合，探讨了在多物理场耦合作用下反应堆运行的相关机理。

通过介绍多物理耦合框架的概念和重要性，本文阐述了在反应堆设计和安全分析中的关键作用。

结合研究总结和未来研究展望，突出了多物理耦合分析在提高反应堆安全性和效率方面的重要性，为未来相关研究提供了有益的启示。

通过本文的阐述和分析，读者可以更深入了解多物理耦合框架在反应堆领域中的应用价值和发展前景。

【关键词】核反应堆，多物理耦合，热工水力耦合，热工-结构耦合，热工-流固耦合，辐射传热，燃料燃耗，研究总结，未来研究方向。

1. 引言1.1 研究背景随着计算机技术和数值模拟方法的不断发展，多物理耦合框架在反应堆研究领域中得到了广泛应用。

通过将热工水力、热工-结构、热工-流固、辐射传热等不同物理过程进行耦合，可以更准确地模拟反应堆内部各部件之间的相互作用，为反应堆设计和安全评估提供重要参考。

研究建立适用于反应堆的多物理耦合框架具有重要意义。

通过深入探索各物理过程之间的相互作用关系，可以为提高反应堆的安全性、效率和可靠性提供理论指导和技术支持。

1.2 研究意义研究适用于反应堆的多物理耦合框架具有重要的意义。

在核能领域，反应堆是一种重要的能源供给方式，而多物理耦合是反应堆内部各种物理过程之间密切关联的重要特征。

通过研究适用于反应堆的多物理耦合框架，可以更好地理解反应堆内部各种物理过程之间的相互作用关系，为提高反应堆的安全性、稳定性和效率性提供理论支持。

随着核能技术的不断发展，反应堆的设计日益复杂，各种物理过程之间的耦合效应也变得越来越重要。

适用于反应堆的多物理耦合框架研究有助于优化反应堆设计，提高反应堆的性能，并减少事故的发生概率。

通过建立完善的多物理耦合模型，可以更准确地预测反应堆的行为，指导运行和维护实践，从而确保反应堆的安全运行。

研究面向芯粒尺度的电-热-力耦合多物理场计算方法与快速仿真工具1. 引言1.1 概述随着芯粒尺度电子器件的不断发展和进步，对于这些微小结构中的电-热-力耦合效应进行准确建模和仿真变得越来越重要。

在微纳米尺度下，电流流过芯粒会产生大量热量，并导致材料的热膨胀和应力分布的变化，进而影响器件的性能。

因此，研究面向芯粒尺度的电-热-力耦合多物理场计算方法成为了一个迫切需要解决的课题。

1.2 文章结构本文将首先提供关于该领域背景和问题意义的概述，并介绍该领域相关工作的现状。

接下来，我们将详细介绍芯粒尺度电-热-力耦合多物理场计算方法的理论基础、模型建立以及数值算法等方面内容。

然后，我们将描述开发出的快速仿真工具的设计思路、开发过程及实现技术，并通过案例分析展示其应用效果。

随后，我们将进行实验验证，并对比分析结果进行讨论。

最后，在总结实验验证与结果分析之后，我们将给出研究成果的总结，并进一步探讨改进和发展的方向。

1.3 目的本文旨在研究面向芯粒尺度的电-热-力耦合多物理场计算方法与快速仿真工具。

通过建立准确可靠的多物理场模型和高效的数值算法，我们致力于提供一个能够准确预测微纳米尺度器件中电、热和力场相互作用效应的计算方法。

同时，开发出快速仿真工具，为工程实践提供有效且可靠的辅助分析工具。

我们希望通过本研究对芯粒尺度电-热-力耦合问题进行系统深入地探索，为相关领域的科学研究和实际应用提供有益的参考。

2. 芯粒尺度电-热-力耦合多物理场计算方法：2.1 理论基础：在芯粒尺度的研究中，考虑到电、热和力等多个物理场之间的相互作用是必要的。

在本节中，将介绍一些与芯粒尺度电-热-力耦合多物理场计算方法相关的理论基础。

首先，对于电热物质耦合问题，我们需要考虑导电材料的电场分布情况。

这可以通过求解泊松方程来实现，其中包括材料的导电特性以及边界条件等。

同样重要的是考虑Joule 加热效应，这是由于导电材料内部存在电流通过而产生的热量。

核反应堆设计中的热工水力学研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益重要的背景下，核反应堆作为一种高效、清洁的能源来源，受到了广泛的关注和研究。

而在核反应堆的设计中，热工水力学是一个至关重要的领域，它对于确保反应堆的安全、稳定和高效运行起着关键作用。

热工水力学主要研究核反应堆内的热量传递、流体流动以及与之相关的物理现象和过程。

简单来说，就是要弄清楚反应堆内部的热能如何产生、如何传递，以及冷却剂（通常是水）如何流动来带走这些热量。

在核反应堆中，燃料芯块会通过核裂变反应产生大量的热能。

如果这些热能不能及时有效地被带走，就会导致燃料温度过高，甚至可能引发堆芯熔毁等严重事故。

因此，设计合理的冷却系统，保证热量的快速、均匀传递，是核反应堆设计的首要任务之一。

冷却剂的流动特性是热工水力学研究的一个重要方面。

冷却剂在反应堆内的流动速度、压力分布、流动阻力等都会影响热量传递的效率。

为了优化冷却剂的流动，研究人员需要通过理论分析、实验研究和数值模拟等手段，深入了解流动规律，并据此设计合适的流道结构和管道布局。

传热过程也是热工水力学的核心研究内容之一。

在核反应堆中，热量主要通过热传导、热对流和热辐射三种方式传递。

其中，热传导是指热量在燃料芯块内部的传递；热对流则是指冷却剂通过流动带走燃料表面的热量；热辐射在高温下也会有一定的作用，但相对较小。

研究人员需要准确地计算和预测各种传热方式的贡献，以评估反应堆的热性能。

在核反应堆的设计中，热工水力学的研究还需要考虑许多复杂的因素。

例如，燃料元件的几何形状和排列方式会影响热量的产生和传递；反应堆的功率水平不同，热工水力学特性也会有所差异；运行工况的变化，如功率的升降、冷却剂流量的改变等，也会对反应堆的热工性能产生影响。

为了研究这些问题，科学家们采用了多种方法。

实验研究是其中的重要手段之一。

通过在实验装置中模拟核反应堆的运行条件，可以直接测量各种参数，获取真实的数据。

然而，实验研究往往受到成本高、周期长、条件受限等因素的制约。

适用于反应堆的多物理耦合框架研究1. 引言1.1 背景介绍为了更好地理解和分析反应堆中的多物理耦合问题，科研人员开展了大量的研究工作，以建立相应的数值模型和模拟方法。

针对这些问题，研究人员提出了多物理耦合框架，即将不同物理领域的耦合关系纳入统一的计算框架中，实现多物理量的紧密耦合计算。

多物理耦合框架的研究将有助于更好地模拟反应堆系统的动态行为和相互作用，在提高反应堆系统性能和安全性方面起到重要作用。

深入研究适用于反应堆的多物理耦合框架是当前研究的一个重要方向，对推动反应堆技术的发展具有重要意义。

1.2 研究意义研究意义：反应堆是一种能够产生大量热能的装置，被广泛应用于核能发电、医疗放射性同位素生产等领域。

在反应堆运行过程中，多种物理过程如核裂变、传热、流体动力学等相互耦合，相互影响。

研究适用于反应堆的多物理耦合框架，不仅可以提高反应堆的设计和运行效率，还可以确保反应堆的安全性和可靠性。

深入研究和发展反应堆多物理耦合框架具有重要的意义。

通过建立多物理耦合框架，可以有效地模拟和分析不同物理过程之间的相互影响，为优化设计反应堆提供理论基础。

利用多物理耦合框架可以开展反应堆的性能评估和优化，提高反应堆的能源利用率和安全性。

在当前全球能源需求日益增加的背景下，开发高效、安全的反应堆技术具有重要意义。

研究适用于反应堆的多物理耦合框架，既能够推动反应堆技术的发展，又能够促进核能行业的可持续发展。

【未达到2000字的要求，请继续补充完善】。

2. 正文2.1 反应堆多物理耦合问题概述反应堆是一种能够产生巨大能量的设备，其中核裂变会释放出巨大的热量。

为了确保反应堆的安全运行，必须考虑多个物理过程之间的耦合关系。

反应堆的多物理耦合问题主要包括热工水力、中子输运和燃料热力学等多个方面。

热工水力是指反应堆内部燃料棒和冷却剂之间的传热和传质过程。

燃料棒的温度分布会影响到冷却剂的流动速度，冷却剂的流速又会影响到燃料棒的温度，二者相互耦合，互相影响。

熔盐冷却球床堆堆芯热工水力特性数值分析熔盐冷却球床堆由美国加州大学伯克利分校和橡树岭国家实验室共同设计的一种安全性、经济性好的新型核反应堆，属于氟盐冷却高温堆中的一种，它集中了第四代核能系统中熔盐堆和高温气冷堆的各自优势，采用包覆颗粒技术的燃料球作为燃料元件，使用熔融盐作为堆芯冷却剂，具有高功率密度、低运行压力以及热电效率高等特点，既满足新一代核能系统的需求，在技术层面上又具有极大的可行性，在未来的能源系统中具有广阔的应用前景，对于改善环境、实现可持续发展具有重要意义，因而日益受到世界各国的关注。

对于核反应堆最基本要求是安全，在反应堆整个寿期内能够长期稳定运行，在事故工况下堆芯不受破坏，而且能够安全性要靠反应堆物理、热工、结构、材料、控制和化工等多方面的设计来共同保障，而热工水力设计在其中起着尤其重要的作用。

反应堆热工水力分析是研究燃料元件内的温度分布、堆芯冷却剂的流动状况及传热特性以及在各种瞬态和事故工况下的压力、温度、流量等热力学参数随时间的变化。

本论文借助计算流体力学方法，利用FLUENT程序对美国加州大学伯克利分校设计的900MW模块化熔盐冷却球床堆进行了研究，分析了堆芯中心热通道内的稳态热工水力行为。

在缺乏准确实验数据的情况下，通过附加不同的阻力因子来模拟堆芯球床、冷却剂的温度分布和冷却剂的流场情况，对经验公式的适用性进行了验证。

通过对附加Ergun以及KTA阻力因子的计算结果分析表明，冷却剂平均温度，最高温度，固相球床的平均温度，最高温度在不同的阻力因子下差别均很小，对流固两项温场的分布影响不显著；不同的阻力因子对通道内流场的分布以及压降的影响较大；模块化熔盐冷却球床堆的设计具有较大的安全裕度，在失去部分冷却剂情
况下堆芯燃料球温度仍能够处于安全阈值之内，热量能够被冷却剂有效的输出。

压水堆物理—热工多尺度耦合计算研究反应堆热工水力分析程序根据网格尺度分类为多种程序。

网格尺度大的分析程序能对整个系统进行计算,但其分辨率低,不能在局部区域给出详尽的计算结果。

网格尺度小的分析程序能对局部区域进行计算,但其模拟结果缺少系统整体响应,对于某些特定工况适用性较低。

同时,核电站涉多个相互存在着复杂相互作用关系的物理场,如果计算中仅考虑自身物理场的影响,会导致计算结果缺乏其他物理场的响应。

因此,采用多物理过程耦合及多尺度耦合方法进行反应堆仿真计算,可以大大提高仿真结果可靠性和精确性。

首先,本文以秦山Ⅰ期核电站为对象,利用热工水力子通道程序COBRA（Coolant Boiling in Rod Arrays）和堆芯物理计算程序REMARK（Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics）建立堆芯热工水力模型与堆芯物理模型,并分别采用松耦合与Picard迭代的耦合方式进行核热耦合程序开发,同时对不同的耦合方式在耦合计算中产生的影响进行分析;使用模块化的系统程序THEATRe^TM对秦山Ⅰ期主冷却剂系统建模,并与开发的核热耦合程序进行耦合,获得主冷却剂系统多尺度多物理过程耦合计算程序。

使用主冷却剂系统耦合程序对稳态满功率工况、反应性引入事故、主泵断电事故、紧急停堆事故和高功率快速降负荷工况进行计算,通过对稳态计算与瞬态计算结果进行分析,分析结果表明,稳态计算相对误差满足仿真精度要求,瞬态计算结果变化趋势与实际过程相符,证明了程序具有完成主冷却剂系统仿真能力。

其次,为对精细化的物理热工耦合进行研究,本文以秦山Ⅰ期核电厂燃料组件为对象,利用基于特征线法求解三维中子输运方程的物理程序与子通道程序建立精细化的物理模型与热工水力模型,并针对精细化耦合提出了一一对应的网格映射方案及基于拟合法的积分平均数据传输方法,同时使用Python语言编写外部控制程序控制程序间的网格映射、数据传递和收敛判定,完成精细化核热耦合程序开发。

适用于反应堆的多物理耦合框架研究作者：卢忝余潘俊杰庞勃张思原王媛美来源：《科技视界》2020年第08期摘要本文对适用于反应堆的多物理耦合框架进行相关介绍，并且对其基本层级结构做进一步描述，指出了发展多物理耦合框架的关键点。

关键词反应堆;多物理耦合框架;层级中图分类号： TL362.1 ; ; ; ; ; ; ; ; ; 文献标识码： ADOI：10.19694/ki.issn2095-2457 . 2020 . 08 . 12AbstractSome multi-physical coupling frameworks applying to nuclear reactor system are introduced in this paper， the structure of multi-physical coupling frameworks is also specified. Finally， the key points of developing multi-physical coupling framework are explained.Key wordsNuclear reactor system; Multi-physical coupling framework; Structure0 引言随着计算机技术的发展，反应堆模拟的硬件壁垒被不断打破，当存储空间、内核不再是制约反应堆程序设计的因素后，研究人员将更多精力集中在反应堆精细化数值模拟上。

而反应堆系统数值模拟是多物理、多尺度的。

在对反应堆作数值模拟时，需要对不同的物理过程或物理场进行模拟，涉及例如材料性能、传热性能、热工水力变化、物理计算分析等多个方面。

在计算过程中，会通过小尺度、中间尺度上的某些现象，反映在较大尺度的参数上，例如对燃料性能进行分析时，燃料肿胀、气体生成等行为将影响燃料与包壳的关系，导致两者间热传递方式、性能的变化，而后将影响堆芯的热工水力与物理计算结果。

ADS堆芯热工水力计算方法研究加速器驱动次临界系统(即ADS)是一种高效的核废物嬗变装置,同时也是中子科学研究的重要平台。

国际上关于ADS的研究起步较早,开发活跃,我国也正在逐步开展,但是在热工水力计算方面存在一定差距。

ADS堆芯热工水力计算方法具有其独特性,是研究设计中的关键技术之一,开展研究是十分必要的。

本文针对初步设计的堆型开展了堆芯物理热工耦合计算方法和堆芯多孔介质模型计算方法研究。

初步设计的ADS堆型主要的结构及运行工况特点有：组件内燃料排布密集、根据燃料富集度将堆芯组件分内外两区排布；靶件系统选择无窗靶,系统独立,可以单独分析；冷却剂系统具有三个并行的一回路。

首先,建立了物理热工耦合计算方法。

通过对单通道模型及组件单通道模型的热工计算方法的分析,利用堆芯材料物性参数的计算公式,建立了ADS单通道热工程序,并与物理计算程序MCNP耦合建立方法。

验证了耦合方法的合理性,得出了设计堆芯的功率分布和热工参数。

通过耦合前后的数据对比,表明初步物理计算结果与实际结果有一定差别,导致功率密度变化的主要原因是调用核素数据库的改变。

提出了堆芯径向功率展平的优化建议。

其次,建立了反应堆堆芯多孔介质模型方法。

建立了模型孔隙率、渗透率、阻力系数等参数的计算公式,将西安脉冲反应堆堆芯简化为多孔介质模型,利用计算流体力学软件模拟了堆芯及堆池内冷却水循环,与实际运行结果对比,证明了方法的正确性和可靠性。

利用该方法,可将ADS堆芯简化为整个反应堆系统中一个子系统,从而使堆池系统中的冷却剂流动分析十分方便,为ADS堆的后续热工分析做了准备。

ADS 堆芯热工计算方法的研究和建立,为进一步ADS研究设计工作提供了参考及手段,使设计的堆型结构布局更加合理,性能更加安全稳定。