本发明属于核反应堆，具体涉及一种核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法。
背景技术：
1、目前最广泛应用的反应堆堆型为压水反应堆，其一次侧在正常运行过程中具有极高的压力和温度，在发生破口事故时，一次侧高温高压的流体挟带巨大能量喷出，在喷射过程中会发生剧烈的闪蒸现象，冲击反应堆内的结构材料，比如裸露的管道、保温材料、金属连接软管以及电缆，会产生极大的破坏力。
2、目前针对射流冲击这一问题的计算分析，国内外在针对单相水高压射流冲击的理论模型方面已经进行了相当深入的研究，但往往均考虑压力不大于10mpa的单相冷态流体的射流冲击，也未考虑高温下流体的热载荷与闪蒸现象对结构的作用。
技术实现思路
1、为解决上述技术问题，本发明的目的在于提供一种核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，一方面能够实现考虑高温高压流体射流过程中伴随剧烈闪蒸的射流冲击现象计算分析，另一方面，能够获得结构材料在高能流体射流冲击作用下的应力应变场分布，可以提供冲击压力的数值范围，可为反应堆内结构材料选材提供参考值。
2、为实现上述目的，本发明所采用的技术方案是：
3、核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，包括如下步骤：
4、步骤1：分别创建在发生破口事故时的分别建立核反应堆受冲击结构三维固体域几何模型、一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型，共两部分三维几何模型；
5、步骤2：在步骤1的一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型上划分一次侧管道与破口流道流体域的计算流体力学网格；
6、步骤3：在步骤1的核反应堆受冲击结构三维固体域几何模型上划分受冲击结构的计算结构力学网格，受冲击结构的计算结构力学网格在与流体域的相交边界上的节点分布应与步骤2的计算流体力学网格在边界上的节点分布相同；
7、步骤4：在计算流体力学求解器中导入步骤2划分的一次侧管道与破口流道流体域的计算流体力学网格，设置破口事故发生时流体域的边界条件，使用用户自定义函数对计算流体力学求解器中的蒸发冷凝模型以及空化模型进行修正，使计算流体力学求解器可读取随压力变化下的目标流体的临界温度，使得计算时能得到随射流压力下降发生的剧烈闪蒸现象，进行计算流体力学数值模拟，记录各时刻的高温高压流体射流流动状态与流场、温度场分布，以及受冲击结构表面的压力在空间上的分布；
8、步骤5：在计算结构力学求解器中导入步骤3划分的受冲击结构的计算结构力学网格，添加受冲击结构的边界条件后将步骤4中计算所得的受冲击结构表面的压力和温度在空间上的分布作为载荷施加到受冲击结构耦合面上，运行计算结构力学求解器，获得高能流体射流冲击下受冲击结构的应力分布，获得相关应力应变场。
9、优选的，步骤2具体为：将步骤1建立的一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型导入至网格生成软件ansys fluent meshing模块中，选取合适的网格尺寸，划分流体域-固体域共节点网格；将固体域数据去除，即可得到流体域的计算流体力学网格。
10、优选的，步骤3具体为：将步骤2中的流体域-固体域共节点网格中的流体域数据去除，即可得到核反应堆受冲击结构三维固体域几何模型的计算结构力学网格，核反应堆受冲击结构三维固体域几何模型的计算结构力学网格在边界上的节点分布与步骤2得到的计算流体力学网格在边界上的节点分布相同。
11、优选的，步骤4中对计算流体力学求解器中的蒸发冷凝模型以及空化模型进行修正具体为：使用用户自定义函数将流体的饱和温度与其对应的饱和压力拟合为函数方程，添加到计算流体力学求解器的相变传质功能模块中，对计算流体力学求解器中传统的蒸发冷凝模型与空化模型进行修正，使其读取随压力变化的目标流体的临界温度。该修正方式同传统定义单临界温度或以表格输入压力及其对应临界温度的形式相比，在进行计算流体力学数值模拟时读取的临界温度值更准确，从而能获得更精确的两相射流模拟结果。
12、本发明的优点是：一方面，由于目前现有的研究多聚焦于低于10mpa的单相冷态射流，高温高压下的两相射流研究出现空缺。本发明在计算流体力学求解器中，对蒸发冷凝模型以及空化模型使用用户自定义函数进行了修正，使计算流体力学求解器可读取随压力变化的目标流体的临界温度，相比于传统的计算流体力学求解器对临界温度的确定方式能够获得更精确的两相射流模拟结果，进而实现考虑高温高压流体射流过程中伴随剧烈闪蒸的射流冲击现象计算分析。另一方面，通过流固耦合的方式，将计算流体力学求解器计算所得的受冲击结构表面的压力分布，施加到受冲击结构的耦合面上，能够获得结构在高能流体射流冲击作用下的应力应变场分布，可以提供冲击压力的数值范围，为反应堆内结构材料选材提供参考值。
1.核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤2具体为：将步骤1建立的一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型导入至网格生成软件ansys fluent meshing模块中，选取合适的网格尺寸，划分流体域-固体域共节点网格；将固体域数据去除，即得到流体域的计算流体力学网格。
3.根据权利要求2所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤3具体为：将步骤2中的流体域-固体域共节点网格中的流体域数据去除，即可得到核反应堆受冲击结构三维固体域几何模型的计算结构力学网格，核反应堆受冲击结构三维固体域几何模型的计算结构力学网格在边界上的节点分布与步骤2得到的计算流体力学网格在边界上的节点分布相同。
4.根据权利要求1所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤4中对计算流体力学求解器中的蒸发冷凝模型以及空化模型进行修正具体为：使用用户自定义函数将流体的饱和温度与其对应的饱和压力拟合为函数方程，添加到计算流体力学求解器的相变传质功能模块中，对计算流体力学求解器中的蒸发冷凝模型与空化模型进行修正，使其读取随压力变化的目标流体的临界温度。
