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龙图腾网获悉西安交通大学申请的专利一种基于有限元的核反应堆系统多物理耦合动态响应分析方法获国家发明授权专利权，本发明授权专利权由国家知识产权局授予，授权公告号为：CN116451526B 。

龙图腾网通过国家知识产权局官网在2026-04-14发布的发明授权授权公告中获悉：该发明授权的专利申请号/专利号为：202310315309.9，技术领域涉及：G06F30/23；该发明授权一种基于有限元的核反应堆系统多物理耦合动态响应分析方法是由陈荣华;朱昕阳;王金顺;蔡庆航;张鹏辉;田文喜;苏光辉;秋穗正设计研发完成，并于2023-03-28向国家知识产权局提交的专利申请。

本一种基于有限元的核反应堆系统多物理耦合动态响应分析方法在说明书摘要公布了：一种基于有限元的核反应堆系统多物理耦合动态响应分析方法，步骤如下：1、建立核反应堆热工、结构力学和水化学关键模型，包括反应堆系统两流体六方程模型、堆芯子通道两流体八方程模型、燃料元件芯块非线性本构模型以及活化腐蚀迁移模型；2、建立反应堆中子物理输运模型；3、通过传统有限元和间断有限元方法对核反应堆系统热工、堆芯子通道、结构力学、水化学分析以及中子物理模型进行离散，形成热‑力‑化学全耦合，并与中子物理紧耦合的大型残差方程组；4、使用瞬态非线性过程求解器对大型残差方程组进行求解，得到堆内各物理场参数的瞬态分布。本发明方法能够分析反应堆内复杂物理场间的多层次耦合效应机理，为堆芯可能面临的挑战性难题提供技术指导。

本发明授权一种基于有限元的核反应堆系统多物理耦合动态响应分析方法在权利要求书中公布了：1.一种基于有限元的核反应堆系统多物理耦合动态响应分析方法，其特征在于：步骤如下： 步骤1：针对核反应堆系统中涉及的复杂热工、力学和水化学关键现象，建立核反应堆系统热工-堆芯子通道-结构力学-水化学全耦合模型；堆芯外采用粗网格建立核反应堆系统两流体六方程热工水力模型和关键设备部件模型，具备反应堆一回路系统完整建模计算能力，形成反应堆系统热工分析模块，两流体六方程为液汽相质量守恒方程、液汽相动量守恒方程以及液汽相能量守恒方程，两流体六方程热工水力模型为： 式中： ——液相空泡份额； ——液相密度； ——液相速度； ——时间； ——空间z方向位置； ——相间传递的能量； ——汽相空泡份额； ——汽相密度； ——汽相速度； ——压力； ——重力加速度； ——相间摩擦阻力； ——液相壁面摩擦阻力； ——界面速度； ——汽相壁面摩擦阻力； ——液相内能； ——壁面对液相传递的热量； ——交界面对液相传递的热量； ——相间气泡的质量传递； ——交界面之间质量传递的液相焓值； ——壁面沸腾冷凝过程中汽相产生速率； ——壁面产生蒸汽引起质量传递的液相焓值； ——汽相内能； ——壁面对汽相传递的热量； ——交界面对汽相传递的热量； ——交界面之间质量传递的汽相焓值； ——壁面产生蒸汽引起质量传递的汽相焓值； 建立堆芯子通道两流体八方程热工水力模型、湍流搅混模型、相界面传热模型、格架阻力模型、相界面阻力模型和临界热流密度模型，形成堆芯子通道热工分析模块，两流体八方程为液汽相质量守恒方程、液汽相动量守恒方程、液汽相能量守恒方程以及液汽相轴向动量守恒方程，两流体八方程热工水力模型为： 式中： 下标——液相； 下标——汽相； ——子通道面积； ——通道间横向湍流交混和空泡漂移引起的质量交换； ——间隙宽度； ——轴向速度； ——通道间隙流体横向速度； ——通道轴向长度； ——单位体积相变流量； ——体积份额； ——横流流向标识； ——密度； ——通道当量直径； ——局部阻力系数； ——相界面阻力系数； ——通道间横向湍流交混和空泡漂移引起的动量交换； ——参与相变的流体轴向速度； ——通道沿程阻力系数； ——重力加速度； ——压力； ——间隙阻力摩擦系数； ——参与相变流体横向速度； ——横向相邻通道间交混长度，一般取两个通道中心距； ——通道间横向湍流交混和空泡漂移引起的能量交换； ——通道湿周； ——比焓； ——单位体积流体与相界面间传递的热量； ——加热壁面表面热流密度； ——与通道m对应的加热周长份额； ——壁面直接加热汽相的热量份额； 建立辐照热力耦合条件下燃料元件非线性导热与力学本构模型，包括弹塑性、高温蠕变、高温相变、高温氧化和包壳失效模型，形成力学性能分析模块，导热与力学本构模型为： 式中： ——燃料密度； ——燃料比定压热容； ——燃料元件温度； ——时间； ——导热系数； ——燃料释热率； ——柯西应力张量； ——体积力； 建立基于综合传导模型的腐蚀产物沉积模型，聚焦反应堆内关键核素扩散、腐蚀及腐蚀产物沉积水化学关键现象，形成水化学分析模块，腐蚀产物沉积模型为： 式中： ——堆芯表面腐蚀产物质量； ——时间； ——溶解腐蚀产物沉积速率； ——颗粒腐蚀产物沉积速率； ——沉积层侵蚀速率； 步骤2：建立中子物理输运模型，采用非结构化网格离散实现精细化建模，结合离散纵标法和多群能量近似方法提高对角度和能量的处理精度，同时基于共振自屏计算技术综合考虑共振干涉效应、温度分布效应、空间自屏效应、共振弹性散射效应、边缘效应和多群等效效应的影响，结合目标堆型的多群数据库、连续能量数据库和燃耗数据库，形成基于确定论方法的堆芯物理模块，中子物理输运模型为； 式中： ——中子速率； ——时间； ——方向； ——能量； ——散射相函数； ——总反应截面； ——散射截面； ——裂变截面； ——位置； ——中子角通量密度； ——平均裂变中子数； ——裂变谱函数； ——附加中子源； 步骤3：基于最近点传递和L2映射算法建立中子物理场和热-力-化学场间的数据映射；然后通过有限元方法对核反应堆系统热工-堆芯子通道-结构力学-水化学全耦合模型进行离散得到模型的弱解形式，构建热-力-化学全耦合，并与中子物理紧耦合的大型残差方程组； 步骤4：在统一框架下通过瞬态非线性求解工具，使用预处理JFNK方法对大型残差方程组进行迭代求解，得到核-热-力-化学场中物理量在时间空间上的分布。

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