数值堆堆芯物理程序ANT-MOC针对压水堆例题的验证

<正>为提高反应堆工程设计的经济性和安全性,反应堆堆芯物理计算朝着高精度计算、高效率执行和多专业耦合的方向发展。科技部国家重点研发计划——数值反应堆原型系统开发及示范应用项目(2017YFB0202300)开发了数值反应堆堆芯高精细中子输运计算程序ANT-MOC,其算法模     

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认（V&V）等技术，建立在超级计算机上，可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像，是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上，描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系，分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求，并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统（CVR1.0）的研究进展。进展主要包括：两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件，以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统，软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明，NECP软件包精度高，可满足不同反应堆物理计算需求，具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明，NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平，对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

数值反应堆多物理多尺度耦合技术进展研究

介绍了数值反应堆的基本概念,详细调研了国际上针对数值反应堆开展的研发项目,如轻水堆先进仿真联盟（CASL）、欧洲核反应堆仿真通用平台（NURESIM）和核能先进仿真与建模（NEAMS）项目,总结了多物理耦合及多尺度耦合技术的国内外研究现状,并结合研究现状指出材料腐蚀行为与流动传热、中子物理共同作用下的多物理耦合机理、基于统一网格求解的高保真耦合程序开发是数值反应堆技术发展的重点方向。      

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(VV)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆"外在"和"内在"的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统(CVR1.0)的研究进展。进展主要包括:两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。     

高保真数值核反应堆不确定度量化方法研究进展

基于高保真模型和方法的数值反应堆具有高精度和高分辨率的特点,但核数据等参数固有的不确定度将严重影响其分析结果的不确定度。本文在综述国内外数值反应堆及其不确定度量化研究进展的基础上,重点介绍了西安交通大学核工程计算物理（NECP）实验室近年来在基于一步法的高保真数值反应堆程序NECP-X的研发与验证、核数据协方差数据库制作、基于确定论和抽样方法的不确定度传递方法研究及程序开发、核数据（包括截面、瞬发裂变谱、散射角分布等）的不确定度传递以及时空瞬态计算中的不确定度量化等方面的研究进展,提出了COST先进抽样方法,并首次基于高保真数值反应堆程序量化了各类核参数的协方差在堆芯稳态和瞬态分析中的不确定度传递,对于数值反应堆的工程应用具有重要意义。      

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。     

数字反应堆发展与挑战

数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程，并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技术挑战，如多学科和多尺度计算的时空协调问题、设计优化的复杂性、缺乏数据库等，但数字反应堆仍能更好地分析限制反应堆性能或影响反应堆安全的关键问题，以及从机理上解释那些无法通过试验观察或测量的现象。      

美能源部为8种先进反应堆提供研发资助

正【本刊2021年1月综合报道】美国能源部(DOE)2020年12月两次宣布在"先进反应堆示范计划"下为总计8种先进反应堆研发提供资助。此前,能源部曾于10月宣布2家企业成为"先进反应堆示范计划"的首批受助者。能源部2020年5月启动"先进反应堆示范计划",目标是在未来5至7年内帮助先进反应堆技术开发商建设2座示范堆,并大力支持有望在21世纪30年代中期实现商业应用的创新型先进反应堆研发。该计划包括3个子计划:一是"先进反应堆示范",     

反应堆关键设备健康监测与故障诊断技术研究进展

对反应堆关键设备开展健康监测与故障诊断技术的研究、开发及应用是反应堆安全、可靠、经济运行的重要保证，也是提升反应堆运行维护保障水平的关键环节。本文归纳了反应堆关键设备健康监测与故障诊断的基本概念，总结了反应堆设备健康监测的传感技术、监测技术和健康监测系统的研发现状，综述了基于机理模型、专家知识和数据挖掘的故障诊断技术研究现状，为了解、深化和拓展反应堆关键设备健康监测与故障诊断基础研究、技术研发和工程应用提供思路和方法借鉴。     

直接三维中子输运特征线法并行计算软件的实现

作为中子输运问题的一种重要确定论方法,特征线法（MOC）具有强几何适应性、计算流程简洁、易于大规模并行的优点。ANT-MOC是自主开发的中国数值反应堆1.0（CVR1.0）中的三维特征线法中子输运计算程序,主要用于压水堆、快堆的堆芯输运计算。ANT-MOC支持基于构造实体几何（CSG）的复杂几何建模、高效的用户输入方式、面向矩形/六边形网格的射线追踪算法,以及基于轨迹链分解的并行算法和负载平衡策略。在国产超算上,ANT-MOC可以扩展到约10万处理器核,并行效率在50%以上。针对压水堆、快堆计算问题进行验证和参数敏感性分析,结果表明ANT-MOC计算结果具有较好的稳定性和准确度。     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。     

Status and safety aspects of the 300 MW(e) GCFR demonstration plant

The Gulf General Atomic concept of the gas-cooled fast breeder reactor (GCFR) utilizes development that has already taken place on the high temperature gas-cooled reactor (HTGR), principally in plant systems and components, and it will benefit directly from the development work carried out to support the LMFBR — primarily the nuclear fuel development. Recent progress in the development work and engineering design for the 300 MW(e) GCFR demonstration plant is highlighted and the safety aspects of this plant are discussed.     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

Development of Multi-Functional Telerobotic Systems for Reactor Dismantlement

This report summarizes technological features of advanced telerobotic systems for reactor dismantling application developed at the Japan Atomic Energy Research Institute. Taking into consideration the special environmental conditions in reactor dismantling, major effort was made to develop multifunctional telerobotic system of high reliability which can be used to perform various complex tasks in an unstructured environment and operated in an easy and flexible manner.

The system development was carried out through constructing three systems in succession; a light-duty and a heavy-duty system as a prototype system for engineering test in cold environment, and a demonstration system for practical on-site application to dismantling highly radioactive reactor internals of an experimental boiling water reactor JPDR (Japan Power Demonstration Reactor). Each system was equipped with one or two amphibious manipulators which can be operated in either a push-button manual, a bilateral master-slave, a teach-and- playback or a programmed control mode. Different scheme was adopted in each system at designing the manipulator, transporter and man-machine interface so as to compare their advantages and disadvantages.

According to the JPDR decommissioning program, the demonstration system was successfully operated to dismantle a portion of the radioactive reactor internals of the JPDR, which used underwater plasma arc cutting method and proved the usefulness of the multi-functional telerobotic system for reducing the occupational hazards and enhancing the work efficiency in the course of dismantling highly radioactive reactor components.     

The first digital reactor protection system in China

The reactor protection system (RPS) used in the 10 MW high-temperature gas-cooled reactor is the first digital RPS designed and operated in China. In order to ensure its safety and reliability and to reduce the development risk and cost, some measures had to be taken. The measures adopted in the development process include the architecture of defense-in-depth, commercial grade hardware, prototype development model, separation of safety class software and non-safety class software, deterministic behavior of safety software, etc. The measures adopted in the verification and validation (V&V) process include effective dedication on the commercial grade hardware, emphasis on the assessment of the requirements and specifications, emphasis on the demonstration and testing, thorough testing for the safety function, long period demonstration operation, application of automatic test system to improve the efficiency of V&V processes, etc. As a result, this first digital RPS has passed the safety assessment of the National Nuclear Safety Authority. Its performance and safety are proven to be confident and assuring through the demonstration and testing. Thus, the design and V&V process of the first digital protection system in China was successful.     

CFD在核能系统分析中应用的最新进展

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展.CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析.CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并需要针对CFD的应用方法进行研究,包括建立最佳实践导则(BPG).CFD程序还被用于与热工水力系统程序的多尺度耦合以及与中子物理程序的耦合.CFD程序在两相流领域的应用还处于初级阶段,在湍流和多相流的模拟中需要更进一步发展.     

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队（XJTU-NuTheL）长期致力于计算流体动力学（CFD）方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年，团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟（LES）及直接数值模拟（DNS）高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括：构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型，建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型，开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展，并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向，旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。     

中国示范快堆技术选择探讨

我国快堆下一步的发展,具备商用核电站功率规模的示范性大型快堆的研发是一个必然趋势。由于中国实验快堆的技术方案在很大程度上已经非常接近商用堆参数,这使得在示范快堆的技术选择上有较多的经验可以借鉴。总的来说,示范堆的技术选择是参照第四代核能系统的部分目标,结合中国的实际进行最终选择的结果。