基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析

针对最新发布的BEAVRS2.0基准题,采用多群二维输运理论进行燃耗计算,得到离散工况下少群常数并进行截面拟合处理,将先进节块法应用于求解中子扩散方程,建立三维堆芯节块程序SimOR仿真计算模型;选取不同运行工况进行组件均匀化计算、堆芯临界计算,并建立堆芯临界燃耗分析模型,并与BEAVRS2.0基准测量解、nTRACER等程序参考解比对,其计算结果吻合很好,验证了仿真模型建立的正确性与程序计算的精准性,可以广泛应用于核电仿真计算研究,同时为压水堆燃料管理燃料组件计算、堆芯扩散-燃耗计算提供数据依据及方案参考。     

堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证

瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。     

基于先进节块法的六边形三维中子物理程序的开发与验证

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡尔坐标系下较为精确求解多维中子扩散方程。本文通过径向半解析节块法耦合轴向高阶节块展开法的综合节块方法开发了反应堆三维中子物理计算软件SA HNHEX,并对VVER 440二维、三维基准题进行建模与仿真计算。计算结果与参考值符合较好,初步验证了使用该方法进行反应堆堆芯中子扩散计算的正确性。     

典型压水堆堆芯物理-热工耦合稳态计算软件的开发与验证

为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法（NEM）和格林函数节块法（NGFM）,热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。     

堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。     

COSINE软件包物理系统V&V策略研究

软件验证（verification）和确认（validation）（简称V&V）是保证软件质量的重要手段,合理高效的V&V策略可事半功倍,COSINE软件包全称为堆芯物理-热工设计及系统安全分析软件包,其中的物理程序包括组件参数计算程序LATC、堆芯物理分析程序CORE、中子动力学程序KIND。本文以LATC、CORE、KIND为对象,以科学计算软件V&V研究为基础,提出了基于模块的验证方法和基于功能的确认方法,共同组成COSINE软件包物理系统V&V策略。     

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0的设计与验证

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利用大型压水堆BEAVRS基准题验证该程序计算的精确性。验证结果表明:NECP-Bamboo2.0具有较高的计算精度,能满足于工程需求。     

压水堆堆芯三维燃耗分析

本文介绍三维粗网燃耗分析模型及计算程序,并着重研究了截面参数局部燃耗修正,温度反馈效应,部分长度可燃毒物棒的应用以及二维计算与三维计算结果的差异。从一个45万千瓦(热)堆芯的三维燃耗分析所得出的有关结论,对改进压水堆堆芯设计和燃耗分析是很有意义的。     

基于DRAGON程序的二维/一维耦合堆芯输运计算程序开发

DRAGON程序能够进行三维特征线法(MOC)计算,但需大量的计算时间与内存,虽在其中引入大量近似并应用多种加速算法,仍无法满足工程应用的需求。基于DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块,开发二维MOC与一维节块展开法(NEM)耦合的堆芯输运计算程序DRAGON_HEU,在三维粗网有限差分(CMFD)加速算法的全局框架下通过轴向和径向泄漏项将二维全堆非均匀栅元MOC计算与轴向均匀栅元扩散计算耦合,实现三维堆芯Pin-by-Pin计算。运用C5G7-3D三维扩展基准题验证DRAGON_HEU,计算结果表明:DRAGON_HEU能够节约大量计算时间且具有很高的计算精度。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

RCS－Ⅰ反应堆堆芯模拟程序

本文介绍堆芯三维物理—热工水力耦台计算程序ＲＣＳ－Ｉ（ＲｅａｃｔｏｒＣｏｒｅＳｉｍｕｌａｔｏｒ）．其中子学模型采用先进的粗网格节块格林函数法，热工水力计算模型采用于通道分析方法．通过考虑多种反馈，该程序比较真实地描述堆芯的燃耗过程，具有临界、燃耗、中毒、跟踪和倒料等多种功能，可用于动力堆和研究堆的设计．     

数字化反应堆高保真中子学程序SHARK研发

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运计算。目前该程序的定态微观问题计算能力已建立完毕。数值结果显示,SHARK程序对于商用压水堆相关基准问题具有良好的计算精度和效率。     

COSINE子通道均相流分析程序的研发

COSINE一体化软件包的子通道安全分析程序cosSubc基于子通道控制体三维网格模型,采用轴向及横向的热工水力控制方程,包括两流体和均相流两种求解算法。本文介绍了子通道均相流程序的物理模型和数值算法,并用cosSubc均相流程序和参考程序COBRA-TF分别对典型1 000MW核电厂稳态算例进行计算分析,结果表明:cosSubc均相流程序与COBRA-TF吻合较好,具备堆芯子通道的热工水力计算能力。     

基于代码生成技术的COSINE软件开发

采用代码生成技术可大幅提高软件开发的质量和生产率,降低软件开发风险。目前已有代码生成器多是基于UML模型驱动技术,不能很好适应核电数值计算软件的开发需求。本文针对科学计算类程序的设计特点,开发了基于C#的代码生成器FCG。FCG可根据输入元数据自动生成Module变量定义Fortran代码,并根据元数据自动生成动态变量的内存分配接口和数据访问接口,方便程序直接调用。目前,FCG已应用于堆芯设计和系统分析一体化平台（COSINE）软件的开发过程,实践证明,FCG可极大提高核电软件的开发效率,同时降低软件开发的缺陷率。     

COSINE软件包组件计算程序LATC的燃耗计算模块开发与验证

燃耗计算是反应堆组件参数计算程序的核心功能之一,其计算精度直接影响堆芯物理计算精度。本文系统研究了组件参数计算程序中燃耗计算方法,建立了燃耗计算理论模型,给出了能有效解决燃耗方程刚性的数值方法,根据此方法编制了LATC程序的燃耗计算模块并进行了数值验证。计算结果表明,该燃耗计算模块精度较高,在大燃耗步、深燃耗下仍可得到合理可信的结果。     

三维多群六角形几何中子扩散程序开发

本文基于解析基函数展开方法求解中子扩散方程的原理,利用满足中子扩散方程的解析基函数,将节块内的各群中子注量率近似展开。为提高该方法的计算精度,节块间耦合条件采用面中子注量率和面中子净流连续。节块间耦合条件的选取需利用源迭代法来求解中子扩散方程。源迭代中的内迭代选用加速的高斯 塞德尔方法,外迭代采用Lyusternik-Wagner外推加速收敛技术。针对中子注量率收敛慢、有效增殖因数收敛快、内迭代方程组系数矩阵更新耗时的特点,采用一种新的加速方法--一次外迭代多次内迭代的方法。基于以上理论模型,发展了三维多群六角形几何中子扩散程序HANDF-D,对三维二群vver440基准题、高通量堆临界实验2、三维四群热堆问题、三维七群快堆问题计算的结果表明,该方法能准确快速地给出堆芯有效增殖因数和功率。     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

Two-Dimensional Baffle/Reflector Constants for Nodal Code in PWR Core Design

Currently nodal codes are widely used in three-dimensional core calculation. For nodal calculations, in addition to fuel assembly homogenization constants, baffle/reflector homogenization constants (B/R constants) have to be generated. Due to the complexity of its geometrical structure, the baffle/reflector region is usually represented by the two regions, which are called flat edges and corner edges. B/R constants are generated using an equivalent one-dimensional model for each region. However, errors of 3–4% appear for fuel assemblies along core corner when one-dimensional B/R constants are used. Therefore, in order to improve the accuracy of power distribution calculation based on the nodal method, B/R constants need to be calculated by modeling the geometrical configuration of the baffle/reflector region in greater detail. For this purpose, a method of calculating two-dimensional B/R constants that reflects the geometrical configuration has been developed, in which the geometrical configuration ouside the core is treated explicitly using a two-group fine-mesh diffusion code. The two-dimensional B/R constants thus obtained have reproduced assembly power from heterogeneous calculation within 0.5%, error regardless of fuel loading patterns.