基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能分析程序开发与验证

为实现对压水堆棒状燃料元件的精细化模拟,本文基于有限元平台MOOSE开发了棒状燃料元件性能分析程序BEEs。针对程序的燃耗、氧化层厚度和燃料温度模块分别进行了对比验证,采用BR3 Rod实验算例验证了长期稳态工况下BEEs程序的整体分析功能。结果表明,BEEs程序能获得合理准确的模拟结果,初步具备了稳态工况燃料性能分析能力。     

基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明：ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。     

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。     

基于MOOSE开发的中子扩散问题求解程序

基于MOOSE平台,开发了用JFNK方法求解中子扩散本征值、瞬态问题的程序。在程序中实现了反照率边界条件和真空边界条件的设置。通过基准题TWIGL对程序进行了验证,发现对于本征值和瞬态问题,模拟解和参考解都是一致的。程序中采用全隐式Newton法求解中子本征值问题,并与经典幂迭代法进行了对比,发现Newton法能极大减少非线性步的步数,大幅加快收敛速度。采用全空间时空动力学对中子瞬态问题进行求解,可精确跟踪空间中任何一点在瞬态过程中的变化,时间项处理采用向后欧拉差分,时间步长为0.01 s和0.05 s的计算结果和采用0.001 s为时间步长的参考解吻合得很好,说明程序在较大的时间步长下也能保证问题的收敛性和精度。     

燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC验证及应用

为对事故条件下单棒燃料元件热工-力学响应进行研究,本工作开发了燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC,主要包括温度模型、力学模型、内压模型和包壳氧化模型。采用FRAP-T6程序例题对FTPAC进行验证,并对NSRR和CABRI反应性引入事故试验的4根燃料元件进行计算。结果表明,FTPAC对未发生破损的燃料元件瞬态响应预测合理。     

基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。      

环形燃料热工水力性能分析程序开发及验证

本工作开发了环形燃料子通道分析程序SAAF。采用SAAF计算了西屋公司四环路压水堆所用环形燃料组件的热工水力性能,并与VIPRE-01的计算结果进行比较。结果表明,SAAF与VIPRE-01的计算结果符合较好,SAAF可用于环形燃料热工水力设计分析。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

燃料棒性能分析软件FRIPAC评估

为有效预测燃料棒堆内辐照行为,需将很多复杂物理现象的形成机理与实验观测相结合,建立合理的计算模型。中广核研究院有限公司开发的燃料棒综合性能分析软件FRIPAC考虑了运行过程中物理、化学、材料、热力学、辐照等综合效应对燃料棒性能的影响,可对堆内燃料棒行为进行合理预测。本文介绍了FRIPAC软件的物理模型,通过与实验数据的对比对软件进行了评估。结果显示,FRIPAC能准确预测芯块中心温度和裂变气体释放,验证了FRIPAC模型的正确性。后续将继续开展气腔体积、包壳腐蚀等模型的评估,并基于评估结果不断优化软件模型。     

基于CMS程序包的环形燃料堆芯物理计算分析

为研究在大型商用压水堆中采用环形燃料元件的可能性,需分析环形燃料的堆芯物理性能。本文研究了CASMO5程序计算环形燃料组件物理参数出现偏差的原因及其处理方法,分析了4组环形燃料先导组件加入秦山二期核电站平衡循环堆芯之后的堆芯物理参数。计算结果表明,装载的环形燃料先导组件对堆芯物理性能影响较小,基于CMS程序包开展环形燃料堆芯物理性能分析计算是可行的。