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。     

确定论数值反应堆程序NECP-X的开发及应用

数值反应堆是基于大规模并行计算平台,利用先进的物理模型和数值模拟算法,采用精细化建模,从而精确模拟反应堆在正常运行与事故工况中发生的各类物理现象的模拟技术。西安交通大学NECP团队基于自研的多群和连续能量数据库,提出了全局 局部耦合输运计算方法、大规模并行的2D/1D耦合输运方法等,开发了基于确定论方法的数值反应堆物理程序NECP X,并在此基础上实现了物理 热工 燃料性能分析的多物理耦合模拟计算。基于该程序及其耦合系统,在商用大型压水堆、研究堆和实验堆中进行了验证应用。数值结果表明,NECP X程序及其耦合系统可准确预测反应堆在运行过程中的关键安全参数随时间的演变情况,如有效增殖因数、功率、温度、应力、间隙宽度等,可为商用大型压水堆、研究堆和研究堆的设计及安全分析提供可靠的工具。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性验证研究

本文对国产自主化核设计程序Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性开展了研究。主要内容包括：利用Bamboo程序对三种国内典型的方形组件压水堆进行建模,并将堆芯临界硼浓度、堆芯功率分布、堆芯燃耗分布、控制棒价值和反应性系数等参数的计算结果,同堆芯实测结果或SCIENCE程序计算结果进行对比验证。结果表明,Bamboo程序在典型方形组件压水堆堆芯计算中具有良好的精度,能够满足核电厂的堆芯核设计需求。研究结果为Bamboo程序进一步的工程应用奠定了基础。     

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。     

COSINE软件包基于三代非能动压水堆低功率物理试验的确认与评估

基于三代非能动压水堆AP1000堆型的低功率物理试验结果,对COSINE软件包核设计软件的计算功能及计算精度进行确认与评估。从低功率物理试验的控制棒价值、所有棒组全提(ARO)工况末端硼浓度、ARO工况等温温度系数对比结果可以看出,COSINE软件包核设计软件计算结果与AP1000堆型低功率物理试验中的各项实测数据符合较好,均满足工程设计要求,计算精度良好。     

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。     

核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。     

核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。     

反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。     

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。     

反应堆堆芯先进中子学模拟软件SCAP-N研发

堆芯中子学计算是反应堆设计分析的基础,为提高堆芯中子学计算的模拟分辨率与计算精度,开发了反应堆堆芯先进中子学模拟软件(SCAP-N)。该程序首先根据轴向特征对堆芯进行分层,并逐层进行二维堆芯非均匀输运计算,再采用超级均匀化方法(SPH)获得栅元等效均匀化截面,最后进行三维堆芯逐棒(pin-by-pin)输运计算,获得堆芯有效增殖因子与精细棒功率分布。为提高程序计算效率,采用分布式/共享式(MPI/OPENMP)混合并行方式对程序进行了并行化开发。利用虚拟反应堆(VERA)系列基准例题及美国先进非能动压水堆(AP1000)启动物理试验实测数据对程序进行了测试验证。结果表明,相比于商用核设计程序系统,SCAP-N程序采用的逐棒输运技术能够提高堆芯中子学的计算精度。与同类型高精度中子学程序相比,SCAP-N具有更高的计算效率,可进一步提高核电厂的经济性及运行灵活性。     

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。      

压水堆核电厂反应堆轴向功率分布控制

本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。     

压水堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型,并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ,计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。     

基于统计抽样的压水堆燃料组件性能分析不确定度量化研究

为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究。采用西安交通大学自主开发的不确定度分析程序平台NECP UNICORN,分别耦合了轻水堆燃料性能分析程序FEMAXI、压水堆群常数计算程序NECP Bamboo Lattice和热工水力子通道程序CTF。首先针对不同物理过程的特点,分析需要考虑的不确定度来源。然后针对核数据协方差矩阵稀疏且不满秩的特点,应用COST方法以减少样本量。结果表明,对于燃料性能分析,边界条件、几何参数和材料性质对燃料中心温度有显著影响。对于燃耗过程,核数据和几何参数对特征值、功率分布、两群常数和核子密度的不确定度有显著影响。对于热工水力分析过程,边界条件、几何参数和模型系数对冷却剂温度和包壳温度的不确定度有较大影响。针对每种物理场,分别量化其输入输出参数的不确定度,对于后续量化复杂系统多物理耦合过程的不确定度具有重要意义。     

稳态堆芯多物理耦合系统CSSS V1.0的研发

充分考虑反应堆堆芯中子学物理、热工水力、燃料等专业的相互耦合过程,将先进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、燃料棒性能分析软件FUPAC V1.1进行集成耦合,得到稳态堆芯多物理耦合模拟设计分析系统CSSS V1.0,可计算典型压水堆的稳态运行物理、热工、燃料等专业参数。通过NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算,CSSS V1.0系统的计算结果与国际基准PARCS程序总体符合较好。     

稳态堆芯多物理耦合系统CSSS V1.0的研发

充分考虑反应堆堆芯中子学物理、热工水力、燃料等专业的相互耦合过程,将先进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、燃料棒性能分析软件FUPAC V1.1进行集成耦合,得到稳态堆芯多物理耦合模拟设计分析系统CSSS V1.0,可计算典型压水堆的稳态运行物理、热工、燃料等专业参数。通过NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算,CSSS V1.0系统的计算结果与国际基准PARCS程序总体符合较好。     

压水堆燃料管理软件Bamboo-C研发及工业确认

基于经典的“两步法”压水堆计算流程,采用目前最先进的核反应堆物理计算方法,研发了先进的压水堆燃料管理软件Bamboo-C。Bamboo-C软件主要由3个功能程序（LOCUST、SPARK、LtoS）组成,LOCUST为二维组件非均匀及等效均匀化计算程序,SPARK为三维堆芯稳态/瞬态分析程序,LOCUST和SPARK程序之间通过组件均匀化参数函数化程序LtoS链接。Bamboo-C软件具备完善的压水堆燃料管理与核设计必备的分析功能,主要包括:启动物理试验、动力学参数计算、控制棒微积分价值、功率运行跟踪等。最后,基于我国自主研发的CNP300、CNP650和CNP1000堆型的运行数据,完成了Bamboo-C软件的工业确认工作。结果表明,采用Bamboo-C软件获得的临界硼浓度、温度系数、控制棒价值以及功率分布等堆芯关键参数的计算值与实测值之间的误差均满足工业限值的要求。