中国实验快堆热工流体现象多维度耦合分析方法研究

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法有机的结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的统一.本文根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于RUBIN和FLUENT的耦合程序框架,通过对中国实验快堆满功率运行工况的测试计算,完成了对耦合程序的初步验证.     

DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用

DINROS是应用于多环路、多回路快中子反应堆装置瞬态工况分析计算的系统程序,也可以用于快中子反应堆动态特性及安全性能的研究.给出了DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用.     

二维输运燃耗耦合程序开发与验证

为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。     

中国实验快堆动态模拟系统的建立：用于系统安全分析和仿真研究

ＯＡＳＩＳ是一个快堆系统安全分析程序,它既可用来分析整个快中子反应堆各系统的稳态与各种瞬态特性,也可用来模拟反应堆控制与调节系统,从而可对中国实验快堆的各种运行工况和事故工况进行宏观分析和研究。ＯＡＳＩＳ程序前身是已经应用于法国超凤凰的反应堆和凤凰反应堆安全分析的ＤＹＮ２Ｂ程序。     

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程,堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发,实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合,并且通过例题验证了耦合的正确性。     

49-2游泳池式反应堆全场断电事故与自然循环能力分析

在全场断电事故下,采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析,验证反应堆利用自然循环和自身负反应性对事故的缓解能力,并简要讨论了堆芯通道和主泵惰转对事故后果及进程的影响。计算结果表明,在49-2反应堆发生全场断电事故且紧急停堆系统失效后,反应堆可依靠自身的负反应性使反应堆处于停堆状态,并能形成稳定的自然循环,导出堆芯余热,验证了49-2反应堆在全场断电超设计基准事故中是安全的。     

热管式空间反应堆燃耗计算研究

针对热管式空间反应堆,基于OpenMC程序产生均匀化截面参数,并由确定论快堆分析程序SARAX进行堆芯输运及燃耗计算。以蒙特卡罗程序（MCNP）的输运计算结果以及MVP程序的燃耗计算结果作为参考解,通过对比稳态输运计算和燃耗计算的结果,证明了耦合的OpenMC和SARAX程序系统对于空间堆中子学分析和燃耗分析的适用性和高效性。为热管式空间反应堆的设计分析提供了参考。      

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.     

高温气冷堆全耦合系统直接联立求解的方法研究和程序开发

反应堆耦合计算是对现有反应堆各领域数值技术的融合、集成和提升,完整的反应堆核电站系统同时具有多种耦合机制,是一个超大规模非线性强耦合系统,以JFNK/NK为代表的直接联立方法是极具潜力的发展方向。本文在综述国内外反应堆耦合计算研究的基础上,介绍了清华大学核能与新能源技术研究院在高温气冷堆核电站全耦合直接联立求解方法及程序开发方面的研究工作。针对高温气冷堆多物理、多尺度、多部件、多回路、多模块的耦合特点,首次提出了非线性消去直接联立方法等关键技术,研发可以描述多层级耦合结构的统一耦合平台框架,已形成多个中间版本的程序。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

核电厂全范围模拟机流固换热耦合并行技术研究

基于RELAP5程序热工水力计算原理，研究热构件壁面温度及热流密度耦合并行技术在核电厂全范围模拟机中的应用。整体模型通过热构件壁面温度或热流密度拆分为两个模型耦合并行计算，计算结果分别与整体计算的结果进行对比。结果表明:在间壁式换热器的热构件模型中，热流密度作为耦合参数时计算结果不准确；壁面温度作为耦合参数时可以准确计算。将温度耦合技术用于典型四环路压水堆核电站蒸汽供应系统的仿真计算，计算结果表明:间壁式换热器的热构件模型的温度耦合并行计算能有效提高CPU利用效率和计算速度，为模拟机的实时计算提供更多的保障。      

基于统一几何建模的高保真物理-热工耦合方法研究及其在SPERT实验堆堆芯的计算应用

针对各类小型动力堆或实验堆开展物理-热工耦合模拟计算时,由于非规则几何结构的存在而带来物理-热工网格映射关系复杂且不可统一预置的问题,基于数值反应堆高保真物理计算程序NECP-X开展了基于统一几何建模的物理-热工耦合方法研究,基于中子学模型建立物理-热工耦合的映射关系,并结合NECP-X程序中的瞬态计算方法实现了特殊功率偏移实验（SPERT）实验堆堆芯的直接瞬态计算;计算了SPERT实验堆稳态算例并与蒙特卡罗程序的结果进行对比,在此基础上,对SPERT实验堆进行了瞬态计算分析并与实验值进行对比。结果表明,NECP-X程序中子学计算的特征值和棒功率分布计算结果具有较高的精度;基于统一几何建模的网格映射方法可以方便快捷地实现复杂几何压水堆的物理-热工耦合计算;与实验值相比,瞬态计算的总功率、反应性随时间的变化曲线具有较高的精度,并且可提供精细的功率及温度分布。      

基于MPS方法的离散固体与流体相互作用数值模拟研究

与网格法相比,移动粒子半隐式(MPS)方法不存在网格畸变问题,因此得到了较为广泛的应用。为了将MPS方法应用于核反应堆堆芯熔化严重事故中熔融物夹带离散固体的迁徙行为模拟,需要对其建立流固耦合模型。本研究通过将离散单元法（DEM）引入到基于MPS方法的核反应堆关键热工安全现象分析软件平台（PANDA）中,发展了PANDA-DEM模块,建立了适用于存在离散固体相互作用的流固耦合问题的分析模型。使用本文建立的模型对固体滑坡和一个水下滑坡问题进行了模拟,两个算例的数值计算结果与实验结果均吻合较好,证明了该模型的稳定性与准确性。因此,本文建立的模型能够用于分析包含大量离散固体的流固耦合问题。     

多个两流体程序耦合的核电站系统热工水力建模及仿真研究

为了增加核电站工程模拟器的仿真范围和精度,介绍了基于多个两流体程序耦合的热工水力系统建模方法,并利用RCV与主系统的耦合模型对其准确性进行了验证。基于此,建立了比较全面的核电站系统热工水力模型,并将其在工程模拟器上进行了应用。结果表明,基于多个两流体程序耦合的模型扩展,在保证精度的基础上,增加了模拟器的计算范围,而且可以解决单一模型中节点数量有限、模型庞大导致计算速度较慢、调试困难等问题,从而为提高工程模拟器的性能提供了一个方便可行的方法。     

基于FLUENT的多物理场耦合研究

基于FLUENT的多物理场耦合分析是当前核安全分析的热点问题。本文运用6组缓发中子的点堆动力学模型（PKM）编写了反应堆核功率计算程序,利用外部调用耦合和用户自定义函数（UDF）动态链接库耦合方法分别建立了FLUENT-REALP5耦合分析模型和FLUENT-PKM耦合分析模型,并在单相范围内利用水平分支管道的喷放问题和线性反应性引入的超功率瞬变问题验证了耦合模型的正确性和有效性。本研究的耦合分析方法可以为FLUENT的多物理场核安全分析提供支撑。      

基于中子随机输运理论的物理-热工耦合研究

基于随机输运理论的中子动力学与热工水力的耦合可实现对不同程序的控制和数据传递。本工作研究基于单根燃料棒和3×3燃料棒束的MCNP5程序与CFD程序CFX的耦合。使用该耦合程序对先进球床高温反应堆（PB-AHTR）的堆芯进行计算,并与MCNP5与RELAP5-3D耦合程序的计算结果进行比较。由计算结果可见：在不同初始状态下,有效增殖因数经若干耦合计算后均趋于稳定,但伴随一定波动。结果表明,中子动力学与CFD的瞬态耦合是可行的,但其计算精确度和实用性需进一步验证研究。     

一种通过边界注量率耦合的MOC和SN二维耦合中子输运方法

当使用特征线方法（MOC）计算堆外探测器或某些特殊的重水慢化轻水冷却的实验堆时,因其活性区外部结构材料或慢化剂区域过大,密集的特征线会导致计算资源大量浪费。为解决这一问题,提出了一种新的基于MOC和离散纵标（S_N）节块法的耦合输运方法,并在数值反应堆物理计算程序NECP-X中实现。该方法将计算区域划分为MOC域（包括活性区等复杂结构区域）和S_N域（包括慢化剂和反射层等简单结构区域）,然后对2个区域的网格进行混合扫描,通过区域交界面的角注量率进行耦合;同时提出了一些可行的方法来减缓耦合边界角注量率带来的误差。最后通过二维C5G7基准题和全堆芯问题的测试来验证耦合方法的计算效果,数值结果表明该方法具有良好的计算效率和精度。      

基于离散纵标法与蒙特卡罗方法的三维耦合程序开发

辐射屏蔽设计是核装置工程设计的核心内容之一。单一的离散纵标法(比如SN)或蒙特卡罗方法(MC)在大型核装置屏蔽计算分析方面均存在一定限制。为了满足大型复杂核装置精确辐射屏蔽计算要求,本文实现了三维SN-MC耦合方法,并发展了相应的三维耦合程序系统。该程序结合了SN方法解决深穿透问题的优势和MC方法模拟复杂几何的长处,克服两种方法的缺点,为保证屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。采用接口程序和MC自定义源抽样程序将SN计算得到的粒子角注量率转换为MC计算所需的源粒子信息,为下一步MC计算提供源项,实现三维SN-MC耦合输运计算。采用MC、SN、SN-MC耦合三种方法对直角坐标系和圆柱坐标系下的测试例题进行了计算比较分析。计算结果吻合良好,初步证明了所开发的三维SN-MC耦合程序的正确性。     

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。     

三维耦合分析软件的落棒事故分析

作为数值反应堆中必不可少的物理和热工部分,中广核研究院有限公司开发了三维物理热工耦合分析软件,通过动态链接库技术实现了自主研发的核反应堆系统瞬态分析软件和三维核设计软件的耦合,并已与国际基准题结果对比验证。本文为耦合软件的应用,围绕华龙一号的落棒分析问题,开展不同落棒组合的耦合计算分析,并研究停堆棒组落棒和温度调节棒（R）棒组两组落棒对堆芯功率的影响。分析结果表明,非中心对称的棒组落棒事故会导致堆芯径向功率出现不对称,并使得堆芯出口回路温度不同。落棒反应性价值越大,R棒调节后的稳态功率回升相比初始稳态差异越大,DNBR公式计算值的变化趋势与功率呈现相反规律。