基于Newton-Raphson算法的COSINE热工水力程序安注箱模块研发

COSINE软件包是国家核电技术有限公司北京软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包,安注箱是该软件包用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于NewtonRaphson算法建立的安注箱模型,该模型采用半隐式离散方法,程序的四个守恒方程采用有限体积法,其方程分别为:不凝气体质量守恒方程,液相质量守恒方程、气相动量守恒方程以及气相能量守恒方程。守恒方程考虑惯性力,壁面摩擦,局部阻力损失以及重力等因素影响。利用COSINE安注箱模型和参考程序RELAP5计算结果对比,两者计算结果误差较小,吻合较好;结果表明:COSINE安注箱模型能正确模拟安注箱,个别情况下COSINE安注箱模块更具稳定性和收敛性。     

反应堆热工安全分析程序相间摩擦模型开发测试

本文在自主研发大型热工安全分析程序COSINE的背景下,以成熟热工水力模型为参考,开发了一个考虑全面分区详尽的汽液相间摩擦模型,编写调试了FORTRAN程序应用于该模型,并设计适当算例对该模型进行功能测试。通过对计算结果与RELAP5/Mod3.2程序的计算结果进行比较分析,模型的合理性与准确性得到了验证。     

COSINE系统分析程序模型评估需求分析

COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。     

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。     

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。     

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件（RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE）,将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。     

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内,与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。      

核电主泵失电惰转时推力轴承动态特性分析

分析了核电主泵冷、热态工况下失电惰转时推力轴承的动态特性。首先推导了转子轴向力的变化关系式,并基于雷诺润滑理论对推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法进行数值计算并编制了计算程序。利用程序对主泵推力轴承若干设计工况进行了验算,结果与设计预期相符。随后利用计算程序分别对冷、热态工况下主泵失电惰转时推力轴承的动态特性进行了模拟,结果表明:热态工况下主泵惰转至低转速时推力轴承最小油膜厚度低于经验安全值,且最高温度迅速上升,对主泵惰转不利;冷态工况下惰转预计是安全的。     

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。     

不同主泵结构对主系统抗震设计的影响分析

以主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析不同主泵结构对主系统地震载荷的影响。结果表明,2种主泵模型下主系统地震载荷应力评定均满足规范要求,主泵阻尼器位置要求提高土建抗震设计等级;采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主系统地震载荷较小。     

压水堆核电站活化产物源项计算程序CPAP的开发

活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。     

大型先进压水堆核电站重大专项十年回顾

文章回顾了大型先进压水堆核电站重大专项实施十年来取得的主要成绩和具体进展,主要包括:完成了AP1000技术的消化吸收,开发出安全和经济性能领先的具有自主知识产权的CAP1400大型非能动核电站,攻克了屏蔽电机主泵、核电站数字化仪控系统、爆破阀、大型汽轮发电机、全锻造主管道、反应堆钢制安全壳、核电站用大型锻件、铟科镍690传热管等系列关键设备和材料,组织开发了以COSINE为核心的电厂工程设计与安全分析软件包,建立起一批世界水平的非能动安全试验台架并完成CAP1400非能动安全系统试验和设计验证,研究并形成了我国三代核电标准体系,建立了政、产、学、研、用相结合的核电技术创新体系和人才队伍。预期大型先进压水堆核电站重大专项确定的各项目标将全面达到,但由于示范工程开工延迟,建成的时间也将延迟。     

COSINE堆用蒙卡分析软件cosRMC研发与应用

为进一步提升核电软件自主化能力,研发了核电厂设计与安全分析一体化软件包COSINE。其中cosRMC为堆用三维中子-光子-电子输运蒙卡软件,已具备输运计算、燃耗计算、群常数产生、敏感性及不确定性分析、可视化建模等功能,可用于堆芯设计分析、确定论校核计算以及辐射屏蔽计算。本文从cosRMC的计算功能以及软件在先进非能动型压水堆(AP1000)与中国聚变工程实验堆(CFETR)中的典型应用对cosRMC软件的研发现状进行介绍。其中,AP1000堆芯的模拟结果显示,21种燃料组件及全堆芯模型的增殖因子绝对值最大偏差为89.9×10~(-5),功率分布计算结果绝对值最大偏差为2.1%;CFETR的模拟结果显示,氚增殖比的最大绝对值偏差为0.6%,cosRMC网格权窗功能可以有效解决模拟过程中的深穿透问题。cosRMC软件计算功能可满足压水堆、聚变堆等大型复杂模型的计算需求,软件具有较高的计算精度,同时可视化建模工具可有效提升建模效率及正确性。     

主泵密封流量分配对化学和容积控制系统设计的影响分析

讨论了压水堆核电厂冷却剂泵密封流量分配对化学和容积控制系统(RCV)设计可能产生的影响,并对其根本原因进行了探讨.定量计算了不同主泵密封流量分配导致RCV再生热交换器出口温度的改变,指出了RCV进行适应性更改的方向.采用热工.水力软件(Flowmaster)对上充泵在不同主泵密封流量需求下的能力进行了验证.     

压水堆核电站主冷却剂泵泵壳的实验应力分析

叙述了在压水堆核电站主冷却剂泵的研制中,对安全一级部件的主泵泵壳进行“光弹”和“电测”实验应力分析,旨在保证泵壳的结构设计合理,并确保压力边界的完整和安全。实验分别用几何相似的模型泵壳,在内压、自重、地震以及接管系统载荷作用下进行。文中给出了详细的实验结果;同时根据“ASME”规范,对实验结果进行了分析和评价。     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。     

AP1000核岛主泵流场数值模拟

AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡,从而使得SG出口阻力增大,并影响主泵的长期稳定运行,降低主泵的水力效率。对于该问题,AP600设计过程中做过相关的试验,但试验费用很高,且试验结果的普适性不高,参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。为了解决这个问题,本文考虑采用新一代的CFD数值模拟工具PumpLinx进行研究,分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度,本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型,再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型,然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析,得出主泵和蒸汽发生器耦合部分的流场情况,从而为AP1000设计提供支持。     

仿生导叶对CAP1400主泵性能影响研究

为探究仿生导叶对主泵整体性能的影响,本文以CAP1400主泵的缩尺模型（1:2.5）为研究对象,提出了一种新型导叶叶片仿生设计结构,并通过优化设计平台得到了优化模型（仿生导叶最优解）。采用数值方法得到了主泵全三维模型的水力性能和安全性能,并通过对比分析原模型与优化模型之间性能差异,得到结论：在设计工况下,优化模型使主泵的扬程和效率分别提高了1.7%和1.9%;优化模型具有降低内流场噪声和改善导叶叶片表面应力分布的作用;优化模型对主泵空化性能影响不大。本研究结果可为后续主泵进行水力设计和声学预测提供参考。     

COSINE软件包堆芯物理分析程序CORE开发与初步测试验证

堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法（NEM）进行二维、三维扩散计算,采用差分法进行一维扩散计算,截面处理采用插值表的方式,燃耗计算采用带预估修正的宏观燃耗计算方法,精细功率重构采用调制方法。目前CORE的核心模块已完成,并进行了初步测试验证,结果表明其扩散求解模块基本满足功能和精度要求。