基于统一框架的多物理耦合方案研究与平台开发

为实现反应堆多物理、多过程、高保真数值计算,捕捉堆芯内部更真实的物理学行为,本文深入研究了多物理程序耦合方案,并基于上层监控架构、串行计算模式、网格一一映射的显式耦合方案,依托开源集成平台SALOME、通用平台接口ICoCo、三维堆芯中子学程序ADPRES和系统热工水力程序RELAP5搭建了基于统一框架的多物理耦合平台。经NEACRP-L-335压水堆弹棒基准题验证表明,耦合平台计算结果与基准例题吻合良好,耦合平台在功率峰捕获上更加准确,可释放部分安全裕量;对瞬态末各参数的计算结果也有足够高的精度,证明了耦合平台可对反应堆多物理、多过程耦合工况进行更精细、更深入的数值计算与安全分析。      

基于NECP-X程序的三维复杂几何小型压水堆全堆芯一步法计算

鉴于数值反应堆物理计算程序NECP-X采用传统的自定义几何处理方法难以处理复杂堆型、六角形排布等堆芯,而构造实体几何(CSG)方法具有处理复杂几何、内存小、通用且易于拓展等优势。本文将CSG应用于NECP-X,拓展了NECP-X的几何建模能力,并应用于其共振、输运计算中。该方法通过曲面的布尔运算实现几何实体的建模;通过给定有限个参数实现自动网格划分功能;并在此基础上计算特征线信息。数值结果表明,对于各种不同的堆芯几何均可以通过CSG实现精细描述和一步法物理计算;计算结果与蒙特卡洛程序结果相比精度较高。     

基于NECP-X程序的C5G7-TD系列基准题的计算与分析

C5G7-TD系列基准问题是经济发展与合作组织核能机构（OECD/NEA）建立的,通过该系列基准题可以验证三维非均匀瞬态输运计算的程序计算能力和计算精度。NECP-X程序是西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）开发的数值反应堆物理计算程序,为了更好地验证其时空中子动力学模块,本文利用NECP-X对C5G7-TD非均匀瞬态基准题阶段1的所有算例进行计算,并与国际知名高保真中子学程序nTRACER进行对比分析,给出总功率和三维精细功率分布随时间的变化。数值结果表明,NECP-X中的时空中子动力学模块计算结果精度高,计算结果分辨率高,计算时间处于国际先进水平,能够满足三维高保真时空动力学计算的需求。      

六角形布置反应堆高保真物理计算方法研究与验证

俄罗斯商用压水堆VVER和大多数实验堆均采用了六角形紧凑型栅格布置,为了实现VVER和六角形实验堆的高保真数值模拟分析,本文基于数值反应堆物理计算程序（NECP-X）开展了六角形堆芯高保真计算方法研究和程序开发。首先,将全局-局部耦合共振自屏计算方法拓展至六角形堆芯,实现六角形堆芯燃料棒的全堆芯高精度共振计算;其次,基于2D/1D耦合输运计算方法研究了六角形堆芯的高保真计算方法;最后,为了提高全堆芯计算的计算效率,研究了基于区域分解松耦合的非结构网格的粗网有限差分（CMFD）加速方法,可以实现以矩形、六角形和其他多边形栅元为基础的pin-by-pin CMFD 加速。为了验证六角形堆芯高保真计算方法的精度和效率,计算了六角形C5G7基准问题,并分析了六角形输运计算方法的计算精度和CMFD方法的加速效果;将NECP-X程序应用于西安脉冲堆的2D全堆芯计算,与蒙特卡罗程序的结果对比表明NECP-X程序计算得到的特征值和功率分布均具有较高精度。因此,本文建立的六角形堆芯高保真计算方法可以应用于六角形堆芯的分析计算。      

基于反应堆多物理耦合框架并行网格映射的实现与效率分析

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射将影响耦合系统的求解精度与效率。本文基于自主研发的多物理耦合框架MORE,以及集成于MORE的热工水力子通道软件CORTH、蒙卡程序RMC,采用区域分解并行网格映射的方法,实现了全堆芯精细网格的物理热工耦合计算,百万级的结构化网格与非结构化网格映射,20个核并行映射时间最少为8 s,最高并行映射效率为10个核并行所达到的77.96%,提升了耦合计算效率。     

基于非结构网格输运模型的核-热耦合程序的开发与验证

反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况，本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程；热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性，堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比，验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证，并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明：MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好，能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。     

基于蒙特卡罗程序JMCT模拟计算堆芯物理基准题VERA

JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序，具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点，计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块，使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟，获得了k_eff、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比，结果符合良好，证明了JMCT具有堆芯物理计算能力，并具有较高的精度。     

物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析

物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明：在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。     

超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。     

基于OpenFOAM的中子输运动力学求解器ntkFoam研究

由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性，全堆芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件OpenFOAM，采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型，开发了中子输运动力学求解器ntkFoam。通过对多个基准问题进行模拟验证表明，本文建立的ntkFoam求解器能准确模拟中子输运动力学问题，并能很好地适应于不同维度及复杂几何条件；可实现中子输运、传热传质的精细耦合，为基于中子输运计算的全堆芯多物理模拟提供了一些精确耦合的思路与方法。      

Analysis of the Peach Bottom flow stability test number 3 using the coupled RELAP5/PARCS code

Nowadays, the coupled codes technique, which consists in incorporating three-dimensional (3D) neutron modeling of the reactor core into system codes, is extensively used for carrying out best estimate (BE) simulation of complex transient in nuclear power plants (NPP). This technique is particularly suitable for transients that involve core spatial asymmetric phenomena and strong feedback effects between core neutronics and reactor loop thermal-hydraulics. Such complex interactions are encountered under normal and abnormal operating conditions of a boiling water reactors (BWR). In such reactors Oscillations may take place owing to the dynamic behavior of the liquid-steam mixture used for removing the thermal power. Therefore, it is necessary to be able to detect in a reliable way these oscillations. The purpose of this work is to characterize one aspect of these unstable behaviors using the coupled codes technique. The evaluation is performed against Peach Bottom-2 low-flow stability tests number 3 using the coupled RELAP5/PARCS code. In this transient dynamically complex neutron kinetics coupling with thermal-hydraulics events take place in response to a core pressure perturbation. The calculated coupled code results are herein assessed and compared against the available experimental data.     

中国聚变工程试验堆包层的核热耦合效应研究

本文以中国聚变工程试验堆（CFETR）的氦冷固态包层和水冷固态包层为研究对象,基于蒙特卡罗程序MCNP和计算流体力学程序FLUENT,利用3D-1D-2D耦合方法和伪材料方法,分别对200 MW的氦冷固态包层和水冷固态包层及1.5 GW的水冷固态包层方案进行了核热耦合计算分析。研究结果表明,金属铍的热散射效应和轻水密度是聚变包层核热耦合效应的主要来源,核热耦合效应对氦冷固态包层的影响可忽略,对水冷固态包层的氚增殖比和温度分布有一定程度的影响。     

压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究

采用RELAP5-HD作为堆芯耦合计算程序,以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象,建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型,在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。结果表明,使用RELAP5-HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好,获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理/热工水力反馈效应的理论分析,证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性,为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。     

A neutronics–thermalhydraulics model for preliminary studies on TRADE dynamics

In the last few years the possible role of accelerator driver systems (ADS) for effective transmutation strategies with fully closed cycles has received increased attention due to their potential to improve the flexibility and safety characteristics of transmutation systems. The substantial difference between the neutron kinetics and dynamic behavior of ADS and conventional critical reactors has given rise to a wide international consensus on the need of an experimental program to improve their knowledge and to validate calculation methods. To this end the international cooperation TRADE proposed a sub-critical experiment based on the coupling of a TRIGA reactor in sub-critical core configuration with a proton accelerator (cyclotron) by means of a neutron spallation target. The experiment was initially conceived in the RC1-TRIGA reactor located at the ENEA Center of CASACCIA (Rome, Italy) to demonstrate the feasibility of the accelerator driven system (ADS) concept at a representative power. This article presents a preliminary study performed with the RELAP5/PARCS code on the dynamic behavior of such a system in order to demonstrate the code capability to support the design of the experiment and the safety analysis. The specific code version used joins the well known capability of RELAP5 to treat light water reactors with the potentiality of PARCS modified by ENEA to simulate the three-dimensional neutronics of sub-critical systems, i.e. to treat external neutron sources. PARCS modifications are preliminary assessed against a simple analytical solution of the sub-critical neutronics of the experiment based on the kinetics pseudo-potentials method. A quite detailed model for the coupled code is developed in order to realistically evaluate both the thermal feedback effects, the control rod action and the external source strength changes. A wide range of operational and accidental transients of the sub-critical reactor are simulated with the coupled model in order to obtain a first system response to a number of reactor elementary events at different subcriticality levels. The calculation results show a high qualitative agreement with the sub-critical system physical theory underlining how the numerical model developed could be a useful tool for the definition of the operational procedures and the investigation of accidental conditions; moreover the accidental transient trends highlight the inherent safety behavior of the TRIGA research reactors that makes them extremely suitable for the coupling of the different components with a quite simple licensing procedures.     

热管反应堆多物理耦合平台初步研究

为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术,探究核能系统内部真实的物理过程,本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH,可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。该程序基于Picard迭代的外耦合框架,整合了开源蒙特卡罗程序OpenMC、有限元程序Nektar++和SfePy。本文以新型空间热管反应堆KRUSTY为对象,在核热固耦合的计算框架下对其进行计算分析。多物理耦合计算结果表明,该耦合平台能够有效预测KRUSTY反应堆的有效增殖因子变化、功率分布、温度分布及热膨胀现象;在4 kW的堆芯热功率下,全堆局部温差为21.6K,热应力导致的形变率为2.47%,核热固耦合的作用会使堆芯的温度分布更加均匀。该多物理耦合计算程序的设计对新堆设计、研发和校核具有重要作用。      

VVER-1000 neutronics calculation with ENDF/B-VII data

The initial release of the ENDF/B-VII nuclear data library is verified for VVER-1000 reactors. For neutronics calculation, the MCNP code based on the Monte-Carlo method is applied. Continuous-energy cross-sections for use with MCNP are calculated with the NJOY code. Isotopics for burned fuel is calculated with the WIMSD code. Calculated criticality, pin-to-pin power distribution, time-dependent critical concentration of soluble boron, worth of the control rods, average fuel assembly powers and time-dependent axial power distribution are compared to the corresponding experimental values for both zero-power VVER-1000 model, created at the LR-0 experimental facility, and the first fuel cycle of a real VVER-1000 reactor. For all of these parameters, neutronics calculation with ENDF/B-VII is in good agreement with the measurement. Moreover, for VVER-1000 neutronics calculation, ENDF/B-VII provides better results than ENDF/B-VI.