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。     

堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证

瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以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、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。     

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。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

压水堆高保真换料循环计算功能开发与验证应用

在自主开发的数值反应堆物理计算程序NECP-X基础上开发了压水堆的换料循环计算功能，并针对某M310机组首循环、第2循环和第3循环的启动物理实验，以及针对前2个循环的燃耗进行了精细建模计算。计算值与实测值的比较结果表明：首循环、第2循环和第3循环启动物理实验的临界硼浓度、控制棒价值、温度系数计算结果误差均较小，符合验收准则；不同燃耗深度下的临界硼浓度、堆芯功率分布与实测值的比较结果显示，稳定燃耗点处最大硼浓度偏差为-39ppm(1ppm=10^-6)，最大的组件功率误差小于4.5%，随着燃耗的加深，堆芯功率的分布逐渐展平，误差逐渐减小。计算结果表明NECP-X程序已经具备商用压水堆启动物理实验和多燃料循环的计算能力。     

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。     

非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究

本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

Features and performance of a coupled three-dimensional thermal-hydraulic/kinetics TRAC-PF1/NEM pressurized water reactor (PWR) analysis code

This paper summarizes the current status of the Pennsylvania State University (PSU) version of the coupled three-dimensional (3-D) thermal-hydraulic/kinetics TRAC-PF1/NEM code for pressurized water reactor (PWR) transient and accident analysis and describes applications to reactivity insertion accident (RIA) simulations as well as recent developments. The TRAC-PF1/NEM methodology utilizes closely coupled 3-D thermal-hydraulics and 3-D core neutronics transient models to simulate the vessel and a 1-D simulation of the primary system. An efficient and flexible cross-section generation procedure was developed and implemented into TRAC-PF1/NEM. These features make the coupled code capable of modeling PWR reactivity transients, including boron dilution transients, in a reasonable amount of computer time. Three-dimensional studies on hot zero power (HZP) rod ejection and main steam line break (MSLB) transients in a PWR, as well as a large break loss-of-coolant-accident (LBLOCA) and boron dilution transients, were accomplished using TRAC-PF1/NEM. The results obtained demonstrate that this code is appropriate for analysis of the space-dependent neutronics and thermal-hydraulic coupled phenomena related to most current safety issues.     

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。      

基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆（PWR）。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度（CHF）的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。     

COSINE多相场子通道分析程序的开发与评估

COSINE多相场子通道分析程序基于两流体三相子通道守恒方程,在气液两相的基础上,单独考虑了液滴相的行为,并通过考虑通道间的交混,提高了对压水堆压力容器内的热工水力学现象分析能力及大破口事故的计算能力。本研究介绍了程序的基本模型及求解方法,选取代表性算例及实验工况进行建模计算,验证多相场子通道程序的计算能力。计算结果表明：程序可以对多通道热工水力现象进行模拟计算,计算结果与理论分析相符,程序可以精确模拟堆芯交混及再淹没工况,计算结果与实验数据具有良好的一致性,COSINE多相场子通道程序具备对压力容器内热工水力工况的计算能力。     

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。     

Implementation of control rod movement and boron injection options by using control variables in RELAP5/PARCS V2.7 coupled code

In present neutron kinetics codes, control rods banks do not have the possibility of dynamic movement during the simulation of a transient; besides it is necessary to send the boron concentration from the thermal-hydraulic code to the neutronic code to account for changes in cross-sections due to boron dilution. For instance, control rod movements are pre-programmed with simple instructions introduced before the beginning of the calculation. Hence, control rod positions are not related to the core characteristics and the control systems at any time of the simulation. This work presents the changes introduced in RELAP5/PARCS v2.7 codes to achieve that control rods and the boron injection become more dynamic and realistic components in such kind of simulators. Furthermore, in order to test the modifications introduced in both codes, it has been analyzed a boron injection transient in a typical PWR Nuclear Power Plant. The thermal-hydraulic model includes all the primary loop components of a PWR, the core fuel assemblies modeled with PIPE components, pumps, steam generators, pressurizer, etc. The neutronic representation of the reactor has been made in a one-to-one basis fuel channel model for the whole core.     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。     

Implementation of control rod movement and boron injection options by using control variables in RELAP5/PARCS V2.7 coupled code

In present neutron kinetics codes, control rods banks do not have the possibility of dynamic movement during the simulation of a transient; besides it is necessary to send the boron concentration from the thermal-hydraulic code to the neutronic code to account for changes in cross-sections due to boron dilution. For instance, control rod movements are pre-programmed with simple instructions introduced before the beginning of the calculation. Hence, control rod positions are not related to the core characteristics and the control systems at any time of the simulation. This work presents the changes introduced in RELAP5/PARCS v2.7 codes to achieve that control rods and the boron injection become more dynamic and realistic components in such kind of simulators. Furthermore, in order to test the modifications introduced in both codes, it has been analyzed a boron injection transient in a typical PWR Nuclear Power Plant. The thermal-hydraulic model includes all the primary loop components of a PWR, the core fuel assemblies modeled with PIPE components, pumps, steam generators, pressurizer, etc. The neutronic representation of the reactor has been made in a one-to-one basis fuel channel model for the whole core.     

基于堆芯模型耦合过渡方法的严重事故模拟机开发研究

采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故（SA）分析程序的方法，对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应，当满足耦合条件时，系统程序停止计算，切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡，以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例，主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型，选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故（SBLOCA）模型，使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明，过渡参数的选取是正确的，该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数，还保证了后续计算的准确性。      

A new approach to designing reduced scale thermal-hydraulic experiments

Reduced scale experiments are often employed in engineering because they are much cheaper than real scale testing. Unfortunately, though, it is difficult to design a thermal-hydraulic circuit or equipment in reduced scale capable of reproducing, both accurately and simultaneously, all the physical phenomena that occur in real scale and operating conditions. This paper presents a methodology to designing thermal-hydraulic experiments in reduced scale based on setting up a constrained optimization problem that is solved using genetic algorithms (GAs). In order to demonstrate the application of the methodology proposed, we performed some investigations in the design of a heater aimed to simulate the transport of heat and momentum in the core of a pressurized water reactor (PWR) at 100% of nominal power and non-accident operating conditions. The results obtained show that the proposed methodology is a promising approach for designing reduced scale experiments.