CFR600堆芯热工水力设计程序初步研发

针对快堆结构,自主开发了适用于CFR600快堆热工水力设计及优化的程序,并进行了相关测试验证。结果表明,该程序具备快堆全堆图形建模、精细化子通道自动划分、考虑组件间换热的热工水力分析以及流量自动分区优化等功能,可为后续自主知识产权的商业快堆技术研发提供支持。     

螺旋管蒸汽发生器三维热工水力程序HeTAF开发

针对核动力系统螺旋管蒸汽发生器,本文采用多孔介质方法对具有复杂换热组件区域多层螺旋套管结构进行简化,构建了壳侧工质流动换热特性数学物理模型,并基于均相流假设建立了管侧水-水蒸气两相流动沸腾换热特性分析模型,采用网格-节点映射方法实现了管壳两侧耦合传热计算,基于开源OpenFOAM平台开发了适用于螺旋管蒸汽发生器的三维全尺寸热工水力特性分析程序HeTAF。基于螺旋管两相流动沸腾换热实验开展了模型验证,并以高温气冷堆示范工程中螺旋管直流式蒸汽发生器为分析对象开展了单换热组件模拟,获得的氦气和蒸汽出口温度计算结果与设计值符合较好,表明HeTAF能有效预测换热组件内管壳两侧流动换热特性。本文的研究对螺旋管蒸汽发生器的设计和安全分析具有参考意义。     

SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。     

海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。     

典型压水堆堆芯物理-热工耦合稳态计算软件的开发与验证

为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法（NEM）和格林函数节块法（NGFM）,热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。     

环形燃料热工水力性能分析程序开发及验证

本工作开发了环形燃料子通道分析程序SAAF。采用SAAF计算了西屋公司四环路压水堆所用环形燃料组件的热工水力性能,并与VIPRE-01的计算结果进行比较。结果表明,SAAF与VIPRE-01的计算结果符合较好,SAAF可用于环形燃料热工水力设计分析。     

矩形通道堆芯稳态热工水力分析程序的开发

针对矩形通道堆芯的特点，开发了堆芯热工水力分析程序PETHA。本文简要地介绍了PETHA程序的物理模型及程序的验证和应用情况。     

钠冷快堆棒状燃料堆芯子通道分析程序开发及验证

热工水力分析软件的验证是安全审查重点关注的问题。为了实现不同设计软件间的对比验证,本工作开发出具有自主知识产权的钠冷快堆堆芯子通道分析程序SSCFR,进行中国实验快堆（CEFR）全堆芯稳态分析、子通道稳态分析及全堆芯瞬态分析,并将分析结果与CEFR运行和设计值进行对比。结果表明,SSCFR程序的计算结果与CEFR运行值及安全分析报告中的设计计算值符合较好,可用于钠冷快堆后续的软件对比验证及设计计算工作。     

子通道分析程序在整理临界热流密度关系式上的应用

从反应堆热工水力实验中能获得和临界热流密度有关的各平均参数，子通道分析程序提供了一种手段，把平均参数转化成为ＣＨＦ产生处的局部参数。从而可以整理出带局部参数条件的ＣＨＦ关系式。本文介绍了用ＦＬＩＣＡⅢ－Ｍ整理局部参数ＣＨＦ关系式的详细步骤。     

金山核热电厂反应堆堆芯热工-水力设计

对热功率450MW的金山核电线厂反应堆堆芯的计算分析表明:其热工-水力设计不仅确保了Ⅰ、Ⅱ类工况的安全运行,而且为Ⅲ,Ⅳ类工况留有较多的安全裕量。     

子通道程序SUBSC的开发及稳态验证

采用面向对象模块化编程技术开发了面向大规模热工水力计算的自主化子通道程序SUBSC,利用SUBSC和COBRA程序分别计算了典型压水堆1/4组件,结果表明,两者计算结果吻合很好。为进一步验证SUBSC程序,计算了PSBT稳态5×5棒束基准题,结果表明,在各种工况下SUBSC程序计算得到的通道平均含汽率与实验测量值吻合很好,最大相对偏差仅为0.7%,证明了程序具有较高的计算精度。为提高SUBSC程序的计算效率,引入不完全LU分解预处理的再启动GMRES算法求解质量守恒方程,对多组件的计算结果表明,SUBSC程序具备大规模热工水力计算能力。     

Application of Quick Subchannel Analysis Method for Three-Dimensional Pin-by-Pin BWR Core Calculations

Three-dimensional pin-by-pin core analysis is considered to be a candidate for the next-generation BWR core calculation method. In our previous study, the applicability of the transport and burnup calculations for a three-dimensional pin-by-pin BWR core analysis was investigated. However, the thermal-hydraulics calculation has not yet been studied in this framework. In the conventional core analysis code, the bundlewise thermal-hydraulics calculation is adopted. In the actual core analysis, the power distribution inside a fuel assembly is tilted at the region adjacent to a control blade or the core peripheral region. In these regions, the consideration of the subchannel-wise void distribution has an impact on the fission rate distribution. Therefore, an evaluation of the detailed void distribution inside an assembly, i.e., the incorporation of the subchannel wise void distribution, is desirable for the pin-by-pin BWR core analysis. Although several subchannel analysis codes have been developed, these subchannel analysis codes generally require a large computational effort to estimate the subchannel-wise void distribution in a whole BWR core. Therefore, to analyze a whole BWR core within a reasonable computation time, it was necessary to apply a fast subchannel analysis code. In this paper, a quick subchannel analysis code dedicated to pin-by-pin BWR core analysis is newly developed, and the void distribution of the present subchannel analysis code is compared with the prevailing subchannel analysis code NASCA using three-dimensional single-assembly geometries. Since the present subchannel analysis code is used for a coupled neutronics/thermal-hydraulics analysis, the results of the coupling calculation are also compared with those of NASCA. The calculation result indicates that the void distribution difference between NASCA and the present subchannel analysis code is slightly less than 10%. This result indicates that the prediction accuracy of the present subchannel analysis code will be reasonably appropriate for a pin-by-pin BWR core analysis. Furthermore, the results show that the calculation time of the present subchannel analysis code is only 10 min for a hypothetical three-dimensional ABWR quarter-core geometry using a single CPU. This calculation time is sufficient for a pin-by-pin BWR core analysis.     

子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证

中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。     

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。     

铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明：包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。     

数值堆热工流体程序CVR-PACA验证及典型应用

谱元方法是一种高精度的数值计算方法,采用该方法开发了数值堆高精度热工水力并行CFD计算程序CVR-PACA。应用CVR-PACA对单棒光棒通道湍流流场、3×3光棒棒束湍流流场、Matis-H压水堆棒束通道基准题、19棒带绕丝组件通道湍流流场进行了仿真计算。通过与实验测量值对比,研究定量验证了大涡模拟(LES)模型及非稳态雷诺时均(URANS)模型对各类棒束通道流场预测的准确性。算例在建模过程中采用网格分裂技术实现了复杂几何的纯六面体网格划分,用于支撑谱元方法计算。研究较为全面地积累了高精度谱元方法模拟流场流动及换热的建模经验,获取了各类棒束通道内丰富的流动和换热细节,获得的建模经验能更加精准有力地指导相关设计的优化改进。     

一种全堆芯精确到每个通道的子通道并行模拟方法

为实现全堆芯精确到每个通道的并行子通道模拟,本文提出一种基于子通道的并行任务划分和进程映射方法,可对全堆芯或单个组件进行计算任务划分,计算任务和进程的映射可灵活进行。该方法可根据计算机（群）的核数确定恰当的全堆芯子通道的任务划分方式,从而使全堆芯热工水力模拟可在单机、小型集群到超级计算机等不同环境运行。在天河二号超级计算机上进行全堆芯157组件、精确到每个真实流道、轴向划分为125层的稳态模拟,可使用4～6 280核实现。使用4核时需约22 h,使用6 280核时需470 s。引入混合编程实现方式后,使用6 280核完成模拟需397 s。     

液体燃料熔盐堆三维稳态分析程序开发

液体燃料熔盐堆的物理热工特性与固体燃料反应堆有很大的不同,在分析计算中必须考虑燃料流动特性的影响,一般分析固体反应堆的程序均不能直接用于分析液体燃料熔盐堆。根据熔盐堆的流动特性,建立了液体燃料熔盐堆的三维中子动力学模型和流动传热模型,开发了针对液体燃料熔盐堆的三维稳态核热耦合程序,并以此分析了稳态情况下MOSART堆的物理热工特性。结果表明,堆芯流速对快中子和热中子影响较小,对堆芯温度和缓发中子分布影响较大。