数值反应堆原型系统开发及示范应用研究进展

数值反应堆是当前核反应堆工程与技术领域国内外研发热点之一。本文介绍了国家重点研发计划“数值反应堆原型系统开发及示范应用”重点专项总体研发进展,包括数值反应堆原型系统CVR1.0、核心软件开发与验证、多物理耦合进展,以及数值反应堆原型系统初步示范应用。     

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。     

数值反应堆多物理多尺度耦合技术进展研究

介绍了数值反应堆的基本概念,详细调研了国际上针对数值反应堆开展的研发项目,如轻水堆先进仿真联盟（CASL）、欧洲核反应堆仿真通用平台（NURESIM）和核能先进仿真与建模（NEAMS）项目,总结了多物理耦合及多尺度耦合技术的国内外研究现状,并结合研究现状指出材料腐蚀行为与流动传热、中子物理共同作用下的多物理耦合机理、基于统一网格求解的高保真耦合程序开发是数值反应堆技术发展的重点方向。      

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认（V&V）等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统（CVR1.0）的研究进展。进展主要包括：两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。     

CAP1400控制棒驱动线抗震试验研究

在多点激励试验装置上,对大型先进压水堆CAP1400控制棒驱动线进行抗震试验研究。试验中采用多频波法在控制棒驱动线2个方向同时地震激励,得到了控制棒驱动线在低水平地震(LLSE)和安全停堆地震(SSE)下的应变值和加速度值。试验结果表明,CAP1400控制棒驱动线在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。     

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

CAP1400一回路系统管道弯制工艺研究及质量控制

研究了CAP1400核电反应堆一回路系统管道弯制过程中的主要关键工艺,包括中频弯管的临时推管设置、推进速度、冷却方式优化等以及固溶热处理,并提出管道弯制成形后的检验和验收以及弯制过程中的质量控制。     

CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。     

CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计研究

介绍了CAP1400 机组堆腔屏蔽设计特点,介绍了CAP1400 机组RPV区域堆腔中子屏蔽设计的分析方法、过程和关注事项.采用高精度的蒙特卡罗程序,建立精细化的反应堆厂房辐射场计算模型,基于先进的减方差技巧进行方案设计,对比分析堆腔屏蔽设置前后反应堆厂房辐射场变化,论证了设置中子屏蔽的必要性,最终实现CAP1400 ...     

新能源中的核电发展

对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的\"行波堆\"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。     

球床高温气冷堆吸收体价值计算的验证

VSOP程序广泛用于球床高温气冷堆的工程设计。对于被布置在堆芯侧反射层孔道中、用于反应性控制的吸收体,由于物理计算方法的限制,VSOP程序不具备计算其价值的功能,必须借助其他确定论程序进行外部耦合计算,涉及到几何的近似处理、截面的归并和转换,可能引入额外的误差。为此,本文采用蒙特卡罗程序建立了精细的堆芯模型,真实描述了堆芯活性区的球床结构、侧反射层的孔道结构、吸收体的形状和位置,在同样的堆芯状态下,比较了确定论耦合程序和MCNP程序计算得到的吸收体价值。结果表明：确定论耦合程序的计算结果是准确的,从设计角度上是偏保守的。     

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。     

Assessment of fusion facility dose rate map using mesh adaptivity enhancements of hybrid Monte Carlo/deterministic techniques

Three mesh adaptivity algorithms were developed to facilitate and expedite the use of the CADIS and FW-CADIS hybrid Monte Carlo/deterministic techniques in accurate full-scale neutronics simulations of fusion energy systems with immense sizes and complicated geometries. First, a macromaterial approach enhances the fidelity of the deterministic models without changing the mesh. Second, a deterministic mesh refinement algorithm generates meshes that capture as much geometric detail as possible without exceeding a specified maximum number of mesh elements. Finally, a weight window coarsening algorithm decouples the weight window mesh and energy bins from the mesh and energy group structure of the deterministic calculations in order to remove the memory constraint of the weight window map from the deterministic mesh resolution. The three algorithms were used to enhance an FW-CADIS calculation of the prompt dose rate throughout the ITER experimental facility and resulted in a 23.3% increase in the number of mesh tally elements in which the dose rates were calculated in a 10-day Monte Carlo calculation. Additionally, because of the significant increase in the efficiency of FW-CADIS simulations, the three algorithms enabled this difficult calculation to be accurately solved on a regular computer cluster, eliminating the need for a world-class super computer.     

Determination of AKR-2 leakage beam and verification at iron and water arrangements

In this paper computational procedures and the experimental determination of the AKR-2 (Technical University Dresden) beam parameters are described. The calculations were performed using the MCNPX code (Pelowitz, 2002) and the nuclear data libraries ENDF/B VI.2., ENDF/B VII.0., JEFF 3.1., JENDL 3.3 and BROND 3. The nuclear data were processed using the NJOY code (MacFarlane and Muir, 1994). The measurements were performed with a two-parameter stilbene spectrometer (Bures et al., 2002).