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。     

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。     

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。     

耦合的PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT／COBRA-IV

介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBRA-IV耦合，形成PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT／COBRA-IV对OECDNEACPRPWR弹棒基准问题的计算表明，即使每个组件使用一个节块、每个节块一个通道．NLSANMT／COBRA-IV的计算结果仍然和参考值符合得很好.     

耦合的PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-Ⅳ

介绍了采用非线性迭代半解析节块展开法求解的三维节块时-空中子动力学计算程序NLSANMT,并将其与子通道热工-水力堆芯分析程序COBRA-Ⅳ耦合,形成PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-Ⅳ.对OECD NEACPR PWR弹棒基准问题的计算表明,即使每个组件使用一个节块、每个节块一个通道,NLSANMT/COBRA-Ⅳ的计算结果仍然和参考值符合得很好.     

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0的设计与验证

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利用大型压水堆BEAVRS基准题验证该程序计算的精确性。验证结果表明:NECP-Bamboo2.0具有较高的计算精度,能满足于工程需求。     

用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。     

基于格林函数节块法的物理与热工-水力耦合方法研究

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分布,耦合另一个COBRA-Ⅳ程序模块,进行热组件子通道分析得到安全参数。对NEACRP-L-335 C1弹棒基准问题的计算表明,NCC程序的计算结果与参考结果符合很好,说明程序计算正确,可用于评估事故结果。     

燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明：N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。     

三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D与FUPAC的对比验证研究

为验证基于三维有限元分析平台建立的三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D在分析评价压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为方面的能力和精度,本文给出了三维FUPAC3D软件采用的热学模型、燃料棒力学模型、裂变气体释放模型以及腐蚀模型,以华龙一号典型燃料棒参数和运行工况作为输入参数,分别使用三维FUPAC3D软件和已工程化应用的1.5维FUPAC软件进行建模分析,并针对2种软件在芯块和包壳温度、包壳应力与应变、芯块与包壳间间隙宽度的计算结果进行对比研究。研究结果表明,FUPAC3D软件与FUPAC软件具有相当的精度,FUPAC3D软件具备压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化模拟能力。      

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。     

中子时空动力学内瞬态热工反馈计算的分析

以中子学计算为主干,采用隐式龙格库塔进行时间离散,粗网节块法进行扩散计算实现堆芯三维少群时空动力学的计算。在其瞬态计算过程中引入热工反馈计算进行截面更新,以逼近真实堆芯的瞬态行为。解读和分析对应的热工反馈计算部分,并通过福清机组的插棒提棒问题进行数值验证。结果表明引入的热工反馈计算在固定步长和自适应步长情况下与商业SMART软件的计算结果符合较好。     

基于燃料棒层面核热耦合的超临界水堆堆芯研究

针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点,建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化堆芯中子学/热工水力耦合方法,开发了子通道程序NCEDSCWR、节块扩散计算程序MRAPS、多功能程序COUPLE,结合西屋公司组件能谱计算程序PARAGON,构建了堆芯中子学/热工耦合分析程序系统SCAP。以具有121盒燃料组件的超临界水堆堆芯进行模拟分析,研究了堆芯三维功率分布和流体物性分布的特点以及反应性参数与重要同位素密度等随燃耗的变化规律。结果表明,本文提出的精细化核热耦合方法和开发的程序系统可以应用于超临界水堆堆芯的研究与分析,相关研究结果对超临界水堆堆芯设计具有一定的指导意义。     

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。     

SCWR堆芯三维稳态性能分析程序系统开发及验证

基于节块法中子扩散计算程序,二次开发了具备调棒临界-燃耗计算及燃料管理能力的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态中子学计算程序NGFMN_S。通过模块化方式耦合NGFMN_S和超临界水堆子通道热工-水力计算程序ATHAS,开发了超临界水堆堆芯三维物理-热工水力耦合稳态性能分析程序SNTA。针对超临界水堆堆芯CSR1000,通过与耦合程序CASIR及SRAC/SPROD对比检验,结果表明:SNTA程序针对CSR1000问题的计算结果与参考程序符合良好;相比于堆芯计算采用细网有限差分方法的CASIR或SRAC/SPROD程序,SNTA程序的计算效率显著提高;适用于具备强烈核热耦合特性的超临界水堆堆芯的稳态性能分析。     

基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析

针对最新发布的BEAVRS2.0基准题,采用多群二维输运理论进行燃耗计算,得到离散工况下少群常数并进行截面拟合处理,将先进节块法应用于求解中子扩散方程,建立三维堆芯节块程序SimOR仿真计算模型;选取不同运行工况进行组件均匀化计算、堆芯临界计算,并建立堆芯临界燃耗分析模型,并与BEAVRS2.0基准测量解、nTRACER等程序参考解比对,其计算结果吻合很好,验证了仿真模型建立的正确性与程序计算的精准性,可以广泛应用于核电仿真计算研究,同时为压水堆燃料管理燃料组件计算、堆芯扩散-燃耗计算提供数据依据及方案参考。     

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。     

液态燃料熔盐堆三维动力学程序开发及验证

液态燃料熔盐堆的燃料熔盐在一回路中循环流动,一回路高温熔盐既是燃料,又是冷却剂,大部分核裂变能直接释放在燃料熔盐之中。随着燃料熔盐流动,一部分缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursors,DNP）在堆芯外一回路中衰变引起反应性损失。液态燃料熔盐堆中子物理与热工流体紧密耦合,传统固态燃料反应堆堆芯核热耦合程序不再适用于液态燃料熔盐堆。针对液态燃料熔盐堆特点,建立了包含带对流项的DNP输运方程和带热内热源热工流体方程的液态燃料熔盐堆动力学模型,并基于节块展开法,开发了堆芯三维动力学程序ThorCORE3D。使用美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）稳态和瞬态实验基准题,对ThorCORE3D程序进行了初步验证。结果表明：ThorCORE3D程序计算值与MSRE实验值吻合良好,适用于液态燃料熔盐堆稳态设计与瞬态分析。     

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。