高性能轻水堆中子物理-热工水力耦合行为分析

针对1种典型的"三流程"超临界水堆——高性能轻水堆(HPLWR)开发了中子物理-热工水力耦合分析程序,并对其堆芯进行了核热耦合计算。基于该程序开展了传热关系式敏感性研究,得出适用于HPLWR核热耦合的传热关系式,进而对HPLWR进行中子物理-热工水力耦合行为计算,得出了一些关键参数沿轴向的分布规律。结果表明:开发的程序可较好地分析高性能轻水堆的中子物理-热工水力耦合行为。     

cosRMC复杂曲面开发及在聚变中子学的应用

中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法,开发了复杂曲面建模功能,并通过PPCS(power plant conceptual study)模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型,并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明,cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好,相对偏差均小于5%,满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析,也为其设计和优化提供了参考。     

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。     

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。     

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。     

cosRMC复杂曲面开发及在聚变中子学的应用

中国聚变工程实验堆（CFETR）是我国自主设计和研制的重大科学工程，CFETR旨在与ITER相衔接和补充，为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC，研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法，开发了复杂曲面建模功能，并通过PPCS（power plant conceptual study）模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型，并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明，cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好，相对偏差均小于5%，满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析，也为其设计和优化提供了参考。     

摇摆运动下单相自然循环核热耦合特性研究

采用考虑6组缓发中子的点堆中子动力学模型,开发了核反馈模拟模块,并将之与摇摆条件下单相自然循环热工水力计算模型进行合并,基于Matlab软件编制了相应的计算程序,实现了摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算。计算结果表明：摇摆条件下,与不考虑核反馈相比,考虑核反馈后核热耦合效应使系统流量降低,系统功率产生波动;系统功率的平均值随摇摆频率及振幅的增大而降低,而系统功率的振幅则随摇摆周期及振幅的增大而增大。核热耦合效应使燃料元件温度的波动振幅减小,起到了抑制燃料温度波动的作用。     

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。     

超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD程序进行比较,结果表明,两者计算结果符合较好,Xpack程序的计算效率提高了60倍左右,证明该程序是高效、可靠的。     

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队（XJTU-NuTheL）长期致力于计算流体动力学（CFD）方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年，团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟（LES）及直接数值模拟（DNS）高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括：构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型，建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型，开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展，并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向，旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。     

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。     

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。     

熔盐快堆稳态核热耦合程序开发及验证

无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。     

固态燃料熔盐堆稳态核热耦合程序开发

基于中子物理计算程序包SRAC与计算流体力学软件CFX,开发了稳态情况下固态燃料熔盐堆的核热耦合程序SCBAT,解决了一般稳态3D物理-3D热工耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。SCBAT通过SRAC和CFX之间的数据交换实现稳态核热耦合,可将SRAC计算的功率场加载到CFX的求解文件中,将CFX计算的温度场加载到SRAC的输入卡中,此外具备带控制棒临界搜索的燃耗计算功能。分模块验证了SCBAT的有效性,并用SCBAT对10 MW固态燃料熔盐堆进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。     

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。     

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。     

托卡马克聚变中子源的数值模型研究

托卡马克(Tokamak)聚变装置中子学分析中,聚变中子源描述是重要的输入参数,其准确性直接影响分析结果的可靠性。通过分析ITER和欧洲聚变示范堆(EU DEMO)中子学分析中所采用的聚变中子源模型,提出了一种完整描述Tokamak中L-mode、H-mode等离子体的D-D、D-T聚变中子源的数值模型。在中国聚变工程实验堆(CFETR)的工程集成设计平台上,编写了基于蒙特卡罗算法的程序SCG求解该数值模型,实现了读取(零维)等离子体参数、输出可供典型中子学软件MCNP直接读取的中子源定义文件的功能。以CFETR氦冷球床包层的中子学分析模型为基准,在相同的L-mode等离子体D-T聚变工况下,相较于采用EU DEMO源子程序,采用本模型计算得到的中子壁负载差异最大值为2.02%,包层氚增殖率差异为0.18%,全堆能量增益因子的差异为0.23%。结果表明,本模型与其他源描述的差异较小,可应用于CFETR的中子学分析。     

CFD在核能系统分析中应用的最新进展

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展.CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析.CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并需要针对CFD的应用方法进行研究,包括建立最佳实践导则(BPG).CFD程序还被用于与热工水力系统程序的多尺度耦合以及与中子物理程序的耦合.CFD程序在两相流领域的应用还处于初级阶段,在湍流和多相流的模拟中需要更进一步发展.     

CFETR氦冷陶瓷增殖包层中子学分析

为满足中国聚变工程实验堆(CFETR)包层的应用要求,本文提出氦冷陶瓷增殖(HCCB)包层方案。为验证HCCB包层设计方案的合理性与可行性,采用三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,计算和分析了HCCB包层方案的氚增殖比、中子壁负载、中子通量密度、核热、辐照损伤等中子学特性。结果表明,HCCB包层方案满足氚自持要求,中子通量密度和核热分布合理,屏蔽性能良好,基本满足设计要求。     

基于CFD的反应堆局部三维流动模型与时空中子动力学模型耦合研究

利用CFD分析软件ANSYS11 CFX的用户接口编程技术,研究了CFX与三维时空中子动力学模型的耦合问题,并对压水堆稳态下局部三维流动行为和三维物理特性进行了数值模拟。结果表明,该方法能够更精确地研究堆内物理与热工水力行为复杂的关系,计算结果可为反应堆设计和运行分析提供有益的参考。