COSINE软件包中子动力学程序KIND的点堆动力学模块设计

围绕实现点堆动力学程序工程化设计的问题,简介了COSINE软件包的点堆动力学计算模块。关于点堆算法的选取,本文对比了显式方法和去刚性算法计算各种典型瞬态问题的结果。结果表明,上述两种算法能充分满足设计可靠性的要求。关于反应性模型的设计,本文简介了全面覆盖各种反应性引入形式和反馈形式的设计思想。此外,还简介了本模块内置的热工模型。本文点堆动力学模块的设计具有良好的可靠性和灵活性。     

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。     

非能动AP1000安注箱的密封设计

泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。     

华龙一号安注箱注入特性优化研究

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。     

AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故（包括25.4 cm等效直径冷管破口和5.08 cm等效直径冷管破口）下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明：安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。     

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。     

非能动安注箱的设计与分析

介绍了非能动安注箱的设计与实验,并用CATHENA程序分析其特性:注入流量的峰值,高注入流量的持续时间,最低注入流量等。计算结果表明非能动安注箱设计满足主要的性能要求,CATHENA程序计算结果与实验数据基本一致,可用于概念设计与事故分析。     

安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究

基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。     

AP1000安注箱出口管线流阻试验的程序可行性分析

采用迭代法计算先进非能动压水堆AP1000安注箱(ACC)出口管线流阻试验期间,随着出口电动阀的逐渐打开,安注箱液位、安注流量的变化。评估选用的试验初始工况能否保证管线上的止回阀充分打开、阀门全开后是否有足够长的有效数据测量时间等。结果表明,选用的工况能够保证测得的数据有效,可用于计算实际流阻。     

基于代码生成技术的COSINE软件开发

采用代码生成技术可大幅提高软件开发的质量和生产率,降低软件开发风险。目前已有代码生成器多是基于UML模型驱动技术,不能很好适应核电数值计算软件的开发需求。本文针对科学计算类程序的设计特点,开发了基于C#的代码生成器FCG。FCG可根据输入元数据自动生成Module变量定义Fortran代码,并根据元数据自动生成动态变量的内存分配接口和数据访问接口,方便程序直接调用。目前,FCG已应用于堆芯设计和系统分析一体化平台（COSINE）软件的开发过程,实践证明,FCG可极大提高核电软件的开发效率,同时降低软件开发的缺陷率。     

COSINE子通道均相流分析程序的研发

COSINE一体化软件包的子通道安全分析程序cosSubc基于子通道控制体三维网格模型,采用轴向及横向的热工水力控制方程,包括两流体和均相流两种求解算法。本文介绍了子通道均相流程序的物理模型和数值算法,并用cosSubc均相流程序和参考程序COBRA-TF分别对典型1 000MW核电厂稳态算例进行计算分析,结果表明:cosSubc均相流程序与COBRA-TF吻合较好,具备堆芯子通道的热工水力计算能力。     

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。     

COSINE程序再淹没模型验证及参数敏感性分析

再淹没是压水堆大破口失水事故后的重要阶段,为评估系统程序在该阶段的计算能力,需要选择多种传热模型对失水事故进行复现并分析参数的敏感性响应。本文对压水堆失水事故实验（LOFT）台架进行建模,将COSINE程序中不同传热模型的计算结果与实验数据比较,验证了传热模型精确度;同时进行再淹没阶段的参数敏感性计算,识别出了对第二包壳峰值温度（PCT）影响最大的参数。计算表明:COSINE程序的传热模型能较好地预测再淹没现象;对计算结果影响较大的敏感性参数包括:UO₂体积热容、液滴直径、液滴相间传热系数和膜态沸腾壁面对汽相的传热系数。      

COSINE堆用蒙卡分析软件cosRMC研发与应用

为进一步提升核电软件自主化能力,研发了核电厂设计与安全分析一体化软件包COSINE。其中cosRMC为堆用三维中子-光子-电子输运蒙卡软件,已具备输运计算、燃耗计算、群常数产生、敏感性及不确定性分析、可视化建模等功能,可用于堆芯设计分析、确定论校核计算以及辐射屏蔽计算。本文从cosRMC的计算功能以及软件在先进非能动型压水堆(AP1000)与中国聚变工程实验堆(CFETR)中的典型应用对cosRMC软件的研发现状进行介绍。其中,AP1000堆芯的模拟结果显示,21种燃料组件及全堆芯模型的增殖因子绝对值最大偏差为89.9×10~(-5),功率分布计算结果绝对值最大偏差为2.1%;CFETR的模拟结果显示,氚增殖比的最大绝对值偏差为0.6%,cosRMC网格权窗功能可以有效解决模拟过程中的深穿透问题。cosRMC软件计算功能可满足压水堆、聚变堆等大型复杂模型的计算需求,软件具有较高的计算精度,同时可视化建模工具可有效提升建模效率及正确性。     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC共振模块研制与验证

共振计算在反应堆物理计算中具有非常重要的意义。本文基于压水堆组件的特点,开发了用于LATC组件计算程序的共振模块。该共振模块采用成熟的等价理论模型,首次碰撞概率采用二项有理近似,可读取WIMSD格式和WIMSD改进型格式的多群截面数据库,同时可直接提供用于LATC输运计算的宏观截面数据。针对程序运行过程中涉及的大量截面数据计算与传递,对数据存储结构进行了优化,使计算速度有较大提高。基于LATC组件程序对该模块进行了初步验证分析,并与组件程序DRAGON进行了比较,初步数值结果表明共振模块有良好的计算精度,能满足当前轻水堆组件设计的要求。     

COSINE软件包组件计算程序LATC的燃耗计算模块开发与验证

燃耗计算是反应堆组件参数计算程序的核心功能之一,其计算精度直接影响堆芯物理计算精度。本文系统研究了组件参数计算程序中燃耗计算方法,建立了燃耗计算理论模型,给出了能有效解决燃耗方程刚性的数值方法,根据此方法编制了LATC程序的燃耗计算模块并进行了数值验证。计算结果表明,该燃耗计算模块精度较高,在大燃耗步、深燃耗下仍可得到合理可信的结果。     

COSINE系统分析程序模型评估需求分析

COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。     

COSINE软件包堆芯物理分析程序CORE开发与初步测试验证

堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法（NEM）进行二维、三维扩散计算,采用差分法进行一维扩散计算,截面处理采用插值表的方式,燃耗计算采用带预估修正的宏观燃耗计算方法,精细功率重构采用调制方法。目前CORE的核心模块已完成,并进行了初步测试验证,结果表明其扩散求解模块基本满足功能和精度要求。     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC中SN输运模块的开发与初步验证

本文论述了组件参数计算程序LATC的离散纵标（S_N）输运模块的理论模型。通过对基准问题的校验,验证了自主开发的组件参数计算程序LATC中基于一维、二维S_N理论及扩散综合加速收敛方法的输运模块。结果表明,LATC组件参数计算程序的S_N输运模块与基准解吻合良好,初步验证了LATC组件参数计算程序的S_N输运模块的正确性。