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。     

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软件包基于三代非能动压水堆低功率物理试验的确认与评估

基于三代非能动压水堆AP1000堆型的低功率物理试验结果,对COSINE软件包核设计软件的计算功能及计算精度进行确认与评估。从低功率物理试验的控制棒价值、所有棒组全提(ARO)工况末端硼浓度、ARO工况等温温度系数对比结果可以看出,COSINE软件包核设计软件计算结果与AP1000堆型低功率物理试验中的各项实测数据符合较好,均满足工程设计要求,计算精度良好。     

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。     

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。     

接口软件CITA-TOOL在中国先进研究堆堆物理分析中的应用

本工作针对中国先进研究堆 (CARR)的堆工程需要 ,研制开发了CITA—TOOL接口管理软件。该软件的主要功能是 :为国际通用的CITATION软件提供参数输入文件 ;对keff、中子注量、燃耗等的计算结果进行分析处理 ,并给出所需图表     

Verification of Virtual Reactor Core Physics Code ANT-MOC on PWR Case

<正>Reactor core physics calculation has tendency of high accuracy,efficiency and multi-professional coupling,aiming to economy and safety in reactor engineering design.China Virtual Reactor l.0 (2017YFB0202300) is one of"National Key Research and Design Program of China"project,in which ANT-MOC is neutronic transport code for core physics calculation.ANT-MOC is characterized as multi reactor type and parallel,