基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明:ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。     

基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明：ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。     

R-Z几何离散纵坐标程序的开发及验证

基于离散纵坐标方法,开发了R-Z几何下、可考虑高阶各向异性散射的稳态和瞬态中子输运计算程序PINE.在求解中子时空-动力学方程时,采用全隐向后差分格式离散时间导数项,并通过重新定义截面使它与稳态方程具有相同的形式,从而可采用与稳态计算相同的程序模块.通过多个基准问题的验证表明,所开发的PINE程序具有较高的计算精度.     

热管改进型热离子反应堆瞬态分析程序开发

本文针对改进型TOPAZⅡ核反应堆系统的特殊结构及热工水力特性,开发了耦合热管二维计算程序的热离子反应堆系统分析程序TASTIN-HP,并计算分析了其稳态与瞬态事件及典型事故工况下的热工水力特性。结果表明:稳态计算结果与设计值符合良好;升功率事件及部分失流事故中,在一定的时间内,元件各层材料与冷却剂温度均在安全限值以内。本文结果初步证明TASTIN-HP可对热管式辐射器型空间堆进行系统安全分析。     

龙格库塔方法在求解瞬态中子扩散方程中的应用

本工作开发了NGFMN-K程序求解瞬态中子扩散方程。空间离散采用第2类边界条件节块格林函数方法,时间离散分别选取向后欧拉格式和四阶精度对角线隐式龙格库塔(DIRK)格式。对DIRK格式采用嵌入三阶精度格式估计截断误差实现时间步长自调节。数值验证结果表明,两种格式的计算结果与参考程序结果符合很好,对于剧烈瞬变情况,DIRK格式较向后欧拉格式更为精确、高效。     

龙格库塔方法在三维物理热工耦合瞬态分析中的应用

物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步自适应,采用厄米插值得到连续时刻的解。采用块迭代方式求解离散方程开发NCC程序。数值验证结果表明,计算结果与参考结果符合较好,DIRK(2,2)-E格式是本文所采用的格式中精度、效率较高的。     

FSP系统建模与仿真分析

FSP（fission surface power）是美国经过充分研究论证的一种空间堆。为研究FSP系统的瞬态特性,对FSP系统各部件进行建模,并编写相关程序。该程序对系统稳态工况进行仿真,计算结果和稳态设计值符合良好。该程序对反应性引入以及主泵停止后再启动工况进行了仿真,计算结果趋势合理,证明了模型、建模思想以及建模方法的正确性。结果表明反应性引入时功率以及温度参数的振荡和回路之间温度变化快慢不同有关,且主泵停止后再启动的时间间隔越小越好。该程序可为与FSP相类似的反应堆系统的瞬态分析和安全分析提供参考。     

FSP系统建模与仿真分析

FSP(fission surface power)是美国经过充分研究论证的一种空间堆。为研究FSP系统的瞬态特性,对FSP系统各部件进行建模,并编写相关程序。该程序对系统稳态工况进行仿真,计算结果和稳态设计值符合良好。该程序对反应性引入以及主泵停止后再启动工况进行了仿真,计算结果趋势合理,证明了模型、建模思想以及建模方法的正确性。结果表明反应性引入时功率以及温度参数的振荡和回路之间温度变化快慢不同有关,且主泵停止后再启动的时间间隔越小越好。该程序可为与FSP相类似的反应堆系统的瞬态分析和安全分析提供参考。     

多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析

以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。     

基于微机的压水堆核电站模型化及其动态仿真

研究了压水堆核电站主回路系统的模型化问题,提出了适应于微型计算机仿真的核电站系统程序。文章将核电站主系统划分为五大模块分别建立数学模型:堆芯中子动力学模块采用点堆动力学模型;堆芯和燃料模块采用一维分布参数模型;稳压器模块采用三区不平衡模型;U型管蒸汽发生器模块采用具有可动边界点的漂移流模型;管道模块采用集总参数模型。然后根据控制容积法思想,运用中心差分法对所提出的数学模型作空间离散化处理,得到以时间为自变量的有关状态参数的微分方程组。选用吉尔方法求解刚性微分方程组的初值问题。编制了相应的微型计算机程序DYSONP。并以H. B. Ronbinson压水堆核电站为例,对电站甩负荷、蒸汽发生器蒸汽排放阀误动作和蒸汽发生器传热管道破裂三类事故的20余种工况下的瞬态安全问题进行了分析。计算表明,所得计算结果与大型程序RELAP5的相应仿真曲线基本一致,并与有关试验数据符合良好。     

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。     

核电厂一回路系统模拟实验设计与分析

研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

AP1000冷管段小破口失水事故分析

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。     

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。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

基于统一框架的多物理耦合方案研究与平台开发

为实现反应堆多物理、多过程、高保真数值计算,捕捉堆芯内部更真实的物理学行为,本文深入研究了多物理程序耦合方案,并基于上层监控架构、串行计算模式、网格一一映射的显式耦合方案,依托开源集成平台SALOME、通用平台接口ICoCo、三维堆芯中子学程序ADPRES和系统热工水力程序RELAP5搭建了基于统一框架的多物理耦合平台。经NEACRP-L-335压水堆弹棒基准题验证表明,耦合平台计算结果与基准例题吻合良好,耦合平台在功率峰捕获上更加准确,可释放部分安全裕量;对瞬态末各参数的计算结果也有足够高的精度,证明了耦合平台可对反应堆多物理、多过程耦合工况进行更精细、更深入的数值计算与安全分析。      

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

Direct implementation of an axial-flow helium gas turbine tool in a system analysis tool for HTGRs

This study concerns the development of dynamic models for a high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) through direct implementation of a gas turbine analysis code with a transient analysis code. We have developed a streamline curvature analysis code based on the Newton-Raphson numerical application (SANA) to analyze the off-design performance of helium gas turbines under conditions of normal operation. The SANA code performs a detailed two-dimensional analysis by means of throughflow calculation with allowances for losses in axial-flow multistage compressors and turbines. To evaluate the performance in the steady-state and load transient of HTGRs, we developed GAMMA-T by implementing SANA in the transient system code, GAMMA, which is a multidimensional, multicomponent analysis tool for HTGRs. The reactor, heat exchangers, and connecting pipes were designed with a one-dimensional thermal-hydraulic model that uses the GAMMA code. We assessed GAMMA-T by comparing its results with the steady-state results of the GTHTR300 of JAEA. We concluded that the results are in good agreement, including the results of the vessel cooling bypass flow and the turbine cooling flow.     

A comparison between code calculation and blowdown experiments simulating a loss-of-coolant accident in a pressurized water reactor

Within the reactor safety programme of the EURATOM Joint Research Centre at Ispra the transient heat transfer phenomena during depressurization are experimentally investigated under PWR conditions. The special closed loop DHT-1 essentially represents one subchannel and the upper and lower plenum of a pressurized water reactor. A test series simulating rupture in the hot leg of a primary cooling circuit was carried out. Pressure and test tube temperatures were measured at various rupture cross-sections. Independently from these experiments, a blowdown computer code was developed by the Groupement Atomique Alsacienne Atlantique (GAAA). The core part of this code allows calculation of the thermohydraulic history of the coolant within the core after a rupture in the primary cooling circuit. It has been checked with regard to the hypothesis and correlations applied; the experiments and calculations are compared.