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。     

基于OpenFOAM的中子输运动力学求解器ntkFoam研究

由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性，全堆芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件OpenFOAM，采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型，开发了中子输运动力学求解器ntkFoam。通过对多个基准问题进行模拟验证表明，本文建立的ntkFoam求解器能准确模拟中子输运动力学问题，并能很好地适应于不同维度及复杂几何条件；可实现中子输运、传热传质的精细耦合，为基于中子输运计算的全堆芯多物理模拟提供了一些精确耦合的思路与方法。      

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。     

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。     

基于蒙特卡罗程序JMCT模拟计算堆芯物理基准题VERA

JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序，具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点，计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块，使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟，获得了k_eff、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比，结果符合良好，证明了JMCT具有堆芯物理计算能力，并具有较高的精度。     

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。     

螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究

螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。本文介绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特性分析方法及多物理耦合分析框架。在热工水力方面,基于自研仪器实现了交混及沸腾临界行为精细化测量,建立了三维及精细化子通道分析方法;在中子物理方面,建立了适用于特殊能谱、复杂几何的截面及稳瞬态中子物理特性的分析方法;在力学方面,基于分子动力学方法建立了U-Zr合金燃料基础热物性模型,并开展了辐照条件下螺旋棒宏观力学特性研究。基于热工-物理-力学多物理分析和优化,提出了螺旋金属燃料组件及堆芯设计,具有无硼化、堆芯功率密度高、体积小、换料周期长的特点。     

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。     

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。     

基于统计抽样的压水堆燃料组件性能分析不确定度量化研究

为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究。采用西安交通大学自主开发的不确定度分析程序平台NECP UNICORN,分别耦合了轻水堆燃料性能分析程序FEMAXI、压水堆群常数计算程序NECP Bamboo Lattice和热工水力子通道程序CTF。首先针对不同物理过程的特点,分析需要考虑的不确定度来源。然后针对核数据协方差矩阵稀疏且不满秩的特点,应用COST方法以减少样本量。结果表明,对于燃料性能分析,边界条件、几何参数和材料性质对燃料中心温度有显著影响。对于燃耗过程,核数据和几何参数对特征值、功率分布、两群常数和核子密度的不确定度有显著影响。对于热工水力分析过程,边界条件、几何参数和模型系数对冷却剂温度和包壳温度的不确定度有较大影响。针对每种物理场,分别量化其输入输出参数的不确定度,对于后续量化复杂系统多物理耦合过程的不确定度具有重要意义。     

Development and validation of depletion code system IMPC Burnup for ADS

Depletion calculation is important for studying the transmutation efficiency of minor actinides and longlife fission products in accelerator-driven subcritical reactor system(ADS). Herein the Python language is used to develop a burnup code system called IMPC-Burnup by coupling FLUKA, OpenMC, and ORIGEN2. The program is preliminarily verified by OECD-NEA pin cell and IAEAADS benchmarking by comparison with experimental values and calculated results from other studies. Moreover,the physics design scheme of the CIADS subcritical core is utilized to test the feasibility of IMPC-Burnup program in the burnup calculation of ADS system. Reference results are given by the COUPLE3.0 program. The results of IMPC-Burnup show good agreement with those of COUPLE3.0. In addition, since the upper limit of the neutron transport energy for OpenMC is 20 MeV, neutrons with energies greater than 20 MeV in the CIADS subcritical core cannot be transported; thus, an equivalent flux method has been proposed to consider neutrons above 20 MeV in the OpenMC transport calculation. The results are compared to those that do not include neutrons greater than 20 MeV. The conclusion is that the accuracy of the actinide nuclide mass in the burnup calculation is improved when the equivalent flux method is used. Therefore, the IMPC-Burnup code is suitable for burnup analysis of the ADS system.     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.     

热管反应堆多物理耦合平台初步研究

为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术,探究核能系统内部真实的物理过程,本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH,可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。该程序基于Picard迭代的外耦合框架,整合了开源蒙特卡罗程序OpenMC、有限元程序Nektar++和SfePy。本文以新型空间热管反应堆KRUSTY为对象,在核热固耦合的计算框架下对其进行计算分析。多物理耦合计算结果表明,该耦合平台能够有效预测KRUSTY反应堆的有效增殖因子变化、功率分布、温度分布及热膨胀现象;在4 kW的堆芯热功率下,全堆局部温差为21.6K,热应力导致的形变率为2.47%,核热固耦合的作用会使堆芯的温度分布更加均匀。该多物理耦合计算程序的设计对新堆设计、研发和校核具有重要作用。      

行波焚烧模式的理论分析与初步计算

行波焚烧模式是一种即时原位增殖焚烧模式。本工作从理论上进行初步分析,得出行波焚烧的物理图像。利用欧洲快堆计算程序ERANOS进行二维圆柱模型的方案分析,得到行波焚烧的基本物理特点。结果表明,行波堆在中子学上是可行的,且具有一些很好的物理特性。     

Development of a Method for Evaluation of Pin-wise Power Distribution in Fuel Assemblies of Fast Reactors

In the design of fast reactor core with higher burnup and higher linear power, prediction accuracy of burnup history of fuel pin should be upgraded so as to assure fuel integrity without extra design margin under increased neutron fluence and burnup. A method is studied to predict fuel pin-wise power and its burnup history in fast reactors accurately based on an analytic solution of diffusion theory equation on hexagonal geometry with boundary condition from core calculation by finite-differenced diffusion calculation code. The present method is applied to a fast reactor core model, and its accuracy in predicting fuel pin power is tested. The result is compared with the reference solution by the finite difference calculation with very fine mesh. It is found that the present method predicts the power peaking factors in fuel assemblies accurately. The fuel pin-wise nuclide depletion calculation is also done using neutron fluxes for each fuel pin. The result shows that the fuel pin-wise depletion calculation is very important in predicting the burnup history of the fuel assembly in detail.     

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程，堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外，还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发，实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合，并且通过例题验证了耦合的正确性。     

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。      

聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究

利用蒙特卡罗程序和自主开发的蒙特卡罗-燃耗耦合程序MOCouple-s,对北京应用物理与计算数学研究所提出的聚变-裂变混合能源堆球模型进行了对算研究。对初始时刻及各燃耗时刻下的有效增殖因数、能量倍增因子、氚增殖比、中子源强度等堆芯参数进行了比较,结果总体符合较好。对寿期末重要核素的成分进行了详细比较,除个别核素外,偏差很小,表明所采用的计算程序与核参数库一致性良好。对核参数库的选择、铀水体积比等对燃耗计算结果的影响进行敏感性分析,并对外中子源驱动的次临界堆芯的燃耗计算进行详细讨论,提出可行的燃耗计算基准。