基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析

子通道程序是反应堆热工领域的重要计算工具,利用不确定性分析方法能够有效识别和量化程序输入参数和模型假设的不确定性,从而提高程序的可靠性,为热工水力参数设计提供更可靠的参考依据。本文基于子通道程序SUBCHANFLOW,对10 MW小型铅铋反应堆在稳态和失流事故瞬态情况下进行了不确定性分析。首先,建立了全堆芯子通道模型,并确定了可能影响目标参数的输入参数。随后,采用最优拉丁超立方抽样方法在输入参数分布范围内采样,并输入到SUBCHANFLOW中得到失流事故瞬态和稳态情况下的不确定带。最后,通过灰色关联度分析,对瞬态和稳态敏感性进行了评估。计算结果表明:在瞬态和稳态情况下,目标参数的不确定带均能包络名义值;在瞬态情况下,芯块最高温度容忍上限为674.55℃,包壳最高温度容忍上限为618.31℃,且各参数计算精度基本小于7%;目标参数的不确定性主要来自入口温度、燃料棒高度、出口压力、总功率和包壳热导率等参数,其中入口温度影响最大。本研究揭示了在失流事故瞬态和稳态条件下,SUBCHANFLOW程序的计算不确定性以及各参数对系统响应的敏感性差异,有助于进一步优化和改进反应堆设计和运行策略,提高铅铋反应堆的安全性和可靠性。

COSINE两流体八方程子通道程序湍流交混与空泡漂移模型有效性验证

COSINE是我国自主研发的核电厂堆芯与系统安全分析的一体化软件包,其中子通道程序cosSubc-2F采用两流体,三相场(连续液相、液滴相和气相)的建模方法,除了连续液相和液滴相共用一个能量守恒方程外,其余各相均包含质量、动量和能量三个守恒方程,共计八个独立的守恒方程。在子通道程序中,燃料组件被划分为一定数目的平行子通道,这些通道并不是封闭的,它们之间由于压力梯度等因素的影响发生着流体的质量、动量和能量交换。作为通道间相互作用的关键模型,湍流交混与空泡漂移模型对于子通道程序模拟结果的准确性十分重要。文章详细介绍了子通道程序cosSubc-2F中的湍流交混与空泡漂移模型机理,选取一系列实验进行测试,程序中湍流交混与空泡漂移模型有效性得到了充分验证,并通过结果的对比分析,为模型的开发优化提出建议。

基于高精度子通道程序的棒束临界热流密度机理模型

传统棒束临界热流密度关联式受限于子通道粗糙的划分方式以及棒表面局部参数计算的不准确性而无法有效外推,针对特定燃料组件开发的棒束临界热流密度关系式只能用于特定的棒束几何结构。对于导向管存在的棒束结构仍需额外的修正,不满足局部现象假设,无法实现真正的预测。为满足新型燃料组件以及新型堆等不同棒束几何下临界热流密度的预测需要,基于西安交通大学开发的高精度子通道程序建立了棒束临界热流密度机理模型。高精度子通道程序在原有子通道划分的基础上进一步细分,并结合格架分布式阻力模型使流场的计算更加细致准确。对基于高精度子通道程序开发的棒束临界热流密度机理模型进行了验证,预测值与实验值之比的平均值为0.99,均方差为4.69%,且无需对冷壁效应进行额外修正。

利用子通道程序对快堆堆芯堵流的计算

沸腾是钠冷快堆安全分析工作中必须要考虑的一个问题，而堵流是众多导致发生沸腾原因中十分重要的一个。要对堵流导致的沸腾问题进行计算分析，就必须要发展堵流计算能力。文中用具有两相流计算能力的子通道程序对堵流问题进行了计算，和中国原子能研究院的试验结果以及其它程序计算结果的比较表明，对传统的子通道模型进行改进后程序具有良好的准确性，可以应用于今后的堵流沸腾计算。

子通道程序对PSBT空泡分布实验计算的不确定性量化分析

为了评估子通道程序的准确性与可靠性,需要定量给出计算结果的不确定性.采用统计学上基于输入参数不确定性传递的方法进行不确定性分析,可以定量得到程序计算结果的不确定范围.在假设模型参数不确定性服从正态分布的基础上,采用统计学方法确定模型参数不确定性的分布以取代传统的专家判断.通过对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题空泡分布实验进行计算,分析子通道程序COBRA-IV对实验结果的预测能力,同时得到满足容忍限的计算结果不确定性上下限.计算结果表明:评估得到的不确定带能较好地包络实验值;同时利用统计均值对模型进行标定后,可以得到比原模型更接近实验值的计算结果.

子通道程序SUBSC的开发及稳态验证

采用面向对象模块化编程技术开发了面向大规模热工水力计算的自主化子通道程序SUBSC,利用SUBSC和COBRA程序分别计算了典型压水堆1/4组件,结果表明,两者计算结果吻合很好。为进一步验证SUBSC程序,计算了PSBT稳态5×5棒束基准题,结果表明,在各种工况下SUBSC程序计算得到的通道平均含汽率与实验测量值吻合很好,最大相对偏差仅为0.7%,证明了程序具有较高的计算精度。为提高SUBSC程序的计算效率,引入不完全LU分解预处理的再启动GMRES算法求解质量守恒方程,对多组件的计算结果表明,SUBSC程序具备大规模热工水力计算能力。

反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。

子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证

中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。

热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。

基于子通道-CFD耦合程序的棒束通道多尺度耦合模拟研究

利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发,并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算,其中FLUENT程序计算实验入口区域,为CORTH程序提供准确的入口流量分布,而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明,多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递,并且模拟计算结果与实验结果符合良好。

海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。

COBRA-IV与CFX程序耦合研究

通过研究子通道程序(COBRA-IV)和计算流体力学程序(CFX)内部结构,开发了相应的耦合接口,并编写外部控制程序实现了两者的耦合。对5×5棒束组件流动问题的耦合计算结果表明,COBRA-IV/CFX耦合程序是正确的。

基于统一耦合框架的堆芯物理热工耦合程序的开发及验证

为实现对反应堆多物理多尺度场的综合模拟,基于统一耦合接口理念ICoCo和统一数据传递模型MED库,对中子时空动力学程序CORCA-K和子通道程序CORTH进行了程序封装,并采用supervisor流程控制方案实现了CORCA-K和CORTH之间的耦合.通过三维轻水堆国际基准NEACRP弹棒算例进行程序验证,数值结果表明,基于统一耦合框架的CORCA-K和CORTH的耦合程序可以实现CORCA-K和CORTH之间的场数据传递与耦合计算,计算结果与CORCA-K已开发的耦合接口计算结果符合地很好,二者与基准结果基本一致.

光棒束轴向交混特性的数值模拟研究

为了准确预测燃料组件出口上游的临界状况,提高安全分析的可靠性,采用CFD方法对光棒束子通道间的流动交混进行研究。对光棒束建立模型,选取SST模型进行计算,完成网格敏感性分析,在额定工况下得到轴向不同位置的子通道温度分布。利用子通道分析程序与数值模拟数据相配合,共同确定光棒束轴向不同位置的交混系数。计算结果表明:如果将入口处的交混现象视为局部交混,可以发现当局部交混影响减弱,随着轴向长度的增加,交混系数呈现出逼近0的趋势;选取16个中心通道和选取全部子通道计算所得的轴向交混系数无太大差别;入口处的交混是由于热边界层发展造成的,并非是由于入口处流量分配造成。

栅元格架对5×5燃料组件轴向交混系数分布的影响

提高燃料组件轴向温度分布计算的精确性,有利于准确预测CHF点的发生位置,而交混系数对轴向温度分布准确计算具有重要影响。本研究采用数值模拟结合子通道分析程序的方法,对装配栅元格架的5×5燃料组件轴向不同位置处的流动交混进行研究。对栅元格架建立几何模型,选取SST湍流模型进行计算,完成网格敏感性分析,在额定工况下得到轴向不同位置的子通道温度分布。将子通道分析程序计算值与数值模拟实验值相结合,共同确定装配栅元格架的燃料组件轴向不同位置的交混系数。计算结果表明:在加热段前端,交混系数明显比光棒束段相同位置要高,后随着栅元格架的影响减弱,交混系数随轴向的变化同光棒束段相同。

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础,采用一子通道分析程序作为参照,对它们各自的计算结果进行比较,通过对单通道的两个热工参数进行修正,使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想、物理模型、程序计算流程等。

适用于PWR燃料组件的CHF关系式的开发及评估

采用最小DNBR点法开发出了适用于PWR燃料组件的具有自主知识产权的CHF关系式,并利用试验数据对该关系式进行分析和评估。结果表明:该关系式可正确拟合PWR燃料组件的CHF试验数据;与子通道程序耦合,能正确模拟PWR燃料组件的热工水力性能。

COBRA-Ⅳ对8×8棒束计算的不确定性分析

综合现有不确定性分析方法的原理及特点,采用Wilks公式确定需要计算的最小次数,研究针对子通道程序不确定性的分析方法,并编写程序。运用该程序对8×8棒束的出口空泡份额实验的子通道计算进行了不确定性分析与研究,得到了每个子通道出口空泡份额的计算预测值,以及满足容忍限的不确定性上、下限。计算结果表明：边角子通道的计算不确定性较小,约为±5.5%;而水棒周围不规则形状的子通道的不确定性较大,约为±9%。堆芯热工水力问题中最关注的高空泡子通道的出口空泡份额,其不确定性为-5.5%~6%。