压水堆核电站堆芯物理热工水力耦合特性研究

随着信息技术高速发展,人工智能、大数据以及物联网等多种技术在核电站中应用日益广泛。其中反应堆的物理热工耦合特性是其整体性能的重要体现,也是评估其经济性、安全的主要依据。基于此,本文主要计算单根燃料棒模型耦合以及3*3组件模型耦合,了解其在不同工况中的变化,有利于事故预测以及方案优化。

基于单通道模型的ADS堆芯物理热工耦合计算

利用单通道模型,开发了铅铋冷却加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯组件温度和密度分布的热工计算程序,并将该程序与MCNP耦合,建立了物理热工耦合计算方法。利用该方法计算了耦合后的功率及热工参数。结果表明,堆芯组件温度及冷却剂流速满足热工安全限值,堆芯径向功率不均匀系数较大,堆芯设计需进一步优化。

不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性

借助Dragon编制超临界水堆(supercritical water-cooled reactor,SCWR)中子截面数据库,并结合双群中子扩散方程建立物理计算模块,同时引入热工计算模块,建立超临界水堆物理热工耦合计算模型。选用2种不同的轴向富集度布置,进行物理热工耦合条件下的超临界水堆稳态特性分析。利用堆芯内部冷却剂温度、慢化剂温度和包壳温度的变化,对比分析了2种不同轴向富集度布置方式下的稳态特性差异,并且通过改变主冷却剂流量进行超临界水堆设计优化。结果表明,不论是轴向富集度单一布置为5%,还是分区布置为4%+5%,耦合条件下轴向功率分布因子均明显偏离余弦分布曲线,且堆芯出口冷却剂温度和最高包壳温度均低于日本东京大学Oka教授得到的计算结果。选用轴向富集度分区布置时,可以改善单一布置时的功率峰值严重偏移和部分轴向节点包壳温度升高现象,但是在功率峰值不变且平均富集度较小的条件下,堆芯出口冷却剂温度仍然低于额定值。降低主冷却剂设计流量,可以提高堆芯冷却剂出口温度,从而满足汽轮机入口蒸汽品质的要求。设计优化结果为,当采用轴向富集度单一布置5%时,主冷却剂设计流量值由1 418 kg/s降为1 219 kg/s;当采用轴向富集度分区布置为4%+5%时,主冷却剂设计流量值降至更低为1 035 kg/s。

基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析

基于计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF),耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功率(UTOP)事故的不确定性量化,最后对计算结果进行不确定性分析和敏感性分析。研究表明,CFD/PFS平台的物理热工耦合计算具有良好的可靠性、精确性;总反应性峰值、功率峰值等瞬态安全参数的名义值均处于95/95双侧容忍限值内,且名义值与限值相对偏差小于3.95%;燃料多普勒系数是主要不确定性来源,对反应堆安全影响最大。

基于MANTA/SMART三维物理热工耦合的落棒事故分析

传统CPR落棒事故分析采用保守的确定论分析方法,设计保守性较大,已制约了机组的持续改进及后续堆型的研发。为进一步挖掘落棒事故的热工设计裕量,本文以某大型压水堆为研究对象,建立了基于MANTA/SMART程序三维物理热工耦合的落棒事故分析方法,并与CPR落棒分析方法的过程及结果进行了对比分析。研究结果表明,基于MANTA/SMART的三维落棒事故分析方法合理可行,能更真实全面地反映反应堆瞬态过程中的参数特征,并能有效挖掘出落棒事故分析的安全裕量。

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。

PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析

利用蒙特卡罗程序(MCNP)和子通道程序ATHAS对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)燃料组件进行物理热工耦合分析;这种耦合方式是合理有效的。分析结果表明:PT-SCWR组件中燃料富集度的分布对燃料组件的径向功率分布有很大影响,通过调节各圈棒束的燃料富集度,可以有效地改善径向功率分布;慢化剂厚度对棒束轴向功率分布有明显影响,当慢化剂厚度为25 cm时,轴向功率分布最接近余弦形状。

核反应堆物理热工耦合的瞬态分析方法研究

核反应堆瞬态分析是核反应堆安全事故分析的基础,核反应堆的设计和事故分析往往都希望得到最接近堆芯实际功率的功率值,因此,准确地模拟中子通量密度的空间分布及瞬态变化非常重要。另外,中子通量的分布会对核材料的温度和密度造成影响,这些反过来又会影响中子通量的分布。因此,考虑物理热工耦合的中子动力学是核反应堆瞬态分析的关键。物理热工耦合的方式包括内部耦合、外部耦合和混合耦合3种方式。根据物理热工采用的不同方法,又分为点堆耦合和多维耦合,每种方式都有不同的特点,可根据计算目的进行选用。本文分析了各种耦合方法的优缺点,研究了耦合的计算方法,可以为反应堆物理热工耦合的瞬态分析提供参考。

CANDU堆燃料管理程序的物理热工水力耦合和时均计算模型的改进

研制了非线性迭代半解析节块法的扩散程序和稳态单通道热工水力程序,并将二者联接形成了CANDU重水堆燃料管理软件包FMPHWR,实现了物理与热工水力的耦合。参考压水堆(PWR)的经验,提出了类似PWR的考虑局部参数变化的参数化截面方法。对原有的时均计算模型进行了修正,提出了考虑热工水力反馈的时均计算模型。通过数值计算表明:FMPHWR具有更高的计算精度。

反应堆入口水温对HFETR燃料元件的热工安全影响

高通量工程试验堆(HFETR)入口水温的变化会引起燃料元件换热特性的改变,对反应堆的安全运行有重要影响。基于流体仿真软件FLUENT和蒙特卡洛粒子输运程序MCNP,采用物理-热工耦合的方法,针对热盒燃料元件分析了42、44、46、48、50℃入口水温下的燃料元件温度场和燃料包壳热流密度分布。结果表明:HFETR燃料元件的芯体温度峰值、包壳热流密度值和最小烧毁比(DNBRmin)均满足热工安全限值的要求,并且具有较大的安全裕度。

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。

基于节块展开法的Jacobian-Free Newton Krylov联立求解物理-热工耦合问题

目前反应堆物理热工耦合程序通常采用固定点迭代思路,这可能导致部分工况收敛速度慢,甚至出现不收敛的现象,严重影响了计算效率.基于此,本文将高效的粗网节块展开法(NEM)与Jacobian-Free Newton-Krylov(JFNK)方法结合,成功地开发出了一套新方法 NEM_JFNK,实现了联立求解物理热工耦合问题.首先将NEM推广到热工问题的求解,之后使用NEM来离散物理-热工耦合问题的所有控制方程,使得所有变量都能在粗网格下进行离散,从而大大减小求解问题的规模;其次将NEM离散后的方程经过某些特殊的处理,成功地嵌入JFNK的计算框架,最终开发出了基于线性预处理的NEM_JFNK,即LP_NEM_JFNK.此外,为了充分利用原有的迭代程序,避免JFNK残差方程的重新建立,本文还开发了无需重构残差方程的NEM_JFNK,即NRC_NEM_JFNK,并实现"黑箱"耦合.文中以一维中子-热工模型为例,给出LP_NEM_JFNK和NRC_NEM_JFNK数学模型,并对计算结果进行分析.结果表明:新方法无论是收敛速度还是计算效率都具有明显优势.

10MW固态燃料钍基熔盐堆稳态物理-热工耦合

固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代先进核反应堆堆型之一,继承了熔盐冷却剂和球形燃料元件的许多优点和技术基础,具有良好的经济性、设计上的固有安全性、钍铀燃料的可持续性和防核扩散性。本文以10 MW固态燃料钍基熔盐堆为模型,利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ANSYS Fluent等模拟程序对其进行多物理耦合分析,同时利用C++语言编写了堆芯活性区的物理-热工耦合计算程序,实现了MCNP计算结果与Fluent程序的对接,并且通过对比耦合前后结果,分析了堆芯功率密度分布、有效增殖因子、温度分布等主要参数,为熔盐堆的设计、安全性评估和操作运行提供了参考依据。

基于蒙特卡罗方法和CFD方法的物理-热工耦合计算

基于蒙特卡罗中子输运程序MCNP5和商用CFD软件STAR-CCM+的耦合可搭建反应堆高保真多物理耦合计算平台。通过Perl语言以ASCⅡ文本文件方式耦合了MCNP5和STAR-CCM+,利用STAR-CCM+的六面体网格生成模块"trimmer"实现两者在反馈作用强烈的燃料和慢化剂区域一一对应的空间网格划分,而在反馈作用较弱的包壳区域采取体积权重的网格映射方式,在Linux环境下开发了高保真物理-热工耦合稳态分析程序。利用该耦合程序计算了典型压水堆单根燃料棒和3×3带水洞的燃料子组件,数值结果表明,本文建立的耦合方法和模型可用于高保真物理-热工耦合计算。

RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故(RIA),即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。

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。

三维物理-热工耦合系统RECON的开发与验证

基于RELAP5、COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序,采用并行耦合模式与并行虚拟机技术,开发了三维物理-热工耦合系统RECON,其耦合形式灵活,可根据分析需要选择用于耦合的程序。利用系列基准题进行了验证,特别是针对MSLB基准题的计算,与国际上众多耦合程序相比,RECON具有较好的计算精度,可用于反应性引入事故分析。

基于中子随机输运理论的物理-热工耦合研究

基于随机输运理论的中子动力学与热工水力的耦合可实现对不同程序的控制和数据传递。本工作研究基于单根燃料棒和3×3燃料棒束的MCNP5程序与CFD程序CFX的耦合。使用该耦合程序对先进球床高温反应堆(PB-AHTR)的堆芯进行计算,并与MCNP5与RELAP5-3D耦合程序的计算结果进行比较。由计算结果可见:在不同初始状态下,有效增殖因数经若干耦合计算后均趋于稳定,但伴随一定波动。结果表明,中子动力学与CFD的瞬态耦合是可行的,但其计算精确度和实用性需进一步验证研究。

基于CATHARE程序的熔盐堆热工物理耦合模拟计算

针对熔盐堆燃料和慢化剂的特点,对压水反应堆热工水力计算程序CATHARE进行了适应性改造。使用改造后的程序进行熔盐堆单通道流体的物理和热工耦合计算分析。分析计算表明,改造后的CATHARE程序可以模拟反应性引入事故和流量引入事故等瞬态工况的堆芯热工物理耦合过程。

反应堆热工物理耦合反馈变量敏感性分析

在反应堆设计计算中,堆芯热工水力和堆芯物理的耦合十分重要。本文以秦山二期核电站反应堆堆芯作为研究对象,使用栅元计算程序CASMO4E对各类型的组件进行均匀化参数的计算;完成热工物理耦合反馈变量的敏感性分析;采用两种方法生成耦合需要的截面库,并对其进行误差分析。