蒙卡中子输运程序JMCT和子通道热工水力程序COBRA-EN耦合计算

介绍了中子输运蒙特卡罗方法与热工水力耦合计算的流程。开发了一套蒙卡中子输运程序JMCT和子通道分析程序COBRA-EN耦合接口。通过33棒束模型的计算展示了考虑耦合计算和不考虑耦合计算的差异,论证了耦合计算在反应堆分析中的重要性。通过对反应堆组件的模拟计算,测试了耦合计算的正确性。最后分析了蒙卡计算的统计涨落和迭代计算过程中收敛标准的关系,讨论了蒙卡中子输运和热工水力耦合过程中收敛标准设置的方案和可行性。     

国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析北大核心CSCD

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10^(−5)以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内,对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内,各程序计算结果符合得很好,可有效支撑反应堆的调试启动过程。     

基于JMCT和FLUENT的物理-热工耦合计算

基于蒙特卡罗程序JMCT2.2和商用CFD程序FLUENT,通过C++语言,采用外耦合的方式开发了一套耦合接口程序。利用JMCT网格和FLUENT计算域之间一一映射的方式完成物理模型和CFD模型之间的网格匹配,实现了物理模型的简单划分和CFD模型网格的精细划分。利用该耦合程序计算了压水堆单根燃料棒模型和3×3带水洞的燃料子组件模型,并与MCNP与FLUENT耦合计算结果进行对比。计算结果表明,使用本文的方法,耦合JMCT程序与FLUENT程序能够用于物理-热工耦合计算并准确提供其反馈参数。     

三维物理-热工耦合过程的网格优化

在反应堆物理-热工耦合过程中,网格划分尺度会影响计算精度和计算时间。利用蒙特卡罗程序和FLUENT程序,对压水堆单棒模型进行不同尺度的网格划分,评估网格划分尺度对耦合结果的影响,得到单个网格中密度差值、温度差值对有效增殖因子和功率分布引入的误差。研究表明当燃料温度差值小于50 K,慢化剂密度差值3 kg/m3时,有效增殖因子相对误差小于10-4,功率相对误差小于1%。使用该规律,对典型的压水堆单棒模型和33通道模型进行网格划分并进行耦合计算。结果表明,单棒模型网格总数减少至1/100,计算时间减少至1/4,33通道模型网格总数减少至1/50,计算时间减少至1/10,但其结果仍然精确有效。     

中国实验快堆燃料组件精细功率分布计算

在热工中,需要中子学计算给出燃料组件内各元件棒功率的相对分布。利用蒙特卡罗程序对中国实验快堆（CEFR）燃料组件内元件棒功率分布进行了理论计算分析,并保证计算结果相对统计误差小于0.8%。使用另一个基于六角形节块扩散理论的钠冷快堆中子学设计软件NAS计算得到的结果对蒙特卡罗程序计算结果进行了对比计算。结果表明,蒙特卡罗程序与NAS计算得到的元件棒相对功率分布结果的最大相对偏差小于3%。使用蒙特卡罗程序对CEFR燃料组件内精细功率分布的计算是可靠的,可用于设计计算当中。     

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。     

基于Kriging代理模型的铅铋反应堆智能优化方法北大核心CSCD

铅铋反应堆广泛应用的需求要求研究人员在现有堆芯方案的基础上开展大量优化设计工作。针对铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的多维非线性约束优化设计问题,基于Kriging代理模型、正交拉丁超立方抽样和SEUMRE空间搜索技术构建铅铋反应堆智能优化方法,耦合物理蒙卡计算/热工分析程序,开发包含抽样、耦合程序前后处理、反应堆优化分析功能的优化平台,并以铅铋反应堆SPALLER-4,URANUS为原型分别开展最小燃料装载量的方案寻优与参数优化验证。验证结果表明,该智能优化方法用于铅铋反应堆设计方案寻优和堆芯参数优化可行、有效,相比传统蒙卡程序计算寻优,在保证预测精度前提下极大地降低了计算成本,与URANUS初始模型比较,燃料装载量、堆芯总质量、活性区体积、堆芯总体积分别优化10.8%,11.5%,18.1%,17.1%,为基于代理模型的智能优化方法应用于铅铋反应堆的优化设计提供参考。     

JMCT与子通道程序耦合方法研究及验证

蒙特卡罗与热工水力的耦合计算是目前反应堆数值模拟的重要研究方向,在蒙特卡罗方法连续能量点截面的基础上结合热工程序的温度反馈,反应堆中子计算的准确性得到大幅提高。为了提高计算精度,堆芯模型分辨率也需进一步提高,相比于组件均匀化模型,pin-by-pin的建模方式能够获得更好的结果。利用蒙特卡罗程序JMCT与子通道程序COBRA-EN实现了蒙特卡罗-热工的内耦合,内耦合方式通过内存进行数据传递,其计算效率及安全性均优于外耦合方法。随后利用NURISP项目迷你堆的pin-by-pin模型对耦合程序进行验证。计算结果与同类耦合程序相似,验证了程序的准确性。同时,对耦合过程的收敛性问题进行了初步分析。     

基于通用型耦合方法蒙特卡罗核热耦合

在自主堆用蒙卡程序RMC内部开发的热工水力子通道功能模块 RMC-TH以及蒙特卡罗几何栅元计数器的基础上,研究并开发了通用型内耦合接口。与传统依赖文件传递信息的外耦合相比,该耦合方式对两种物理过程使用统一的输入文件,利用重复结构热工反馈栅元展开技术,可以实现物理-热工大规模几何模型的快速内部对应,突破了以往核热耦合程序通用性的限制;截面更新方面,采用在线多普勒展宽法（OTF）实现温度对中子截面的反馈作用。该方法只需加载0 K的截面库,可以降低对计算机内存的需求,提高计算效率。以单棒及典型压水堆PWR1717组件为例,对核热耦合过程进行了稳态模拟分析,结果证明了内耦合方法的可行性、正确性及高效性。     

基于广义等价理论的高保真共振计算方法

采用伪核素方法,建立了能够精确快速处理干涉效应的计算方法,在分析广义等价理论特点的基础上,提出了高保真的共振计算方法。该方法首先根据实际问题的几何,建立238U的非均匀共振积分表,基于此核素采用广义等价理论处理栅元间的互屏效应,获得不同位置燃料棒的背景截面,然后根据背景截面在非均匀截面表中插值建立不同燃料棒的等效栅元,在此栅元的基础上根据实际问题中燃料棒内的温度分布和核素分布进行超细群计算,从而获得燃料棒内不同位置共振核素高保真的有效共振截面。     

超临界水堆燃料组件选型论证研究

开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证,分析研究SCWR组件设计目标,对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性,论证选取综合性能优化的SCWR燃料组件方案。组件选型论证研究表明,大水棒方形组件方案采用结构设计较为简单的单水棒、组合式方形燃料组件,能够为燃料元件提供充分、均匀的慢化,而且慢化剂和冷却剂分流简单,具备良好的物理热工性能与结构可实现性,满足SCWR组件设计目标。     

均匀化模型对CFETR氦冷包层中子学影响研究

在CFETR氦冷固态包层及球床结构的最新概念设计方案中,基于均匀化模型、仅球床均匀化模型与高保真模型分别进行了中子学计算分析。研究了结构均匀化及球床空间自屏效应对包层中子学影响以及小球尺寸对氚增殖比的影响。结果表明,(1) 结构均匀化模型对氦冷包层中子学影响较小;(2) 随着小球直径的减少,球床空间自屏效应堆氚增殖比的影响逐渐降低;(3) 氦冷包层真实尺寸下的小球产生的空间自屏效应较低,可忽略不计。     

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.     

Comparison of multimesh hp-FEM to interpolation and projection methods for spatial coupling of thermal and neutron diffusion calculations

Multiphysics solution challenges are legion within the field of nuclear reactor design and analysis. One major issue concerns the coupling between heat and neutron flow (neutronics) within the reactor assembly. These phenomena are usually very tightly interdependent, as large amounts of heat are quickly produced with an increase in fission events within the fuel, which raises the temperature that affects the neutron cross section of the fuel. Furthermore, there typically is a large diversity of time and spatial scales between mathematical models of heat and neutronics. Indeed, the different spatial resolution requirements often lead to the use of very different meshes for the two phenomena. As the equations are coupled, one must take care in exchanging solution data between them, or significant error can be introduced into the coupled problem. We propose a novel approach to the discretization of the coupled problem on different meshes based on an adaptive multimesh higher-order finite element method (hp-FEM), and compare it to popular interpolation and projection methods. We show that the multimesh hp-FEM method is significantly more accurate than the interpolation and projection approaches considered in this study.     

对先进核能系统中U-Pu循环的研究

利用新开发的数据库和程序对加速器驱动的次临界反应堆中的Ｕ－Ｐｕ循环进行了详细的理论研究．通过对反应堆功率、临界系数、γ和中子通量以及裂变核的演化等计算,得到了令人满意的中子学结果.The U-Pu cycle in accelerator driven subcritical reactor is studied by means of new data library and code. The satisfactory neutronics results are obtained by calculating the reactor power, critical value, gamma and neutron flux and evolution of fissioning nuclear density. The detailed analysis is also presented.     

中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m²。