超临界水冷堆物理-热工耦合程序的发展综述.pdf

1、超临界水冷堆物理-热工耦合程序的发展综述汤凌志摘要：本文对目前国际国内超临界水冷堆物理-热工耦合程序研究领域的发展情况进行了总结，介绍了目前已经完成的多种物理-热工的耦合计算的研究工作以及研究者自行开发的多种形式的可用于超临界水冷堆的计算和评估的耦合计算程序。关键词：超临界水冷堆;物理-热工耦合;研究现状Abstract：In this paper，the development of physical-thermal coupling codes forsupercritical water reactors at international and domes is summarized，

2、andmany kinds of coupled calculation programs developed by researchers areintroduced.Key words：supercritical water reactors;physical-thermal coupling codes;researchsituation0引言超临界水冷堆（SCWR）是运行在水的热力学临界点（374C，22.1MPa）之上的一种高温高压水冷反应堆，是在现有水冷反应堆技术和超临界火电技术基础上发展起来的革新设计。超临界水冷堆与常规水冷堆相比具有以下突出的优点：机组热效率高;系统简单;反应堆

3、厂房和主要设备小型化;技术继承性好;核燃料利用率高。它是第四代核能系統国际论坛选定的六种第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆1，是一种有前途的先进核能系统。流体的物性会在临界点附近随着压力和温度的改变而剧烈变化。由于流体能量和动量扩散强度之比的剧烈变化，对传热与流动工况有较大影响。将超临界水冷堆的堆芯物理与热工水力耦合计算，可以准确地模拟反应堆功率的空间分布及瞬态变化，有利于详细分析两者之间具有强烈反馈的问题2。由于超临界水冷堆中冷却剂的轴向密度变化非常剧烈，冷却剂在活动高度上的密度有近七倍的变化，其流动传热关系式与次临界条件下有较大区别，核热耦合特性会远超一般的压水堆，传统压水堆计算软

4、件已不能适用。近年来，计算机技术有了很大的进步，计算流体力学（CFD）商业软件的飞速发展与广泛应用，给了我们进行耦合分析的更佳选择，反应堆设计与分析越来越广泛和深入地使用 CFD 计算软件。中子物理程序与 CFD 的耦合也日益广泛3。1国外研究现状国际上开展的耦合软件的研究工作，主要是对反应堆子通道程序的研究以及物理-热工水力耦合分析程序的开发等。2004 年德国的 Broeders 等人将中子物理程序 KAPROS 和热工程序 RELAP5 耦合，进行了超临界水冷堆的物理-热工的耦合计算4。2005 年日本的 Yamaji 等人针对超临界水冷堆，提出了将三维中子物理计算软件系统SRAC 与单

5、通道热工计算程序 SPROD 耦合的方法5。在堆芯物理-热工耦合程序的基础上，Yamaji 还进行了组件热工性能的研究。但是该程序没有对堆芯所有燃料组件进行子通道计算。2008 年 Sharabi 等人利用 CFD 商用程序 FLUENT 对模拟超临界水冷堆子通道的加热单通道进行了计算，尝试了利用 CFD 方法对 SCWR 加热通道的不稳定性的预测6。2011 年 L.Monti 等人建立了 ERANOS/TRACE/CFD 多尺度耦合分析程序，进行了满功率稳态工况下高性能轻水反应堆（HPLWR）全堆芯物理-热工耦合计算7。2012 年 Chaudri 等人开发了子通道程序 SACoS，可以计

6、算超临界水堆设计研究所需的基本热工水力参数，并与 MCNP4C 程序耦合，开发了一个用于 SCWR 设计分析的耦合系统，通过 HPLWR 计算和比较，验证了所开发的耦合系统的正确性8。2国内研究现状国内也有许多研究学者针对超临界水冷堆物理-热工耦合以及三维瞬态开展了大量研究工作。2007 年上海交通大学的程旭等人，用计算流体力学程序 CFX5.6 对于超临界水在不同流道内传热进行了研究，为超临界流体的传热行为提供了基础知识，并积累了应用 CFD 程序进行传热的初步经验9。2009 年上海交通大学胡珀、杨燕华等人基于美国普渡大学开发的普通压水堆及沸水堆三维堆芯计算程序 PARCS 和轻水堆瞬态热

7、工水力分析程序 RELAP5，改造相应计算模块，最终得到适用于超临界水冷堆耦合分析的程序 PARCS/RELAP510。2010 年中国核动力研究设计院安萍和姚栋采用蒙特卡罗程序 MCNP 和热工水力计算子通道 ATHAS 程序，燃耗使用 ORIGEN 计算，通过外耦合的方式，开发了物理-热工水力耦合程序 MCATHAS，适用于压力管式和压力壳式等多类燃料组件的超临界水冷堆分析11。2010 年西安交通大学单建强、曹良志等人基于 MCNP 和 ATHAS 的耦合，开展了超临界水冷堆的物理-热工耦合研究12。2013 年刘仕倡等人采用新型钍铀混合燃料组件，建立了轴向的单一通道模型，使用Donjo

8、n 和 Dragon 程序对超临界水堆进行了物理-热工耦合特性分析13。2013 年中国核动力研究设计院马永强，柴晓明等人将三维少群扩散堆芯中子学计算程序 BMFGD 与热工水力计算程序 ATHAS 通过外耦合的方式，开发了可用于超临界水冷堆堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的系统 CASIR 程序14。2013 年华北电力大学核热工安全与标准化所团队，采用内耦合的方式建立了超临界水冷堆热工分析程序。稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况进行了对比分析，分析了物理-热工耦合条件下的 SCWR 系统的热工特性 1516。2015 年史涛等人利用中子物理分析程序 WIMS-AECL 和 ATHAS 程序

9、进行外耦合，对压力管式超临界水堆（PT-SCWR）堆芯进行了核热耦合分析和优化，结果表明该耦合方法是可行有效的17。2018 年黄欢等人以国产自主化的蒙特卡罗软件 JMCT2.2 和计算流体力学软件 FLUENT为基础，通过外耦合方式，开发了物理-热工耦合程序。并对耦合过程中网格尺度的优化进行了研究18。2019 年生态环境部核与辐射安全中心王昆鹏等人分析总结了目前反应堆物理-热工耦合的各种方法的优缺点，为反应堆物理-热工耦合的瞬态分析提供了参考19。3总结与展望近年来，国内外研究者已经完成了多种物理-热工的耦合计算，自行开发了多种形式的耦合计算程序，并用于超临界水冷堆的计算和评估。总的来看，

10、外耦合技术相较内耦合技术更成熟，适用度更高，实现起来更容易。随着计算机技术的飞速发展，计算能力快速提高，可以实现更加精确的反应堆三维建模。蒙特卡罗程序与计算流体动力学 CFD 程序的耦合计算形式，可以满足超临界水冷堆反应堆的精细计算，是未来的研究趋势1819。参考文献：1U.S.DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GenerationIV International Forum，A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear EnergySystems R.U.S.，2002

11、.2刘晓晶.混合能谱超临界水冷堆堆芯热工与物理性能的研究D.上海交通大学，2010.3李林森，王侃，宋小明.CFD 在核能系统分析中应用的最新进展J.核动力工程，2009，30（5）：28-33.4Broeders C.，et al.KAPROS-E Modular program System for nuclear reactoranalysis-status and results of selected applicationR.Karlsruhe，Germany：Forschungszentrums K arlsruhe，2004.5Yamaji A.，Oka Y.，Koshizuk

12、a S.Three-dimensional Core Design of HighTemperature Supercritical-Pressure Light Water Reactor with Neutronic andThermal-hydraulic CouplingJ.Journal of Nuclear Science and Technology，2005，42（1）：9-19.6Sharabi M B，Ambrosini W，He S.Prediction of unstable behaviour in aheated channel with water at supe

13、rcritical pressure by CFD modelsJ.Annalsof nuclear energy，2008，35（5）：767-782.7L.Monti，J.Starflinger，T.Schulenberg.Development of a coupledneutronic/thermal-hydraulic tool with multi-scale capabilities andapplications to HPLWR core analysis J.Nuclear Engineering and Design，2011，241（5）：1579-1591.8Chau

14、dri K S，Su Y，Chen R，et al.Development of sub-channel codeSACoS and its application in coupled neutronics/thermal hydraulics system forSCWRJ.Annals of nuclear energy，2012，45：37-45.9Cheng X，Kuang B，Yang Y H.Numerical Analysis of Heat Transfer inSupercritical Water Cooled Flow ChannelsJ.Nuclear Enginee

15、ring andDesign.2007，237（3）：240-252.10胡珀，楊燕华.超临界水堆系统分析程序的改进J.原子能科学技术，2009，43（06）：548-551.11安萍，姚栋.超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统 MCATHAS 的开发J.核动力工程，2010，31（06）：52-55，74.12Shan J，Chen W，Rhee B W，et al.Coupled neutronics/thermal-hydraulics analysis of CANDU-SCWR fuel channelJ.Annals of nuclear energy，2010，37（1）：

16、58-65.13Liu S，Cai J.Neutronic and thermohydraulic characteristics of a newbreeding thorium-uranium mixed SCWR fuel assemblyJ.Annals of NuclearEnergy，2013，62：429-436.14马永强，柴晓明，王育威，潘俊杰，安萍.SCWR 堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统 CASIR 的开发J.核动力工程，2013，34（01）：87-91.15陈娟，周涛，罗峰，王晗丁，程万旭.物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析J.原子能科学技术，2013，47（05）：804-810.16程万旭.超临界水冷堆三维瞬态耦合程序研究D.华北电力大学，2014.17史涛，张博，钱达志，黄洪文，单建强.压力管式超临界水堆堆芯核热耦合J.强激光与粒子束，2015，27（01）：295-299.18黄欢.基于 JMCT 和 FLUENT 的三维核热耦合方法研究D.中国工程物理研究院，2018.19王昆鹏，许超，李聪新，刘宇生，温丽晶，王宏凯，刘健.核反应堆物理热工耦合的瞬态分析方法研究J.核安全，2019，18（06）：12-17.