湯凌志

摘要：本文對(duì)目前國(guó)際國(guó)內(nèi)超臨界水冷堆物理-熱工耦合程序研究領(lǐng)域的發(fā)展情況進(jìn)行了總結(jié)，介紹了目前已經(jīng)完成的多種物理-熱工的耦合計(jì)算的研究工作以及研究者自行開發(fā)的多種形式的可用于超臨界水冷堆的計(jì)算和評(píng)估的耦合計(jì)算程序。

關(guān)鍵詞：超臨界水冷堆;物理-熱工耦合;研究現(xiàn)狀

Abstract： In this paper， the development of physical-thermal coupling codes for supercritical water reactors at international and domes is summarized， and many kinds of coupled calculation programs developed by researchers are introduced.

Key words： supercritical water reactors;physical-thermal coupling codes;research situation

0? 引言

超臨界水冷堆（SCWR）是運(yùn)行在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)（374°C，22.1MPa）之上的一種高溫高壓水冷反應(yīng)堆，是在現(xiàn)有水冷反應(yīng)堆技術(shù)和超臨界火電技術(shù)基礎(chǔ)上發(fā)展起來(lái)的革新設(shè)計(jì)。超臨界水冷堆與常規(guī)水冷堆相比具有以下突出的優(yōu)點(diǎn)：機(jī)組熱效率高;系統(tǒng)簡(jiǎn)單;反應(yīng)堆廠房和主要設(shè)備小型化;技術(shù)繼承性好;核燃料利用率高。它是第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇選定的六種第四代核反應(yīng)堆中唯一以輕水做冷卻劑的反應(yīng)堆[1]，是一種有前途的先進(jìn)核能系統(tǒng)。

流體的物性會(huì)在臨界點(diǎn)附近隨著壓力和溫度的改變而劇烈變化。由于流體能量和動(dòng)量擴(kuò)散強(qiáng)度之比的劇烈變化，對(duì)傳熱與流動(dòng)工況有較大影響。將超臨界水冷堆的堆芯物理與熱工水力耦合計(jì)算，可以準(zhǔn)確地模擬反應(yīng)堆功率的空間分布及瞬態(tài)變化，有利于詳細(xì)分析兩者之間具有強(qiáng)烈反饋的問(wèn)題[2]。由于超臨界水冷堆中冷卻劑的軸向密度變化非常劇烈，冷卻劑在活動(dòng)高度上的密度有近七倍的變化，其流動(dòng)傳熱關(guān)系式與次臨界條件下有較大區(qū)別，核熱耦合特性會(huì)遠(yuǎn)超一般的壓水堆，傳統(tǒng)壓水堆計(jì)算軟件已不能適用。近年來(lái)，計(jì)算機(jī)技術(shù)有了很大的進(jìn)步，計(jì)算流體力學(xué)（CFD）商業(yè)軟件的飛速發(fā)展與廣泛應(yīng)用，給了我們進(jìn)行耦合分析的更佳選擇，反應(yīng)堆設(shè)計(jì)與分析越來(lái)越廣泛和深入地使用CFD計(jì)算軟件。中子物理程序與CFD的耦合也日益廣泛[3]。

1? 國(guó)外研究現(xiàn)狀

國(guó)際上開展的耦合軟件的研究工作，主要是對(duì)反應(yīng)堆子通道程序的研究以及物理-熱工水力耦合分析程序的開發(fā)等。

2004年德國(guó)的Broeders等人將中子物理程序KAPROS和熱工程序RELAP5耦合，進(jìn)行了超臨界水冷堆的物理-熱工的耦合計(jì)算[4]。

2005年日本的Yamaji等人針對(duì)超臨界水冷堆，提出了將三維中子物理計(jì)算軟件系統(tǒng)SRAC與單通道熱工計(jì)算程序SPROD耦合的方法[5]。在堆芯物理-熱工耦合程序的基礎(chǔ)上，Yamaji還進(jìn)行了組件熱工性能的研究。但是該程序沒有對(duì)堆芯所有燃料組件進(jìn)行子通道計(jì)算。

2008年Sharabi等人利用CFD商用程序FLUENT對(duì)模擬超臨界水冷堆子通道的加熱單通道進(jìn)行了計(jì)算，嘗試了利用CFD方法對(duì)SCWR加熱通道的不穩(wěn)定性的預(yù)測(cè)[6]。

2011年L.Monti等人建立了ERANOS/TRACE/CFD多尺度耦合分析程序，進(jìn)行了滿功率穩(wěn)態(tài)工況下高性能輕水反應(yīng)堆（HPLWR）全堆芯物理-熱工耦合計(jì)算[7]。

2012年Chaudri等人開發(fā)了子通道程序SACoS，可以計(jì)算超臨界水堆設(shè)計(jì)研究所需的基本熱工水力參數(shù)，并與MCNP4C程序耦合，開發(fā)了一個(gè)用于SCWR設(shè)計(jì)分析的耦合系統(tǒng)，通過(guò)HPLWR計(jì)算和比較，驗(yàn)證了所開發(fā)的耦合系統(tǒng)的正確性[8]。

2? 國(guó)內(nèi)研究現(xiàn)狀

國(guó)內(nèi)也有許多研究學(xué)者針對(duì)超臨界水冷堆物理-熱工耦合以及三維瞬態(tài)開展了大量研究工作。

2007年上海交通大學(xué)的程旭等人，用計(jì)算流體力學(xué)程序CFX5.6對(duì)于超臨界水在不同流道內(nèi)傳熱進(jìn)行了研究，為超臨界流體的傳熱行為提供了基礎(chǔ)知識(shí)，并積累了應(yīng)用CFD程序進(jìn)行傳熱的初步經(jīng)驗(yàn)[9]。

2009年上海交通大學(xué)胡珀、楊燕華等人基于美國(guó)普渡大學(xué)開發(fā)的普通壓水堆及沸水堆三維堆芯計(jì)算程序PARCS和輕水堆瞬態(tài)熱工水力分析程序RELAP5，改造相應(yīng)計(jì)算模塊，最終得到適用于超臨界水冷堆耦合分析的程序PARCS/RELAP5[10]。

2010年中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院安萍和姚棟采用蒙特卡羅程序MCNP和熱工水力計(jì)算子通道ATHAS程序，燃耗使用ORIGEN計(jì)算，通過(guò)外耦合的方式，開發(fā)了物理-熱工水力耦合程序MCATHAS，適用于壓力管式和壓力殼式等多類燃料組件的超臨界水冷堆分析[11]。

2010年西安交通大學(xué)單建強(qiáng)、曹良志等人基于MCNP和ATHAS的耦合，開展了超臨界水冷堆的物理-熱工耦合研究[12]。

2013年劉仕倡等人采用新型釷鈾混合燃料組件，建立了軸向的單一通道模型，使用Donjon和Dragon程序?qū)ΤR界水堆進(jìn)行了物理-熱工耦合特性分析[13]。

2013年中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院馬永強(qiáng)，柴曉明等人將三維少群擴(kuò)散堆芯中子學(xué)計(jì)算程序BMFGD與熱工水力計(jì)算程序ATHAS通過(guò)外耦合的方式，開發(fā)了可用于超臨界水冷堆堆芯穩(wěn)態(tài)物理-熱工水力耦合計(jì)算的系統(tǒng)CASIR程序[14]。

2013年華北電力大學(xué)核熱工安全與標(biāo)準(zhǔn)化所團(tuán)隊(duì)，采用內(nèi)耦合的方式建立了超臨界水冷堆熱工分析程序。穩(wěn)態(tài)與瞬態(tài)工況下耦合前、后的熱工工況進(jìn)行了對(duì)比分析，分析了物理-熱工耦合條件下的SCWR系統(tǒng)的熱工特性 [15][16]。

2015年史濤等人利用中子物理分析程序WIMS-AECL和ATHAS程序進(jìn)行外耦合，對(duì)壓力管式超臨界水堆（PT-SCWR）堆芯進(jìn)行了核熱耦合分析和優(yōu)化，結(jié)果表明該耦合方法是可行有效的[17]。

2018年黃歡等人以國(guó)產(chǎn)自主化的蒙特卡羅軟件JMCT2.2和計(jì)算流體力學(xué)軟件FLUENT為基礎(chǔ)，通過(guò)外耦合方式，開發(fā)了物理-熱工耦合程序。并對(duì)耦合過(guò)程中網(wǎng)格尺度的優(yōu)化進(jìn)行了研究[18]。

2019年生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心王昆鵬等人分析總結(jié)了目前反應(yīng)堆物理-熱工耦合的各種方法的優(yōu)缺點(diǎn)，為反應(yīng)堆物理-熱工耦合的瞬態(tài)分析提供了參考[19]。

3? 總結(jié)與展望

近年來(lái)，國(guó)內(nèi)外研究者已經(jīng)完成了多種物理-熱工的耦合計(jì)算，自行開發(fā)了多種形式的耦合計(jì)算程序，并用于超臨界水冷堆的計(jì)算和評(píng)估?？偟膩?lái)看，外耦合技術(shù)相較內(nèi)耦合技術(shù)更成熟，適用度更高，實(shí)現(xiàn)起來(lái)更容易。隨著計(jì)算機(jī)技術(shù)的飛速發(fā)展，計(jì)算能力快速提高，可以實(shí)現(xiàn)更加精確的反應(yīng)堆三維建模。蒙特卡羅程序與計(jì)算流體動(dòng)力學(xué)CFD程序的耦合計(jì)算形式，可以滿足超臨界水冷堆反應(yīng)堆的精細(xì)計(jì)算，是未來(lái)的研究趨勢(shì)[18][19]。

參考文獻(xiàn)：

[1]U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum， A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems [R]. U.S.， 2002.

[2]劉曉晶.混合能譜超臨界水冷堆堆芯熱工與物理性能的研究[D].上海交通大學(xué)，2010.

[3]李林森，王侃，宋小明.CFD在核能系統(tǒng)分析中應(yīng)用的最新進(jìn)展[J].核動(dòng)力工程，2009，30（5）：28-33.

[4]Broeders C.，et al. KAPROS-E Modular program System for nuclear reactor analysis- status and results of selected application[R]. Karlsruhe， Germany： Forschungszentrums K arlsruhe， 2004.

[5]Yamaji A.，Oka Y.，Koshizuka S.Three-dimensional Core Design of High Temperature Supercritical-Pressure Light Water Reactor with Neutronic and Thermal-hydraulic Coupling[J].Journal of Nuclear Science and Technology，2005，42（1）：9-19.

[6]Sharabi M B， Ambrosini W， He S. Prediction of unstable behaviour in a heated channel with water at supercritical pressure by CFD models[J]. Annals of nuclear energy， 2008， 35（5）： 767-782.

[7]L. Monti，J. Starflinger，T. Schulenberg. Development of a coupled neutronic/thermal-hydraulic tool with multi-scale capabilities and applications to HPLWR core analysis [J]. Nuclear Engineering and Design， 2011， 241（5）：1579-1591.

[8]Chaudri K S， Su Y， Chen R， et al. Development of sub-channel code SACoS and its application in coupled neutronics/thermal hydraulics system for SCWR[J]. Annals of nuclear energy， 2012， 45： 37-45.

[9]Cheng X， Kuang B， Yang Y H.Numerical Analysis of Heat Transfer in Supercritical Water Cooled Flow Channels[J].Nuclear Engineering and Design.2007， 237（3）：240-252.

[10]胡珀，楊燕華.超臨界水堆系統(tǒng)分析程序的改進(jìn)[J].原子能科學(xué)技術(shù)，2009，43（06）：548-551.

[11]安萍，姚棟.超臨界水堆反應(yīng)堆物理-熱工水力耦合程序系統(tǒng)MCATHAS的開發(fā)[J].核動(dòng)力工程，2010，31（06）：52-55，74.

[12]Shan J， Chen W， Rhee B W， et al. Coupled neutronics/thermal-hydraulics analysis of CANDU-SCWR fuel channel[J]. Annals of nuclear energy， 2010， 37（1）：58-65.

[13]Liu S， Cai J. Neutronic and thermohydraulic characteristics of a new breeding thorium-uranium mixed SCWR fuel assembly[J]. Annals of Nuclear Energy， 2013， 62： 429-436.

[14]馬永強(qiáng)，柴曉明，王育威，潘俊杰，安萍.SCWR堆芯穩(wěn)態(tài)物理-熱工水力耦合計(jì)算程序系統(tǒng)CASIR的開發(fā)[J].核動(dòng)力工程，2013，34（01）：87-91.

[15]陳娟，周濤，羅峰，王晗丁，程萬(wàn)旭.物理-熱工耦合對(duì)超臨界水堆系統(tǒng)特性的影響分析[J].原子能科學(xué)技術(shù)，2013，47（05）：804-810.

[16]程萬(wàn)旭.超臨界水冷堆三維瞬態(tài)耦合程序研究[D].華北電力大學(xué)，2014.

[17]史濤，張博，錢達(dá)志，黃洪文，單建強(qiáng).壓力管式超臨界水堆堆芯核熱耦合[J].強(qiáng)激光與粒子束，2015，27（01）：295-299.

[18]黃歡.基于JMCT和FLUENT的三維核熱耦合方法研究[D].中國(guó)工程物理研究院，2018.

[19]王昆鵬，許超，李聰新，劉宇生，溫麗晶，王宏凱，劉健.核反應(yīng)堆物理熱工耦合的瞬態(tài)分析方法研究[J].核安全，2019，18（06）：12-17.