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 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

超临界水冷堆（SCWR）是运行在水的热力学临界点（374°C，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/RELAP5[10]。

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Donjon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 [15][16]。

2015年史涛等人利用中子物理分析程序WIMS-AECL和ATHAS程序进行外耦合，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，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[18][19]。

参考文献：

[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]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.

[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.

[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]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.