核电厂反应堆的高保真核热耦合瞬态分析方法研究

As a significant part of new clean energy, nuclear energy has been a very important part of China’s future sustainable energy. In order to satisfy the requirement of safety and efficiency of nuclear usage, reactor transient analysis with high-fidelity neutronics and thermal-hydraulics(TH) coupling, which applies the state-of-art physics methods and supercomputing technologies to reduce the approximations of calculation models and improve results’ resolution, can accomplish reliable analysis and prediction of NPP’s transient behavioral of reactor. However, the current transient analysis models are quite rough and the calculation resolution is relatively low, which are big issues for high-fidelity transient analysis. This proposal is dedicated to the development of supercomputing based high-fidelity transient analysis method. A new accurate, efficient and high resolution method for 3D space-dependent neutron kinetics calculations will be investigated. Furth more, a massive subchannel analysis technology applied to two-phase flow in complex channel will be proposed. After that, the efficient spatial mesh mapping method and stable time-step coupling scheme will be studied. Finally, stability and convergence performance of neutronics-TH coupling algorithm will be analyzed with mathematical theories. It is believed that this work not only have significant value on the transient analysis methods based on high-fidelity neutronics-TH coupling, but also provides instructions applying supercomputing technology to numerical simulations of reactors.

核能作为新能源的重要组成部分，是我国未来能源可持续发展的重要基础。为了满足对核能安全高效利用的要求，核电厂反应堆的高保真核热耦合瞬态分析技术通过最先进的方法理论，结合快速发展的超算技术，最大程度地去除计算模型的近似性、提高计算分辨率，实现核电厂反应堆瞬态行为的精确模拟和预测。目前所应用的核热耦合瞬态分析方法模型粗糙、计算分辨率太低，难以满足高保真瞬态分析的要求。本研究拟结合超算技术，开展高保真的全堆芯核热耦合瞬态分析方法研究，具体包括：研究新的精确、高效、高分辨的三维时空中子动力学计算方法；研究适用于复杂通道两相流动的大规模子通道计算分析技术；建立核热耦合高效的空间网格映射方案和稳定的时间离散耦合方案；通过数学理论分析，提高核热耦合算法的稳定性和收敛性。本研究不仅对反应堆核热耦合瞬态分析方法的理论完善有重要的学术价值，并且对超算技术在反应堆数值模拟技术的应用具有重要的指导意义。

为了满足核能安全高效利用的要求，本项目通过先进的方法理论，结合快速发展的超算技术，最大程度地去除核反应堆瞬态计算模型的近似性，提高计算分辨率，建立核电厂反应堆瞬态行为的精确模拟预测方法和计算工具。.项目针对中子时空动力学计算，提出了修正的预估校正准静态方法，并利用基于CMFD加速的2D/1D耦合输运方法求解时间离散后的三维固定源方程。针对CMFD源迭代次数多的问题，提出平衡因子方法对CMFD瞬态固定源计算进行加速，将CMFD瞬态固定源计算效率提高了3~17倍。 开展了基于在线能群压缩的加速方法研究，在保证计算精度的同时，将计算效率提高了2倍，计算内存降低了50%。.针对全堆芯高保真热工水力学计算，提出压力流量修正方法，将目前计算流体动力学和计算传热学广泛采用的求解压力耦合方程的半隐方法SIMPLE算法应用于子通道控制方程组的求解，提高了全堆芯子通道热工水力计算的计算精度。对于偏离泡核沸腾问题，通道出口冷却剂温度的最大偏差和相对偏差分别为7.4K和3.6K，计算精度高于CTF程序。.建立了稳定高效的核热耦合迭代流程，并通过选择合适的空间和范数，使用Krein-Rutman理论，给出了解存在性的证明。并利用高保真物理热工耦合瞬态计算程序开展了大型压水堆瞬态计算的模型敏感性分析，数值结果表明：子通道与并联多通道模型的冷却剂出口温度在单组件问题中最大相差 4.2K，在全堆芯问题中最大相差 10.36 K；5678 W/(m2·K)固定换热系数相较于动态气隙换热模型在全堆燃料有效温度最多相差66.89 K。.将开发的高保真物理热工耦合瞬态计算程序应用于了小型实验堆 SPERT与“华龙一号”堆芯的瞬态分析。 SPERT 瞬态过程中最大功率与实验值相对误差为-1.8%，最大反应性与实验值相对偏差为-0.03$，缓发中子份额相对偏差为 0.7%，中子代时间相对偏差为 4.8%。 在国内首次利用高保真确定论物理热工耦合瞬态计算程序实现了大型压水堆的弹棒瞬态事故中堆芯的总功率、反应性以及全堆芯燃料棒温度随时间的变化，获得了全堆芯精细的功率、温度等随时间的变化。