超臨界水冷堆物理-熱工耦合程序的發展綜述

湯凌志

摘要：本文對目前國際國內超臨界水冷堆物理-熱工耦合程序研究領域的發展情況進行了總結，介紹了目前已經完成的多種物理-熱工的耦合計算的研究工作以及研究者自行開發的多種形式的可用于超臨界水冷堆的計算和評估的耦合計算程序。

關鍵詞：超臨界水冷堆;物理-熱工耦合;研究現狀

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）是運行在水的熱力學臨界點（374°C，22.1MPa）之上的一種高溫高壓水冷反應堆，是在現有水冷反應堆技術和超臨界火電技術基礎上發展起來的革新設計。超臨界水冷堆與常規水冷堆相比具有以下突出的優點：機組熱效率高;系統簡單;反應堆廠房和主要設備小型化;技術繼承性好;核燃料利用率高。它是第四代核能系統國際論壇選定的六種第四代核反應堆中唯一以輕水做冷卻劑的反應堆[1]，是一種有前途的先進核能系統。

流體的物性會在臨界點附近隨著壓力和溫度的改變而劇烈變化。由于流體能量和動量擴散強度之比的劇烈變化，對傳熱與流動工況有較大影響。將超臨界水冷堆的堆芯物理與熱工水力耦合計算，可以準確地模擬反應堆功率的空間分布及瞬態變化，有利于詳細分析兩者之間具有強烈反饋的問題[2]。由于超臨界水冷堆中冷卻劑的軸向密度變化非常劇烈，冷卻劑在活動高度上的密度有近七倍的變化，其流動傳熱關系式與次臨界條件下有較大區別，核熱耦合特性會遠超一般的壓水堆，傳統壓水堆計算軟件已不能適用。近年來，計算機技術有了很大的進步，計算流體力學（CFD）商業軟件的飛速發展與廣泛應用，給了我們進行耦合分析的更佳選擇，反應堆設計與分析越來越廣泛和深入地使用CFD計算軟件。中子物理程序與CFD的耦合也日益廣泛[3]。

1? 國外研究現狀

國際上開展的耦合軟件的研究工作，主要是對反應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等。

2004年德國的Broeders等人將中子物理程序KAPROS和熱工程序RELAP5耦合，進行了超臨界水冷堆的物理-熱工的耦合計算[4]。

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

2008年Sharabi等人利用CFD商用程序FLUENT對模擬超臨界水冷堆子通道的加熱單通道進行了計算，嘗試了利用CFD方法對SCWR加熱通道的不穩定性的預測[6]。

2011年L.Monti等人建立了ERANOS/TRACE/CFD多尺度耦合分析程序，進行了滿功率穩態工況下高性能輕水反應堆（HPLWR）全堆芯物理-熱工耦合計算[7]。

2012年Chaudri等人開發了子通道程序SACoS，可以計算超臨界水堆設計研究所需的基本熱工水力參數，并與MCNP4C程序耦合，開發了一個用于SCWR設計分析的耦合系統，通過HPLWR計算和比較，驗證了所開發的耦合系統的正確性[8]。

2? 國內研究現狀

國內也有許多研究學者針對超臨界水冷堆物理-熱工耦合以及三維瞬態開展了大量研究工作。

2007年上海交通大學的程旭等人，用計算流體力學程序CFX5.6對于超臨界水在不同流道內傳熱進行了研究，為超臨界流體的傳熱行為提供了基礎知識，并積累了應用CFD程序進行傳熱的初步經驗[9]。

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

2010年中國核動力研究設計院安萍和姚棟采用蒙特卡羅程序MCNP和熱工水力計算子通道ATHAS程序，燃耗使用ORIGEN計算，通過外耦合的方式，開發了物理-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年西安交通大學單建強、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程序對超臨界水堆進行了物理-熱工耦合特性分析[13]。

2013年中國核動力研究設計院馬永強，柴曉明等人將三維少群擴散堆芯中子學計算程序BMFGD與熱工水力計算程序ATHAS通過外耦合的方式，開發了可用于超臨界水冷堆堆芯穩態物理-熱工水力耦合計算的系統CASIR程序[14]。

2013年華北電力大學核熱工安全與標準化所團隊，采用內耦合的方式建立了超臨界水冷堆熱工分析程序。穩態與瞬態工況下耦合前、后的熱工工況進行了對比分析，分析了物理-熱工耦合條件下的SCWR系統的熱工特性 [15][16]。

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

2018年黃歡等人以國產自主化的蒙特卡羅軟件JMCT2.2和計算流體力學軟件FLUENT為基礎，通過外耦合方式，開發了物理-熱工耦合程序。并對耦合過程中網格尺度的優化進行了研究[18]。

2019年生態環境部核與輻射安全中心王昆鵬等人分析總結了目前反應堆物理-熱工耦合的各種方法的優缺點，為反應堆物理-熱工耦合的瞬態分析提供了參考[19]。

3? 總結與展望

近年來，國內外研究者已經完成了多種物理-熱工的耦合計算，自行開發了多種形式的耦合計算程序，并用于超臨界水冷堆的計算和評估。總的來看，外耦合技術相較內耦合技術更成熟，適用度更高，實現起來更容易。隨著計算機技術的飛速發展，計算能力快速提高，可以實現更加精確的反應堆三維建模。蒙特卡羅程序與計算流體動力學CFD程序的耦合計算形式，可以滿足超臨界水冷堆反應堆的精細計算，是未來的研究趨勢[18][19]。

參考文獻：

[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，2010.

[3]李林森，王侃，宋小明.CFD在核能系統分析中應用的最新進展[J].核動力工程，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.超臨界水堆系統分析程序的改進[J].原子能科學技術，2009，43（06）：548-551.

[11]安萍，姚棟.超臨界水堆反應堆物理-熱工水力耦合程序系統MCATHAS的開發[J].核動力工程，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，柴曉明，王育威，潘俊杰，安萍.SCWR堆芯穩態物理-熱工水力耦合計算程序系統CASIR的開發[J].核動力工程，2013，34（01）：87-91.

[15]陳娟，周濤，羅峰，王晗丁，程萬旭.物理-熱工耦合對超臨界水堆系統特性的影響分析[J].原子能科學技術，2013，47（05）：804-810.

[16]程萬旭.超臨界水冷堆三維瞬態耦合程序研究[D].華北電力大學，2014.

[17]史濤，張博，錢達志，黃洪文，單建強.壓力管式超臨界水堆堆芯核熱耦合[J].強激光與粒子束，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.核反應堆物理熱工耦合的瞬態分析方法研究[J].核安全，2019，18（06）：12-17.