数字反应堆的技术要素与难点分析,核物理论文

数字反应堆的技术要素与难点分析,核物理论文摘要：数字反响堆是针对反响堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回首了反响堆数值模拟技术的发展历程，并阐述了构成数字反响堆的3个技术要素：目的场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管当前数字反响堆发展还面临若干技术挑战，如多学科和多尺度计算的时空协调问题、设计优化的复杂性、缺乏数据库等，但数字反响堆仍能更好地分析那些限制反响堆性能或影响反响堆安全的关键问题，以及从机理上理解那些无法通过试验观察或测量的现象。本文关键词语：模拟;核反响堆;多物理;Abstract：Digitalreactorisanintegralnumericalsimulationplatformfornuclearreactorsystemsperformance.Inthefirstpartofthispaper,thedevelopmenthistoryofnuclearreactorsimulationtechnologyisreviewed.Thethreetechnicalelementswhichconstitutedigitalreactorincludingtargetscenario,advancedmodelsandmulti-physicscouplingtechnology,andintegratingenvironmentarethenelaborated.Althoughthereareseveralchallengesforthedevelopmentofdigitalreactor,suchasdifficultiesinmulti-physicsandmulti-scalecomputation,complexityindesignoptimization,andinsufficientdatabase,thedigitalreactorcanhelpbetteranalysisthosekeyproblemsthatlimitingreactorperformancesandsafety,andcanprovidemechanicalcomprehensionsforthosephenomenathatcantbeobservedormeasuredexperimentally.Keyword：Simulation;Nuclearreactor;Multi-physics;0、引言数字反响堆是针对反响堆系统综合性能开展数值模拟的先进集成平台。数字反响堆有多个别名，如美国称之为虚拟反响堆[1]、英国称之为数字反响堆设计[2]、国内也有数值反响堆[3]、数字化电厂[4]、智能电站等讲法。名称的差异反映了对数字反响堆内涵和研究范围的不同理解，例如有的仅针对堆芯和一回路，有的覆盖了整个核电站甚至核燃料循环体系，有的仅包括软件系统开发，有的还牵涉用于超大规模数值模拟的计算机硬件系统开发。数字反响堆是在传统的反响堆数值模拟技术基础上发展而来的。核反响堆系统数值模拟技术基本与核电厂同期发展。过去几十年里，核工业和安全监管机构分别发展了各种核反响堆数值模拟系统，包括各种专业的物理模型和计算程序。由于核反响堆系统构造复杂，且牵涉诸多物理现象，为了降低模拟难度和计算量，开发者通常基于解析法[5]将核反响堆系统划分为若干设备及部件进行模拟。对于设备之间的互相作用或者没有强互相作用的物理场则简化处理，采用固定或线性假设作为当下设备或物理场分析的输入条件。这种处理方式方法十分合适于稳态运行的反响堆性能模拟。基于合理的假设和经历体验性算法，可以以有效预测瞬态性能。对于那些边界条件可能快速变化的情景，比方在某些事故工况，这种处理方式方法在精度上难以保证。除此之外，对于新型反响堆设计，这种方式方法还存在多个专业分析〔软件〕需要多轮迭代而耗时耗力的问题。随着计算机技术和当代数值仿真技术的进步，通太多物理场、多尺度等耦合框架实现对反响堆综合性能的大规模数值模拟成为可能。这种集成模拟方式，能够突破传统反响堆数值分析方式方法对设计分析流程的限制，进而为核反响堆设计提供更先进的分析工具。1、发展历史20世纪以来，美法等国和欧盟先后启动了CONVERGENCE、NURESIM系列[6,7]、CASL[1]、NEAMS[8]等多个数字反响堆研发项目〔图1〕。它们的技术架构具有类似之处，即在同一个运行环境下实现中子学、热工水力、燃料性能等堆芯分析程序和堆芯模拟、系统分析等耦合计算。这些项目所采用的程序〔表1〕和多物理场耦合策略有所不同。图1欧美数字反响堆研发项目大概情况Fig.1OverviewofDigitalReactorRDProjectsinEuropeandU.S.A堆芯中子学与热工水力分析的互相作用明显，因而，核热耦合是数字反响堆平台的基础。例如，NURESIM平台的中子通道热工水力程序SUBCHANFLOW与中子学程序DYN3D或COBAYA3的耦合[9]，CASL项目中ANC9和VIPRE-W的耦合。通太多重网格映射和反应参数〔如多普勒温度、慢化剂温度、慢化剂密度、硼浓度和空泡份额等〕的迭代，实现逐个时间步的中子学-热工水力学耦合计算。耦合计算适用于稳态和快速瞬态，具有更强的物理基础。为了分析某些事故工况的局部效应，部分项目还将空间分辨率更高层次的计算流体力学〔CFD〕和栅元〔pin-by-pin〕级别的中子学程序引入到核热耦合计算中，例如CASL项目中中子学程序DeCART、Insilico均实现了与CFD程序Star-CCM的耦合。为更好地研究事故工况下的燃料构造完好性问题，在核热耦合基础上进一步将与燃料性能相关的分析程序/模块也耦合起来。在传统的热工水力分析程序中，往往包含了简化的燃料热学模型，但缺乏对燃料力学和失效的模拟能力。例如NURESAFE项目的目的之一是实现中子学程序CRONOS2、热工水力程序FLICA和燃料热力学程序SCANAIR的耦合[9]。除此之外，CASL项目中还包括了与水垢沉积相关的水化学程序与堆芯模拟器的集成，进而精到准确模拟水垢沉积引起轴向功率偏移的现象。由于很多事故现象都是系统级的多物理现象，因而需要将堆芯模拟器与系统分析程序耦合。例如，CONVERGENCE项目中实现了核热耦合模拟器ARTEMIS与系统分析程序CATHERE-2、SRELAP5耦合。部分项目还采用了CFD、子通道、集总参数模型相结合的多尺度耦合分析方式方法。表1各反响堆模拟平台的主要程序[7,10,11,12]数字反响堆是以核热耦合为基础，逐步考虑与核燃料热力学、水化学和系统分析程序的集成。数字反响堆平台往往是在传统核反响堆数值模拟系统基础上逐步发展来的。初期是将已有堆芯分析软件集成以实现多物理场耦合分析，然后发展更先进的模型和计算方式方法，包括高置信度的中子学和热工水力模型、核燃料材料、水化学的先进模型等〔图2〕。图2数字反响堆技术发展途径Fig.2TechnicalRoutineofDigitalReactor2、数字反响堆的技术要素在数字反响堆的研发经过中，目的场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境等3个技术要素是十分值得开发者关注的。2.1、目的场景目的场景是数字反响堆所要模拟的关键性问题，包括工业界所面临的挑战问题和安全当局所关心的事故安全问题等。尽管数字反响堆的终极目的是发展适用于多种场景的统一建模方式方法，但由于反响堆现象的复杂性，针对不同的目的场景又需要采用特定的模型、程序和多物理场耦合求解器。通过模型、求解器、库函数、并行计算框架的重用，数字反响堆技术仍然能够帮助软件开发者节省特定目的场景的开发时间和消耗损费。因而，目的场景是影响数字反响堆研发途径的关键技术要素，帮助判定需要考虑哪些物理场的耦合，也有助于展示数字反响堆的成果。表2列出了CASL项目拟解决的目的场景和需要耦合的物理场。NURESAFE项目列出的安全当局关心的工况包括压水堆的主蒸汽管道破裂〔MSLB〕、丧失冷却剂〔LOCA〕事故和沸水堆的预期瞬态未停堆〔ATWS〕事故。表2CASL项目拟解决的目的场景[51]目的场景所牵涉的物理现象决定了多物理场耦合和空间分辨率的选择。有时候这些来自工业界或安全当局的问题可能较为笼统或复杂，难以直接指导研发。需要将关键问题细化为详细的测试例题集。测试例题有完好定义的输入和参考输出，因此更合适软件开发和测试，并能清楚明晰地反映程序能力的进展[52]。例如在多物理场耦合程序AMA开发经过中，建立了一系列堆芯物理基准例题[53]，从燃料棒级别开场，逐步扩展到整个堆芯和多物理场问题。2.2、先进模型与多物理场耦合技术先进的中子学、热工水力、燃料材料等物理模型是实现全堆芯高保真模拟的技术基础。高保真中子学主要采用先进计算方式方法〔更精细的核素截面库、以特征线法和蒙特卡洛方式方法为代表的多尺度堆芯模拟〕实现栅元〔pinbypin〕级空间分辨率。热工水力学主要采用多尺度〔子通道和CFD〕耦合方式方法对反响堆系统进行建模，应用于LOCA、热震、DNB预测、烧毁等经过的预测。多物理场耦合技术是实现目的场景下复杂现象综合模拟的技术基础。通过核热耦合能够对全堆芯动力学响应的直接预测，而非将瞬态经过等效为一系列拟稳态。在两步法中，第一步是基于堆芯节块法的中子学-热工水力-热力学耦合计算，典型的径向节块划分是将每个燃料组件分为4块，计算出堆芯功率响应、功率分布随寿期的变化；第二步是根据节块计算结果重构出全堆芯栅元级别的功率分布，以提供应燃料棒热力学和子通道热工水力模型。一步法则跳过了节块划分和功率重构，直接进行全堆芯栅元级别的中子学-热工水力-热力学耦合计算。在这里基础上，将燃料热力学、材料及水化学分析也纳入耦合平台，以更准确地预测高燃耗和事故下燃料及材料性能，进而提高核电厂运行的设计空间和安全裕量。通过将平台与系统分析程序连接，能够提高对某些核电事故分析的时间或空间分辨率。2.3、集成环境集成环境是为了完成多物理场耦合计算，提供前后处理、并行计算、几何构造建模、网格划分、数据传递、求解器和可视化等功能的软硬件计算平台。集成环境将这些功能抽象为工具箱和框架[52]的形式〔图3〕提供应不同的应用，进而提高代码复用率和计算性能、降低开发门槛。例如，VERA平台中用于数值求解的LAPACK、PETSc[54]、Trilinos[55]等工具箱和MOOOSE[56]、AMP[57]等多物理场求解框架。而NURESIM平台直接采用了开源的SALOME提供CAD建模、集成计算、任务管理等共性功能。根据功能部件与应用场景的严密程度，图3将这些功能部件划分为与详细问题相关的应用级部件、与物理场求解相关的部件、支持数值计算的基础共性库等。图3集成环境的功能部件Fig.3ComponentsofIntegratedEnvironment3、技术挑战数字反响堆的发展经过中还面临着下面几个方面的技术挑战。3.1、多学科和多尺度计算的时空协调问题为了实现多物理场耦合，需要在计算经过中传递不同物理场的中间计算结果。然而不同物理场的时间步长、空间分辨率相差很大，无法采用统一的时间步长和空间尺寸，这就产生了多学科计算的时空协调问题。例如，对于典型压水堆计算，栅元级中子学计算的径向空间分辨率量级是10-2m，子通道热工水力学计算的径向空间分辨率量级略低于10-2m，而燃料热力学计算的径向空间分辨率量级小于10-3m。这就导致不同物理场之间离散网格需要映射，增加了计算开销并引入新的误差。另一方面，不同工况的时间步长差异较大，稳态计算的时间步长可能是105~106s，而瞬态计算的时间步长可能是10-3~1s。有时无法在同一个时间步内获得所有物理场的收敛解。对于燃料材料辐照效应的多尺度模拟，从密度函数理论、分子动力学、相场到有限元连续介质热力学的空间尺度覆盖了10-10~100m，时间尺度从10-9~100s，如此大的时空跨度导致不同尺度很难直接耦合。当前只要VERA平台中实现了相场与有限元计算的初步双向耦合。3.2、多物理场耦合建模的复杂性基于多物理场耦合模型实现反响堆设计的快速迭代和参数优化是数字反响堆的重要目的。相比于传统设计流程，基于数字反响堆的设计优化能够考虑系统综合性能而实现整体优化，并加快设计优化的迭代速度，意味着数字反响堆的多物理场耦合建模牵涉更为复杂的反响堆设计参数和多目的优化问题。传统反响堆分析中物理、热工、燃料、水化学、系统和设备等专业之间的简化假设被打破，每一次多物理场耦合计算所需的输入参数及其不确定性变得更为复杂。并且，由于反响堆中子学、热工、力学和材料性能在各种工况下的互相影响程度不同，因而不同工况的计算流程和耦合计算规模有明显差异，也增加了耦合计算的复杂性。3.3、数据库问题数字反响堆面临的第3个挑战是缺乏反映多物理场耦合特征的数据库和各类验证试验支撑。数字反响堆需要与其综合模拟能力相匹配的综合性试验数据库。针对数字反响堆的多物理场耦合模拟能力，需要包含物理、热工、燃料等多专业数据的综合效应案例支持。针对数字反响堆的材料辐照效应模拟能力，需要包含设计、制造、辐照历史、微观构造与宏观性能数据的成体系案例验证。但现有的数据库大多是针对单个专业或者单个尺度的分离效应，无法知足数字反响堆综合验证的需求。当前VERA平台碰到的主要挑战之一，正是缺乏足够的验证数据和案例证明其对CIPS、DNB、PCI等挑战性问题的分析能力。例如，在CASL项目的DNB预测案例中缺乏试验数据分辨基础版和先进版的预测结果哪个更准确[58]。对反响堆各种〔十分是新材料和事故工况下〕现象的机理认知和建模，仍然需要综合性数据库的支持[59]。4、结论借助不断进步的计算能力和数值模拟技术，数字反响堆正在构建一个具有多物理场、多尺度耦合特征的综合分析平台，将更好地分析那些限制反响堆性能或影响反响堆安全的关键问题和洞察那些无法通过试验观察/测量的现象。数字反响堆将使设计团队规模精简，每个成员都能承当原先需要众多团队成员协作才能完成的分析工作，进而加速现役反响堆改良和新型反响堆设计。数字反响堆的多物理场耦合预测能力走向成熟，还需要专门开展相应的实验进行验证。但其机理化的模型将有助于减少具有类似性的重复试验，长远来看将缩短研发周期和降低实验开销。以下为参考文献[1]StephanieSwint,TheConsortiumforAdvancedSimulationofLightWaterReactors[EB/OL].[2020-05-09]..[2]LINDLEYB,ALLEND,LILLINGTONJ,etal.ModellingandsimulationactivitiesinsupportoftheUKuuclearRDprogrammeondigitalreactordesign[C]//Proceedingsofthe26thInternationalConferenceonNuclearEngineering.London:TheAmericanSocietyofMechanicalEngineers,2021.[3]邓力，史敦福，李刚，等.数值反响堆多物理耦合关键技术[J].计算物理,2021,33(6):631-638.[4]李庆，宫兆虎，方浩宇，等.作为研究设计工具的数字化反响堆[J].南华大学学报(自然科学版),2021(2):8-12.[5]钱学森，宋健.工程控制论〔上册〕[M].第3版.北京:科学出版社,2018:6.[6]CHAULIACC,ARAGON?SJ-M,BESTIOND,etal.NURESIMAEuropeansimulationplatformfornuclearreactorsafety:Multi-scaleandmulti-physicscalculations,sensitivityanduncertaintyanalysis[J].NuclearEngineeringandDesign,2018,241(9):3416-3426.[7]CHANARONB.OverviewoftheNURESAFEEuropeanproject[J].NuclearEngineeringandDesign,2021,321:1-7.[8]IdahoNationalLab,Thenuclearenergyadvancedmodelingandsimulation(NEAMS)program[EB/OL][2020-05-09]./SitePages/Home.aspx[9]CHANARONB,AHNERTC,CROUZETN,etal.Advancedmulti-physicssimulationforreactorsafetyintheframeworkoftheNURESAFEproject[J].AnnalsofNuclearEnergy,ElsevierLtd,2021,84:166-177.[10]TURNERJA.VirtualEnvironmentforReactorApplications(VERA):Snapshot3.1[R].Tennessee,U.S.A.：OakRidgeNationalLaboratory,2020.[11]CURCA-TIVIGF,DEVENEYD,MAUPINK,etal.AdvancedmethodsbasedontheARCADIA?CodesSystemStatusofimplementationonTheU.S.Afuelmarket[C]//2021WaterReactorFuelPerformanceMeeting.2021.[12]BAHADURS.TheARCADIA?reactoranalysissystemforPWRsmethodologydescriptionandbenchmarkingresults.ANP-10297NP-A[R].Lynchburg,U.S.A.:ArevaInc.,2020.[13]MARTINOLLIE,CARTERTC,CLEMENTF,etal.APOLLO2-A-AREVAsnewgenerationlatticephysicscode:Methodologyandvalidation[M].2018,2.[14]SANCHEZR,ZMIJAREVICI,COSTE-DELCLAUXM,etal.Apollo2year2018.NuclearEngineeringandTechnology[J],2018,42(5):474-499.[15]MAYHUEL,MILANOVAR,HURIAH,etal.QualificationofNEXUS/ANCnucleardesignsystemforPWRanalyses[C]//InternationalConferenceonthePhysicsofReactors2008.NewYork:CurranAssociates,Inc.2008.[16]J.Y.Cho,K.S.Kim,H.Y.Kim,etal.DeCARTv1.2UsersManual:KAERI/TR-3438/2007[R].Daejeon,Korea:KoreaAtomicEnergyResearchInstitute,2018.[17]COLLINSB,DOWNART,GEHINJ,etal.MPACTTheoryManual,version2.0.0:CASL-U-2021-0078-000[R].WashingtonD.C.,U.S.A.:U.S.DOE,2021.[18]HAMILTONSP,EVANSTM,DAVIDSONGG,etal.HotzeropowerreactorcalculationsusingtheInsilicocode[J].JournalofComputationalPhysics,2021,314:700-711.[19]BRUNE,DAMIANF,DIOPCM,etal.TRIPOLI-4?,CEA,EDFandAREVAreferenceMonteCarlocode[J].AnnalsofNuclearEnergy,2021,82:151-160.[20]PANDYATM,JOHNSONSR,DAVIDSONGG,etal.SHIFT:amassivelyparallelMonteCarloradiationtransportpackage[C]//ANSMC2021-JointInternationalConferenceonMathematicsandComputation(MC),SupercomputinginNuclearApplications(SNA)andtheMonteCarlo(MC)Method.Nashville,Tennessee:AmericanNuclearSociety,2021.[21]ArevaNPInc.COBRA-FLX:Acorethermal-hydraulicanalysiscodetopicalreport:ANP-10311P[R].Erlangen,Germany:ArevaNPInc.,2018.[22]AVRAMOVAMN,SALKORK.CTF-Athermal-hydraulicsubchannelcodeforLWRstransientanalysesusersmanual:CASL-U-2021-0055-000[R].PA,U.S.A.:PennsylvaniaStateUniversity,2021.[23]TOUMII,BERGERONA,GALLOD,etal.FLICA-4:athree-dimensionaltwo-phaseflowcomputercodewithadvancednumericalmethodsfornuclearapplications[J].NuclearEngineeringandDesign,2000,200(1-2):139-155.[24]IMKEU,SANCHEZVH.ValidationofthesubchannelcodeSUBCHANFLOWusingtheNUPECPWRtests(PSBT)[J].ScienceandTechnologyofNuclearInstallations,2020,2020:1-12.[25]XSY,ACY,SR,etal.WestinghouseVIPRE-01applicationsforPWRcoreanalyses[C]//Proceedingsofthe9thInternationalTopicalMeetingonNuclearReactorThermalHydraulics(NURETH-9).SanFrancisco,U.S.A.:1999:3-8.[26]ZACHRYNUCLEARENGINEERINGINC.VIPRE-Areactorcoreanalysistool[EB/OL][2020-05-09]..[27]BIEDERU,GRAFFARDE.QualificationoftheCFDcodeTrio_Uforfullscalereactorapplications[J].NuclearEngineeringandDesign,2008,238(3):671-679.[28]GUELFIA,BESTIOND,BOUCKERM,etal.NEPTUNE:Anewsoftwareplatformforadvancednuclearthermalhydraulics[J].NuclearEngineeringandDesign,2007,156(3):281-324.[29]LAKEHALD,NARAYANANC,CAVIEZELD,etal.ProgressincomputationalmicrofluidicsusingTransAT[J].MicrofluidicsandNanofluidi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