發布日期：2022-04-26 點擊率：1604 品牌：組態王_Kingview
本文介紹了核能先進仿真建模領域的最新進展及數值反應堆的概念，對美國及歐洲針對核能數值反應堆的相關研發項目如CASL、NEAMS、NURESIM等進行了詳細的調研，對項目的研究內容、研究方法等進行了闡述，結合國內外的發展情況，總結了核能數值反應堆發展的關鍵技術和挑戰，可為我國開展核能數值反應堆研究提供技術支持。
一、數值反應堆概述
核能領域科研人員利用建模和仿真方式研究核能技術已有很長一段歷史，早在上世紀70年代就已經開始利用計算程序為現有反應堆申請執照了。核能工程技術、數值計算能力以及可視化技術的發展進步，使科學家對核能系統研究時，可以采用傳統不能做到的方法。目前核能領域科研人員正在研究一套新的仿真工具，即核能數值反應堆技術，來預測、仿真和分析核電站的運行特性、可靠性及經濟性。這種新的工具可以使科研人員以一種全新的方法去研究反應堆從燃料芯塊的材料特性到全廠系統級的運行特性等不同尺度的性能。核能數值反應堆技術是一種基于高速的并行計算技術，利用多物理、多尺度耦合技術，集成并優化各專業物理程序，在超大規模的高性能計算機環境中，預測模擬核反應堆全生命周期內各種特性的先進數值仿真技術。數值反應堆技術通過建立一個可預測的虛擬數值反應堆集成環境，可以進行物理、熱工、燃料、結構等多專業高精度計算分析，實現多專業耦合協同設計，能夠綜合模擬、預測真實反應堆從設計、制造、運行到退役等全生命周期內反應堆的各種性能、參數等特征。數值反應堆技術是基于當今高性能計算、基礎科學及軟件發展而產生的新一代先進數值仿真建模技術，各國科研人員已開始投入大量資源進行相關研究工作。
二、國際研究現狀
1. 美國相關研究
為了重塑美國在核能研發領域的領導力，美國能源部(DOE)核能辦公室于2010年成立了核能先進仿真建模中心(A DOE Energy Innovation Hub for Modeling and Simulation of Nuclear Reactors)以發展核能數值仿真技術。先進仿真建模中心旨在成為與曼哈頓工程(核武器)、MIT林肯實驗室(雷達)、AT&T貝爾實驗室(晶體管)等具有同樣影響力的創新中心。創新中心在發展核能數值仿真技術領域資助了輕水堆先進仿真聯盟(CASL)和核能先進仿真與建模(NEAMS)兩個項目。這兩個項目是目前美國針對核能仿真及數值反應堆研發領域最新進展的代表。
1.1 CASL項目
CASL項目是美國能源部核能辦公室于2010年通過公開競標，組織成立的用于營運核能仿真與建模創新中心的團隊。該團隊由橡樹嶺牽頭的4個國家實驗室，麻省理工為代表的3所大學及多個核工業企業及組織組成。創新中心將利用仿真與建模的方法完成下列關鍵目標來實現其改善現有核能運營的目的：
在工程設計、分析中利用頂級計算能力實現提升反應堆功率，延長壽命，提高燃耗的目標；
用高精度的方法(如利用中子輸運和CFD替代擴散理論和子通道方法)，為工程分析開發一個高度集成的、多物理耦合的仿真建模環境；
* 通過在CASL項目中直接使用先進的建模仿真方法來培養和培訓反應堆工程師；
* 用具有預測功能的工具替代之前基于經驗的設計和分析工具，以此提升基礎科學能力；
* 結合不確定性量化(UQ)方法，并將其作為開發具有預測功能的數值反應堆工具的重要基礎；
* 使NRC能夠借助并利用CASL的數值反應堆工具支持執照申請及認證工作。
CASL將發展一套先進的仿真建模能力來開發一個可預測輕水堆特性的仿真環境——虛擬反應堆(VR)。VR的仿真環境將融合科學的模型、豐富的工程經驗和先進的數值計算方法及計算機科學等基礎，并將其仿真結果與正在運行的壓水堆數據進行驗證和不確定性量化(UQ)。在美國能源部的支持下VR將把現有的系統和安全分析工具與最先進的燃料性能、中子動力學、熱工水力和結構性能模塊進行耦合，該項工作將在當前頂級的計算機和先進的平臺架構上完成。
為開發虛擬反應堆，CALS項目將重點研究先進模型應用(AMA)，虛擬反應堆的集成(VRI)，模型和數值方法(MNM)，材料性能和優化(MPO)，不確定性量化和驗證(VUQ)等5個關鍵技術領域。
AMA是上述關鍵問題及全范圍驗證等應用的主要接口。AMA將開發一套功能需求，優先提供建模需求及評估能力為虛擬反應堆提供指導；VRI主要負責在軟件框架下開發一套VR工具來集成其他關鍵技術領域開發的模型、方法和數據；MNM將提升現有的并促進開發新的基礎建模能力。這些建模能力可為中子物理及熱工水力開發一套先進的算法，同時能與大規模并行求解環境進行集成。MNM的主要使命是交付一套輻射傳輸和熱工水力組件，這些組件能夠滿足VR嚴格的物理模型和數值算法的要求；MPO主要為燃料、燃料包殼和材料結構開發優化的材料性能模型，對燃料和材料的失效進行更好地預測。MPO進行的科學工作將減少對相關實驗的依賴；VUQ對VR模型和集成系統的不確定性量化及驗證對仿真建模在真實反應堆中的應用非常關鍵。運行和安全裕量測定的改善將會直接提升反應堆功率，并延長其壽命。VUQ提出的方法將會顯著地提升核電分析的先進性并支持從整體試驗向小尺度分項試驗整合的方向轉變。
1.2 NEAMS項目
NEAMS是美國能源部核能辦公室在CASL項目后，成立的另一個核能先進仿真與建模項目，旨在為先進反應堆及核燃料循環系統的分析和設計開發一套具有預測功能的計算機分析程序。通過利用先進的計算方法開發一套加快核能技術開發和應用的仿真工具包，提升核能的安全性、經濟型及資源利用的高效性。NEAMS工具包將能夠模擬先進反應堆系統在試驗裝置中看不到的現象。開發一套從燃料芯塊到電廠級的仿真能力，以預測一系列核反應堆的運行安全及特性。由于鈉冷快堆具有充裕的高質量數據供驗證使用，初期項目將主要應用于鈉冷快堆技術，如條件允許，也會應用到其他堆型。
為了提升實用性及研發效率，NEAMS項目將重點開發了兩個不同級別(不同尺度)的產品系列，燃料級產品線(FPL)和反應堆系統級產品線(RPL)。FPL重點研究組成燃料及燃料包殼的材料性質。RPL則重點開發一個設計工具來研究整個反應堆系統。這些工具為真實現象提供模型和代碼，通過耦合FPL和RPL，可提供一個全新的高精度解決問題的方法。因此NEAMS將為設計者提供一個從燃料到電廠都具有預測功能的仿真工具包。
FPL將利用多種尺度規模的方法進行機理描述。如用BISON代碼進行工程尺度的仿真可以通過輻照下用MARMOT的中尺度(晶粒尺度)規模的微觀結構演化仿真來支撐。同理，中尺度的模擬可以通過基礎材料在原子尺度下的仿真參數作支撐。通過這樣的方法可實現前所未有的預測能力。
PRL將采用多尺度方法來支持其軟件工具的可預測性。多物理場分析集成技術將原本獨立的現象連接起來。而多尺度集成又將不同范圍及尺度的現象連接。這種結構耦合可以讓高精度的三維流體動力學仿真系統代替粗糙的一維電廠模型。使用高性能的計算方法及增強的模塊化方法可讓電廠模型比現在可接受的仿真工具運行速度更快。
2. 歐洲NURESIM、NURISP、NURESAFE系列項目
歐洲國家發展核能數值反應堆技術的主要代表項目是NURESIM系列項目。NURESIM系列項目是由德國、法國等13個歐洲國家和20多個組織聯合支持的項目，旨在建立一個供歐洲核反應堆仿真通用的參考平臺，該項目屬于歐洲核能技術平臺可持續發展(SNETP)戰略規劃的部分內容。NURESIM平臺系列項目的發展路線如下圖所示，分為早期階段、NURESIM項目階段、NURISP項目階段、NURESAFE及NURE-NEXT等階段。
2.1 早期階段
在NURESIM系列項目早期階段(2000年-2004年)，EUROFASTNET分析了當時熱工水力軟件的發展水平，鑒別出當時模型和程序的局限性，根據當時核工業界提供的相關信息，優先梳理了44項工業需求，并以此為基礎了開展了詳細的科學研究。
2.2 NURESIM項目
NURESIM(2005年-2008年)在EUROFASTNET項目熱工水力程序研究的基礎上拓展到堆芯物理，多物理場耦合，敏感性及不確定性分析，平臺集成等領域。作為集成項目，NURESIM的主要目標是建立歐洲的集成平臺原型，證實NURESIM計劃方法的可行性。NURESIM平臺通過更新并集成最先進的堆芯物理，熱工水力、燃料模塊為真實物理現象提供了一個準確的仿真平臺，其具有多尺度，多物理場的特征，特別是在提升反應堆安全性方面耦合了堆芯物理和熱工水力模型。使用通用的數據結構和接口功能使不同程序和求解器之間的耦合變的很容易。為了用戶使用性更友好，平臺通過一個開放源代碼的SALOME軟件提供了前處理、后處理以及監視等功能。NURESIM項目包括堆芯物理、熱工水力、多物理場耦合、敏感性及不確定性分析以及平臺集成等五個子項目。該項目的主要成果是開發了一個通用的平臺，初步集成了多個專業的軟件，邁出了建設通用參考平臺的第一步。
2.3 NURISP項目
在NURESIM完成后，在其基礎上又規劃了NURISP項目(2009年-2012年)，NURISP在NURESIM平臺基礎上集成了新的程序，并在平臺集成、模型開發，耦合技術、不確定性分析及驗證方面使用了新的方法，進一步拓展、完善了NURESIM項目的平臺。在NURESIM五個子項目的基礎上增加了網絡通信子項目。NURISP項目的平臺，主要應用是在二代及三代壓水堆、沸水堆及VVER堆型中，并適當考慮了四代堆型的適用性。
2.4 NURESAFE及NURE-NEXT項目
繼NURISP項目后的發展統稱為NURE-NEXT項目，主要目標是通過與用戶保持緊密聯系使NURESIM項目開發的平臺實現工業應用，并與歐洲核能技術可持續發展平臺(SNETP)的戰略規劃保持一致。典型的應用是2011年福島事故發生后，各組織機構在NURESIM的平臺基礎上確立了核反應堆安全仿真平臺NURESAFE(2013年-至今)研究項目。NURESAFE項目成立的初期目標是在NURESIM及NURISP項目發展的平臺基礎上，利用最先進的仿真工具針對歐洲用戶的安全分析需要，開發一個可靠的用于輕水堆事故分析的仿真平臺。隨著更多用戶的加入(如AREVA、ENEA、NCBJ等)，NURESAFE的目標提升到為終端用戶開發、驗證、交付一個用于輕水反應堆安全分析、運行和工程設計的綜合集成應用平臺(架構如下圖所示)。該平臺將用更高的精度和可靠性來增強安全相關參數的仿真預測能力。同時，集成到平臺上的單個模型，求解器，程序以及耦合功能將通過模擬運行核反應堆相關運行工況序列與實驗及電廠數據進行驗證。主要的運行序列將包括：PWR和VVER堆型的主蒸汽管破裂(MSLB)，PWR堆型的LOCA和承壓熱沖擊(PTS)，BWR堆型的未能緊急停堆的預期瞬態(ATWS)及熱工水力問題等工況和序列。在運行這些序列時，平臺將會耦合多物理、多尺度的程序，如系統熱工水力程序，局部流體動力學程序(CFD)，中子動力學程序，子通道程序，燃料熱力學等程序。同時，進行不確定性量化和敏感性分析。
三、國內研究現狀
相比歐美發達國家，中國的數值反應堆技術發展起步相對較晚。隨著中國核電自主化發展和出口的需要，國內也有相關高校及企業對核能數值反應堆技術進行了初步的探索和研究。國家能源局及863課題組，在十三五規劃中也明確了數值反應堆技術的相關科研規劃及投入。需要指出的是國內各核電單位通常定義的數字化電廠和本文的核能數值反應堆概念不同。本文的數值反應堆旨在以高性能計算技術為基礎，利用多物理、多尺度耦合技術建立一個具有預測反應堆性能的虛擬仿真環境。而國內各核電企業對數字化電廠的定義及內容雖各有不同，但主要是以三維數字電廠為核心展開的工程、設計、研發、管理及建造的協同設計和一體化流程設計。各核電單位針對數字化電廠的建設已有較深入的研究和基礎。如中廣核工程公司“智能電站”建設，國家核電上海核工程研究設計院的“數字化電廠”建設等。但針對數值反應堆領域的研發，各單位還處于前期調研和規劃階段。上海核工院根據美國、歐洲的發展情況，結合數字化電廠的建設，初步確立了數值反應堆的發展規劃。中國核動力院及哈爾濱工程大學也針對美國CASL等項目做了前期的調研和研發計劃。總之，國內部分企業和高校都對國際數值反應堆技術發展進行了前期的調研，但實質的研究開發還處于初期階段。企業及高校應聯合投入更多的資源進行開發，爭取在新一輪的核能研發領域趕上歐美發達國家的步伐。
四、關鍵技術及挑戰
傳統的仿真技術通常可以基于簡化假設，多個同時相互作用的物理過程的發生可以通過非耦合(獨立)或松弛耦合(輕度相關)的仿真過程被保守地仿真。這種方法已經適用于核能行業并將繼續支持反應堆的安全運行和核燃料可靠性能研究。而核能數值反應堆則是建立在先進的數值計算方法及多物理，多尺度耦合技術基礎上的先進仿真建模技術。國內外研究經驗表明開發核能數值反應堆的關鍵技術主要包括：
?大規模、高性能的并行數值計算技術：多層尺度的細節仿真計算及多物理集成計算需要高性能計算(HPC)平臺提供高速、并行的計算環境作為支撐。
?具有多物理耦合的仿真集成環境或平臺：多尺度、多物理專業軟件的集成需開發一個統一的集成環境和架構，形成標準的接口。
?超精細、強耦合、高度復雜的多物理模型的研究和開發：可預測仿真功能的實現需要對各物理模型分析的代碼及工具進行適應性修改或重構，使之能夠被集成到統一的集成平臺或仿真環境，同時還要滿足更高精度的要求。
?反應堆設計和運行中涉及的基礎科學的發展：如反應堆工程、材料、化工、流體力學等基礎科學的發展。
五、結論
設計開發一個新的核反應堆通常是一個漫長、耗費巨大的過程，主要原因是在新電廠建立之前必須要做大量的實驗并建立原型反應堆進行示范運行。隨著具有可預測性仿真功能的數值反應堆的發展成熟，將會大大減少相關試驗，縮短開發周期、降低研發成本，從而綜合提升核電站的成熟性、經濟性和可靠性。可以預想，核能數值反應堆技術將會成為下一代核能研發的重要工具。
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