數(shù)字反應堆的技術要素與難點分析,核物理論文

數(shù)字反應堆的技術要素與難點分析,核物理論文摘要：數(shù)字反響堆是針對反響堆系統(tǒng)開展綜合性能數(shù)值模擬的集成平臺。本文回首了反響堆數(shù)值模擬技術的發(fā)展歷程，并闡述了構成數(shù)字反響堆的3個技術要素：目的場景、先進模型與多物理場耦合技術、集成環(huán)境。盡管當前數(shù)字反響堆發(fā)展還面臨若干技術挑戰(zhàn)，如多學科和多尺度計算的時空協(xié)調問題、設計優(yōu)化的復雜性、缺乏數(shù)據(jù)庫等，但數(shù)字反響堆仍能更好地分析那些限制反響堆性能或影響反響堆安全的關鍵問題，以及從機理上理解那些無法通過試驗觀察或測量的現(xiàn)象。本文關鍵詞語：模擬;核反響堆;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、引言數(shù)字反響堆是針對反響堆系統(tǒng)綜合性能開展數(shù)值模擬的先進集成平臺。數(shù)字反響堆有多個別名，如美國稱之為虛擬反響堆[1]、英國稱之為數(shù)字反響堆設計[2]、國內也有數(shù)值反響堆[3]、數(shù)字化電廠[4]、智能電站等講法。名稱的差異反映了對數(shù)字反響堆內涵和研究范圍的不同理解，例如有的僅針對堆芯和一回路，有的覆蓋了整個核電站甚至核燃料循環(huán)體系，有的僅包括軟件系統(tǒng)開發(fā)，有的還牽涉用于超大規(guī)模數(shù)值模擬的計算機硬件系統(tǒng)開發(fā)。數(shù)字反響堆是在傳統(tǒng)的反響堆數(shù)值模擬技術基礎上發(fā)展而來的。核反響堆系統(tǒng)數(shù)值模擬技術基本與核電廠同期發(fā)展。過去幾十年里，核工業(yè)和安全監(jiān)管機構分別發(fā)展了各種核反響堆數(shù)值模擬系統(tǒng)，包括各種專業(yè)的物理模型和計算程序。由于核反響堆系統(tǒng)構造復雜，且牽涉諸多物理現(xiàn)象，為了降低模擬難度和計算量，開發(fā)者通?；诮馕龇╗5]將核反響堆系統(tǒng)劃分為若干設備及部件進行模擬。對于設備之間的互相作用或者沒有強互相作用的物理場則簡化處理，采用固定或線性假設作為當下設備或物理場分析的輸入條件。這種處理方式方法十分合適于穩(wěn)態(tài)運行的反響堆性能模擬。基于合理的假設和經(jīng)歷體驗性算法，可以以有效預測瞬態(tài)性能。對于那些邊界條件可能快速變化的情景，比方在某些事故工況，這種處理方式方法在精度上難以保證。除此之外，對于新型反響堆設計，這種方式方法還存在多個專業(yè)分析〔軟件〕需要多輪迭代而耗時耗力的問題。隨著計算機技術和當代數(shù)值仿真技術的進步，通太多物理場、多尺度等耦合框架實現(xiàn)對反響堆綜合性能的大規(guī)模數(shù)值模擬成為可能。這種集成模擬方式，能夠突破傳統(tǒng)反響堆數(shù)值分析方式方法對設計分析流程的限制，進而為核反響堆設計提供更先進的分析工具。1、發(fā)展歷史20世紀以來，美法等國和歐盟先后啟動了CONVERGENCE、NURESIM系列[6,7]、CASL[1]、NEAMS[8]等多個數(shù)字反響堆研發(fā)項目〔圖1〕。它們的技術架構具有類似之處，即在同一個運行環(huán)境下實現(xiàn)中子學、熱工水力、燃料性能等堆芯分析程序和堆芯模擬、系統(tǒng)分析等耦合計算。這些項目所采用的程序〔表1〕和多物理場耦合策略有所不同。圖1歐美數(shù)字反響堆研發(fā)項目大概情況Fig.1OverviewofDigitalReactorRDProjectsinEuropeandU.S.A堆芯中子學與熱工水力分析的互相作用明顯，因而，核熱耦合是數(shù)字反響堆平臺的基礎。例如，NURESIM平臺的中子通道熱工水力程序SUBCHANFLOW與中子學程序DYN3D或COBAYA3的耦合[9]，CASL項目中ANC9和VIPRE-W的耦合。通太多重網(wǎng)格映射和反應參數(shù)〔如多普勒溫度、慢化劑溫度、慢化劑密度、硼濃度和空泡份額等〕的迭代，實現(xiàn)逐個時間步的中子學-熱工水力學耦合計算。耦合計算適用于穩(wěn)態(tài)和快速瞬態(tài)，具有更強的物理基礎。為了分析某些事故工況的局部效應，部分項目還將空間分辨率更高層次的計算流體力學〔CFD〕和柵元〔pin-by-pin〕級別的中子學程序引入到核熱耦合計算中，例如CASL項目中中子學程序DeCART、Insilico均實現(xiàn)了與CFD程序Star-CCM的耦合。為更好地研究事故工況下的燃料構造完好性問題，在核熱耦合基礎上進一步將與燃料性能相關的分析程序/模塊也耦合起來。在傳統(tǒng)的熱工水力分析程序中，往往包含了簡化的燃料熱學模型，但缺乏對燃料力學和失效的模擬能力。例如NURESAFE項目的目的之一是實現(xiàn)中子學程序CRONOS2、熱工水力程序FLICA和燃料熱力學程序SCANAIR的耦合[9]。除此之外，CASL項目中還包括了與水垢沉積相關的水化學程序與堆芯模擬器的集成，進而精到準確模擬水垢沉積引起軸向功率偏移的現(xiàn)象。由于很多事故現(xiàn)象都是系統(tǒng)級的多物理現(xiàn)象，因而需要將堆芯模擬器與系統(tǒng)分析程序耦合。例如，CONVERGENCE項目中實現(xiàn)了核熱耦合模擬器ARTEMIS與系統(tǒng)分析程序CATHERE-2、SRELAP5耦合。部分項目還采用了CFD、子通道、集總參數(shù)模型相結合的多尺度耦合分析方式方法。表1各反響堆模擬平臺的主要程序[7,10,11,12]數(shù)字反響堆是以核熱耦合為基礎，逐步考慮與核燃料熱力學、水化學和系統(tǒng)分析程序的集成。數(shù)字反響堆平臺往往是在傳統(tǒng)核反響堆數(shù)值模擬系統(tǒng)基礎上逐步發(fā)展來的。初期是將已有堆芯分析軟件集成以實現(xiàn)多物理場耦合分析，然后發(fā)展更先進的模型和計算方式方法，包括高置信度的中子學和熱工水力模型、核燃料材料、水化學的先進模型等〔圖2〕。圖2數(shù)字反響堆技術發(fā)展途徑Fig.2TechnicalRoutineofDigitalReactor2、數(shù)字反響堆的技術要素在數(shù)字反響堆的研發(fā)經(jīng)過中，目的場景、先進模型與多物理場耦合技術、集成環(huán)境等3個技術要素是十分值得開發(fā)者關注的。2.1、目的場景目的場景是數(shù)字反響堆所要模擬的關鍵性問題，包括工業(yè)界所面臨的挑戰(zhàn)問題和安全當局所關心的事故安全問題等。盡管數(shù)字反響堆的終極目的是發(fā)展適用于多種場景的統(tǒng)一建模方式方法，但由于反響堆現(xiàn)象的復雜性，針對不同的目的場景又需要采用特定的模型、程序和多物理場耦合求解器。通過模型、求解器、庫函數(shù)、并行計算框架的重用，數(shù)字反響堆技術仍然能夠幫助軟件開發(fā)者節(jié)省特定目的場景的開發(fā)時間和消耗損費。因而，目的場景是影響數(shù)字反響堆研發(fā)途徑的關鍵技術要素，幫助判定需要考慮哪些物理場的耦合，也有助于展示數(shù)字反響堆的成果。表2列出了CASL項目擬解決的目的場景和需要耦合的物理場。NURESAFE項目列出的安全當局關心的工況包括壓水堆的主蒸汽管道破裂〔MSLB〕、喪失冷卻劑〔LOCA〕事故和沸水堆的預期瞬態(tài)未停堆〔ATWS〕事故。表2CASL項目擬解決的目的場景[51]目的場景所牽涉的物理現(xiàn)象決定了多物理場耦合和空間分辨率的選擇。有時候這些來自工業(yè)界或安全當局的問題可能較為籠統(tǒng)或復雜，難以直接指導研發(fā)。需要將關鍵問題細化為詳細的測試例題集。測試例題有完好定義的輸入和參考輸出，因此更合適軟件開發(fā)和測試，并能清楚明晰地反映程序能力的進展[52]。例如在多物理場耦合程序AMA開發(fā)經(jīng)過中，建立了一系列堆芯物理基準例題[53]，從燃料棒級別開場，逐步擴展到整個堆芯和多物理場問題。2.2、先進模型與多物理場耦合技術先進的中子學、熱工水力、燃料材料等物理模型是實現(xiàn)全堆芯高保真模擬的技術基礎。高保真中子學主要采用先進計算方式方法〔更精細的核素截面庫、以特征線法和蒙特卡洛方式方法為代表的多尺度堆芯模擬〕實現(xiàn)柵元〔pinbypin〕級空間分辨率。熱工水力學主要采用多尺度〔子通道和CFD〕耦合方式方法對反響堆系統(tǒng)進行建模，應用于LOCA、熱震、DNB預測、燒毀等經(jīng)過的預測。多物理場耦合技術是實現(xiàn)目的場景下復雜現(xiàn)象綜合模擬的技術基礎。通過核熱耦合能夠對全堆芯動力學響應的直接預測，而非將瞬態(tài)經(jīng)過等效為一系列擬穩(wěn)態(tài)。在兩步法中，第一步是基于堆芯節(jié)塊法的中子學-熱工水力-熱力學耦合計算，典型的徑向節(jié)塊劃分是將每個燃料組件分為4塊，計算出堆芯功率響應、功率分布隨壽期的變化；第二步是根據(jù)節(jié)塊計算結果重構出全堆芯柵元級別的功率分布，以提供應燃料棒熱力學和子通道熱工水力模型。一步法則跳過了節(jié)塊劃分和功率重構，直接進行全堆芯柵元級別的中子學-熱工水力-熱力學耦合計算。在這里基礎上，將燃料熱力學、材料及水化學分析也納入耦合平臺，以更準確地預測高燃耗和事故下燃料及材料性能，進而提高核電廠運行的設計空間和安全裕量。通過將平臺與系統(tǒng)分析程序連接，能夠提高對某些核電事故分析的時間或空間分辨率。2.3、集成環(huán)境集成環(huán)境是為了完成多物理場耦合計算，提供前后處理、并行計算、幾何構造建模、網(wǎng)格劃分、數(shù)據(jù)傳遞、求解器和可視化等功能的軟硬件計算平臺。集成環(huán)境將這些功能抽象為工具箱和框架[52]的形式〔圖3〕提供應不同的應用，進而提高代碼復用率和計算性能、降低開發(fā)門檻。例如，VERA平臺中用于數(shù)值求解的LAPACK、PETSc[54]、Trilinos[55]等工具箱和MOOOSE[56]、AMP[57]等多物理場求解框架。而NURESIM平臺直接采用了開源的SALOME提供CAD建模、集成計算、任務管理等共性功能。根據(jù)功能部件與應用場景的嚴密程度，圖3將這些功能部件劃分為與詳細問題相關的應用級部件、與物理場求解相關的部件、支持數(shù)值計算的基礎共性庫等。圖3集成環(huán)境的功能部件Fig.3ComponentsofIntegratedEnvironment3、技術挑戰(zhàn)數(shù)字反響堆的發(fā)展經(jīng)過中還面臨著下面幾個方面的技術挑戰(zhàn)。3.1、多學科和多尺度計算的時空協(xié)調問題為了實現(xiàn)多物理場耦合，需要在計算經(jīng)過中傳遞不同物理場的中間計算結果。然而不同物理場的時間步長、空間分辨率相差很大，無法采用統(tǒng)一的時間步長和空間尺寸，這就產(chǎn)生了多學科計算的時空協(xié)調問題。例如，對于典型壓水堆計算，柵元級中子學計算的徑向空間分辨率量級是10-2m，子通道熱工水力學計算的徑向空間分辨率量級略低于10-2m，而燃料熱力學計算的徑向空間分辨率量級小于10-3m。這就導致不同物理場之間離散網(wǎng)格需要映射，增加了計算開銷并引入新的誤差。另一方面，不同工況的時間步長差異較大，穩(wěn)態(tài)計算的時間步長可能是105~106s，而瞬態(tài)計算的時間步長可能是10-3~1s。有時無法在同一個時間步內獲得所有物理場的收斂解。對于燃料材料輻照效應的多尺度模擬，從密度函數(shù)理論、分子動力學、相場到有限元連續(xù)介質熱力學的空間尺度覆蓋了10-10~100m，時間尺度從10-9~100s，如此大的時空跨度導致不同尺度很難直接耦合。當前只要VERA平臺中實現(xiàn)了相場與有限元計算的初步雙向耦合。3.2、多物理場耦合建模的復雜性基于多物理場耦合模型實現(xiàn)反響堆設計的快速迭代和參數(shù)優(yōu)化是數(shù)字反響堆的重要目的。相比于傳統(tǒng)設計流程，基于數(shù)字反響堆的設計優(yōu)化能夠考慮系統(tǒng)綜合性能而實現(xiàn)整體優(yōu)化，并加快設計優(yōu)化的迭代速度，意味著數(shù)字反響堆的多物理場耦合建模牽涉更為復雜的反響堆設計參數(shù)和多目的優(yōu)化問題。傳統(tǒng)反響堆分析中物理、熱工、燃料、水化學、系統(tǒng)和設備等專業(yè)之間的簡化假設被打破，每一次多物理場耦合計算所需的輸入?yún)?shù)及其不確定性變得更為復雜。并且，由于反響堆中子學、熱工、力學和材料性能在各種工況下的互相影響程度不同，因而不同工況的計算流程和耦合計算規(guī)模有明顯差異，也增加了耦合計算的復雜性。3.3、數(shù)據(jù)庫問題數(shù)字反響堆面臨的第3個挑戰(zhàn)是缺乏反映多物理場耦合特征的數(shù)據(jù)庫和各類驗證試驗支撐。數(shù)字反響堆需要與其綜合模擬能力相匹配的綜合性試驗數(shù)據(jù)庫。針對數(shù)字反響堆的多物理場耦合模擬能力，需要包含物理、熱工、燃料等多專業(yè)數(shù)據(jù)的綜合效應案例支持。針對數(shù)字反響堆的材料輻照效應模擬能力，需要包含設計、制造、輻照歷史、微觀構造與宏觀性能數(shù)據(jù)的成體系案例驗證。但現(xiàn)有的數(shù)據(jù)庫大多是針對單個專業(yè)或者單個尺度的分離效應，無法知足數(shù)字反響堆綜合驗證的需求。當前VERA平臺碰到的主要挑戰(zhàn)之一，正是缺乏足夠的驗證數(shù)據(jù)和案例證明其對CIPS、DNB、PCI等挑戰(zhàn)性問題的分析能力。例如，在CASL項目的DNB預測案例中缺乏試驗數(shù)據(jù)分辨基礎版和先進版的預測結果哪個更準確[58]。對反響堆各種〔十分是新材料和事故工況下〕現(xiàn)象的機理認知和建模，仍然需要綜合性數(shù)據(jù)庫的支持[59]。4、結論借助不斷進步的計算能力和數(shù)值模擬技術，數(shù)字反響堆正在構建一個具有多物理場、多尺度耦合特征的綜合分析平臺，將更好地分析那些限制反響堆性能或影響反響堆安全的關鍵問題和洞察那些無法通過試驗觀察/測量的現(xiàn)象。數(shù)字反響堆將使設計團隊規(guī)模精簡，每個成員都能承當原先需要眾多團隊成員協(xié)作才能完成的分析工作，進而加速現(xiàn)役反響堆改良和新型反響堆設計。數(shù)字反響堆的多物理場耦合預測能力走向成熟，還需要專門開展相應的實驗進行驗證。但其機理化的模型將有助于減少具有類似性的重復試驗，長遠來看將縮短研發(fā)周期和降低實驗開銷。以下為參考文獻[1]StephanieSwint,TheConsortiumforAdvancedSimulationofLightWaterReactors[EB/OL].[2020-05-09]..[2]LINDLEYB,ALLEND,LILLINGTONJ,etal.ModellingandsimulationactivitiesinsupportoftheUKuuclearRDprogrammeondigitalreactordesign[C]//Proceedingsofthe26thInternationalConferenceonNuclearEngineering.London:TheAmericanSocietyofMechanicalEngineers,2021.[3]鄧力，史敦福，李剛，等.數(shù)值反響堆多物理耦合關鍵技術[J].計算物理,2021,33(6):631-638.[4]李慶，宮兆虎，方浩宇，等.作為研究設計工具的數(shù)字化反響堆[J].南華大學學報(自然科學版),2021(2):8-12.[5]錢學森，宋健.工程控制論〔上冊〕[M].第3版.北京:科學出版社,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:Areva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