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user: 2. 国际研究现状 2.1. 美国相关研究 为了重塑美国在核能研发领域的领导力，美国能源部(DOE)核能办公室于2010年成立了核能先进仿真建模中心(A DOE Energy Innovation Hub for Modeling and Simulation of Nuclear Reactors)以发展核能数值仿真技术。先进仿真建模中心旨在成为与曼哈顿工程(核武器)、MIT林肯实验室(雷达)、AT&T贝尔实验室(晶体管)等具有同样影响力的创新中心 [ 3 ] 。创新中心在发展核能数值仿真技术领域资助了轻水堆先进仿真联盟(CASL)和核能先进仿真与建模(NEAMS)两个项目。这两个项目是目前美国针对核能仿真及数值反应堆研发领域最新进展的代表。 2.1.1. CASL项目 CASL项目是美国能源部核能办公室于2010年通过公开竞标，组织成立的用于营运核能仿真与建模创新中心的团队。该团队由橡树岭牵头的4个国家实验室，麻省理工为代表的3所大学及多个核工业企业及组织组成 [ 4 ] 。创新中心将利用仿真与建模的方法完成下列关键目标来实现其改善现有核能运营的目的 [ 5 ] ： · 在工程设计、分析中利用顶级计算能力实现提升反应堆功率，延长寿命，提高燃耗的目标； · 用高精度的方法(如利用中子输运和CFD替代扩散理论和子通道方法)，为工程分析开发一个高度集成的、多物理耦合的仿真建模环境； · 通过在CASL项目中直接使用先进的建模仿真方法来培养和培训反应堆工程师； · 用具有预测功能的工具替代之前基于经验的设计和分析工具，以此提升基础科学能力； · 结合不确定性量化(UQ)方法，并将其作为开发具有预测功能的数值反应堆工具的重要基础； · 使NRC能够借助并利用CASL的数值反应堆工具支持执照申请及认证工作。 CASL将发展一套先进的仿真建模能力来开发一个可预测轻水堆特性的仿真环境——虚拟反应堆(VR) [ 6 ] 。VR的仿真环境将融合科学的模型、丰富的工程经验和先进的数值计算方法及计算机科学等基础，并将其仿真结果与正在运行的压水堆数据进行验证和不确定性量化(UQ)。在美国能源部的支持下VR将把现有的系统和安全分析工具与最先进的燃料性能、中子动力学、热工水力和结构性能模块进行耦合，该项工作将在当前顶级的计算机和先进的平台架构上完成。 为开发虚拟反应堆，CALS项目将重点研究先进模型应用(AMA)，虚拟反应堆的集成(VRI)，模型和数值方法(MNM)，材料性能和优化(MPO)，不确定性量化和验证(VUQ)等5个关键技术领域。 AMA是上述关键问题及全范围验证等应用的主要接口。AMA将开发一套功能需求，优先提供建模需求及评估能力为虚拟反应堆提供指导 [ 7 ] ；VRI主要负责在软件框架下开发一套VR工具来集成其他关键技术领域开发的模型、方法和数据 [ 8 ] ；MNM将提升现有的并促进开发新的基础建模能力。这些建模能力可为中子物理及热工水力开发一套先进的算法，同时能与大规模并行求解环境进行集成。MNM的主要使命是交付一套辐射传输和热工水力组件，这些组件能够满足VR严格的物理模型和数值算法的要求[ 9 ] [ 10 ] ；MPO主要为燃料、燃料包壳和材料结构开发优化的材料性能模型，对燃料和材料的失效进行更好地预测。MPO进行的科学工作将减少对相关实验的依赖[ 11 ] [ 12 ] ；VUQ对VR模型和集成系统的不确定性量化及验证对仿真建模在真实反应堆中的应用非常关键。运行和安全裕量测定的改善将会直接提升反应堆功率，并延长其寿命。VUQ提出的方法将会显著地提升核电分析的先进性并支持从整体试验向小尺度分项试验整合的方向转变 [ 13 ] 。 2.1.2. NEAMS项目 NEAMS是美国能源部核能办公室在CASL项目后，成立的另一个核能先进仿真与建模项目，旨在为先进反应堆及核燃料循环系统的分析和设计开发一套具有预测功能的计算机分析程序。通过利用先进的计算方法开发一套加快核能技术开发和应用的仿真工具包，提升核能的安全性、经济型及资源利用的高效性。NEAMS工具包将能够模拟先进反应堆系统在试验装置中看不到的现象。开发一套从燃料芯块到电厂级的仿真能力，以预测一系列核反应堆的运行安全及特性。由于钠冷快堆具有充裕的高质量数据供验证使用，初期项目将主要应用于钠冷快堆技术，如条件允许，也会应用到其他堆型[ 14 ] [ 15 ] 。 为了提升实用性及研发效率，NEAMS项目将重点开发了两个不同级别(不同尺度)的产品系列(图1)，燃料级产品线(FPL)和反应堆系统级产品线(RPL)。FPL重点研究组成燃料及燃料包壳的材料性质。RPL则重点开发一个设计工具来研究整个反应堆系统。这些工具为真实现象提供模型和代码，通过耦合FPL和RPL，可提供一个全新的高精度解决问题的方法。因此NEAMS将为设计者提供一个从燃料到电厂都具有预测功能的仿真工具包 [ 16 ] - [ 18 ] 。 FPL将利用多种尺度规模的方法进行机理描述。如用BISON代码进行工程尺度的仿真可以通过辐照下用MARMOT的中尺度(晶粒尺度)规模的微观结构演化仿真来支撑。同理，中尺度的模拟可以通过基础材料在原子尺度下的仿真参数作支撑。通过这样的方法可实现前所未有的预测能力 [ 19 ] 。 图1. NEAMS两个模块化产品系列 PRL将采用多尺度方法来支持其软件工具的可预测性。多物理场分析集成技术将原本独立的现象连接起来。而多尺度集成又将不同范围及尺度的现象连接。这种结构耦合可以让高精度的三维流体动力学仿真系统代替粗糙的一维电厂模型。使用高性能的计算方法及增强的模块化方法可让电厂模型比现在可接受的仿真工具运行速度更快。 2.2. 欧洲NURESIM、NURISP、NURESAFE系列项目 欧洲国家发展核能数值反应堆技术的主要代表项目是NURESIM系列项目。NURESIM系列项目是由德国、法国等13个欧洲国家和20多个组织联合支持的项目，旨在建立一个供欧洲核反应堆仿真通用的参考平台，该项目属于欧洲核能技术平台可持续发展(SNETP)战略规划的部分内容。NURESIM平台系列项目的发展路线如图2所示，分为早期阶段、NURESIM项目阶段、NURISP项目阶段、NURESAFE及NURE-NEXT等阶段 [ 20 ] 。 2.2.1. 早期阶段 在NURESIM系列项目早期阶段(2000年~2004年)，EUROFASTNET分析了当时热工水力软件的发展水平，鉴别出当时模型和程序的局限性，根据当时核工业界提供的相关信息，优先梳理了44项工业需求，并以此为基础了开展了详细的科学研究。 2.2.2. NURESIM项目 NURESIM (2005年~2008年)在EUROFASTNET项目热工水力程序研究的基础上拓展到堆芯物理，多物理场耦合，敏感性及不确定性分析，平台集成等领域。作为集成项目，NURESIM的主要目标是建立欧洲的集成平台原型，证实NURESIM计划方法的可行性。NURESIM平台通过更新并集成最先进的堆芯物理，热工水力、燃料模块为真实物理现象提供了一个准确的仿真平台，其具有多尺度，多物理场的特征，特别是在提升反应堆安全性方面耦合了堆芯物理和热工水力模型。使用通用的数据结构和接口功能使不同程序和求解器之间的耦合变的很容易。为了用户使用性更友好，平台通过一个开放源代码的SALOME软件提供了前处理、后处理以及监视等功能 [ 21 ] 。NURESIM项目包括堆芯物理、热工水力、 图2. NURESIM项目发展路线图 多物理场耦合、敏感性及不确定性分析以及平台集成等五个子项目。该项目的主要成果是开发了一个通用的平台，初步集成了多个专业的软件，迈出了建设通用参考平台的第一步。 2.2.3. NURISP项目 在NURESIM完成后，在其基础上又规划了NURISP项目(2009年~2012年)，NURISP在NURESIM平台基础上集成了新的程序，并在平台集成、模型开发，耦合技术、不确定性分析及验证方面使用了新的方法，进一步拓展、完善了NURESIM项目的平台。在NURESIM五个子项目的基础上增加了网络通信子项目。NURISP项目的平台，主要应用是在二代及三代压水堆、沸水堆及VVER堆型中，并适当考虑了四代堆型的适用性 [ 22 ] 。 2.2.4. NURESAFE及NURE-NEXT项目 继NURISP项目后的发展统称为NURE-NEXT项目，主要目标是通过与用户保持紧密联系使NURESIM项目开发的平台实现工业应用，并与欧洲核能技术可持续发展平台(SNETP)的战略规划保持一致。典型的应用是2011年福岛事故发生后，各组织机构在NURESIM的平台基础上确立了核反应堆安全仿真平台NURESAFE(2013年~至今)研究项目。NURESAFE项目成立的初期目标是在NURESIM及NURISP项目发展的平台基础上，利用最先进的仿真工具针对欧洲用户的安全分析需要，开发一个可靠的用于轻水堆事故分析的仿真平台。随着更多用户的加入(如AREVA、ENEA、NCBJ等)，NURESAFE的目标提升到为终端用户开发、验证、交付一个用于轻水反应堆安全分析、运行和工程设计的综合集成应用平台(架构如图3所示)。该平台将用更高的精度和可靠性来增强安全相关参数的仿真预测能力 [ 23 ] 。同时，集成到平台上的单个模型，求解器，程序以及耦合功能将通过模拟运行核反应堆相关运行工况序列与实验及电厂数据进行验证。主要的运行序列将包括：PWR和VVER堆型的主蒸汽管破裂(MSLB)，PWR堆型的LOCA和承压热冲击(PTS)，BWR堆型的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)及热工水力问题等工况和序列。在运行这些序列时，平台将会耦合多物理、多尺度的程序，如系统热工水力程序，局部流体动力学程序(CFD)，中子动力学程序，子通道程序，燃料热力学等程序。同时，进行不确定性量化和敏感性分析。