Vol. 12, No. 1
Mar. 2021
第12卷第1期
2021年3月
现代应用物理
MODERN  APPLIED  PHYSICS
金属冷却快堆关键分析软件的现状与展望
吴宏春1，杨红义2，曹良志H ，郑友琦1，刘宙宇1， 刘一哲2，杜夏楠】
，王永平】
，杨 军2，张熙司2
(1.西安交通大学核科学与技术学院，西安710049； 2.中国原子能科学研究院，北京102413)
摘要：金属冷却快堆作为未来核裂变能发展的主流堆型，在核能发展过程中具有非常重要 的战略地位，其堆芯物理、热工、系统、燃料性能及严重事故等关键分析软件对堆芯设计、安全
分析和运行维护具有至关重要的作用。本文在广泛调研国内外金属冷却快堆分析软件研发的 历史与现状的基础上，梳理了各类软件的特点、关键核心技术和未来发展趋势，并结合我国核
能发展规划和快堆相关技术基础，对我国相关软件研发的规划提出了具体的建议。
关键词：快堆；金属冷却；软件研发；堆芯物理；热工水力中图分类号：TL32 文献标志码:A
DOI ： 10. 12061/j. issn. 2095 - 6223. 2021. 010201
Status  and  Prospect  of  Key  Analysis  Software
for  Liquid-Metal-Cooled  Fast  Reactor
WU  Hong-chun 1 , YANG  Hong-yi 2, CAO  Liang-zhi 1 , ZHENG  You-qi 1 , LIU  Zhou-yu 1 ,
LIU  Yi-zhe 2 , DU  Xia-nan 1 , WANG  Yong -ping 1 , YANG  Jun 2, ZHANG  Xi-si 2
(1 . School  of  Nuclear  Science  and  Technology  , Xi 5 an  Jiaotong  University  , Xi'an  710049 , Chi
na  ；
2 . China  Institute  of  Atomic  Energy  , Beijing  10241
3 , China)
Abstract  : Liquid-metal-cooled  fast  reactor  , as  the  mainstream  of  nuclear  fission  energy
development  in  the  f uture  , plays  a  very  important  strategic  role  in  the  development  of nuclear  energy  . The  softwares  for  reactor  physics  , thermal-hydraulics  , system  analysis  , fuel
performance, and  severe  accident  analysis  play  vital  roles  in  core  design  , safety  analysis  , and  operation  maintenance  . Based  on  the  literature  investigation  of  the  research  and  development  of  analysis  software  for  liquid-metal-cooled  fast  reactor, this  paper  summarizes  the
characteristics  , key  core  technologies  , and  future  development  trend  of  various  kinds  of  software  , and  puts  forward  specific  suggestions  for  the  planning  of  related  software  research
and  development  in  China  in  combination  with  China  nuclear  energy  development  plan  and
fast  reactor  related  technology  bases  . It  can  provide  a  reference  for  the  strategic  layout  of  China  fast  reactor  software  research  and  development .
Keywords  : fast  reactor ; liquid-metal-cooled ; software  development ; reactor  physics ;
thermalhydraulics
收稿日期：2020 12 31 ；修回日期：2021 01 28
基金项目：国家重点研发计划资助项目(2019YFB1901102)
t 通信作者：曹良志(1978—)，男，湖北当阳人，教授，博士，主要从事反应堆物理数值模拟研究。
E-mail : **************
吴宏春等：金属冷却快堆关键分析软件的现状与展望第1期
金属冷却快中子核反应堆对于我国核能创新发展具有非常重要的战略意义。一方面，金属冷却快堆容易实现小型化，在海、陆、空、天以及特种同位素生产等各个国防领域都具有强烈的需求，开发一批创新型、多用途的小型核反应堆型号已经迫在眉睫；另一方面，我国已经确立了“压水堆快堆聚变堆”三步走
的核能发展战略，快堆在该战略路线中发挥着承上启下的关键作用，以钠冷、铅铋或铅冷为代表的金属冷却快堆是其中最主流的堆型。因此，金属冷却快堆的研发设计在军民两方面都是国家重大需求。
为了提高堆芯性能，与传统的压水堆相比，金属冷却快堆设计具有以下特征：1)燃料形式更加复杂，如采用MOX燃料、金属燃料或氮化物燃料等；2)堆芯中子能谱更加复杂，传统轻水冷却堆以热谱为主，液态金属冷却快堆一般设计为快中子谱，为了保证安全性，可能在局部会出现超热谱；3)堆芯设计趋向于小型化，以提高核反应堆的应用灵活性。这些新的特征使得适用于传统压水堆设计开发的堆芯设计软件和方法不再适用。尽管国内外在金属冷却快堆软件研发方面进行了大量投入，但仍然有一系列问题尚未得到很好的解决，严重制约了快堆技术的发展。
本文重点聚焦堆芯物理、热工水力、系统分析及燃料性能等几个核心关键软件，通过总结国内外在金属冷却快堆软件研发方面的主要发展历程与现状，梳理关键核心技术，结合我国核能发展战略，提出金属冷却快堆软件研发的路线图、具体方法与发展思路，为我国快堆软件研发布局提供参考。
1关键分析软件的国内外发展现状
1.1堆芯物理软件
在堆芯物理软件方面，国外针对液态金属冷却快堆开发的软件主要分为两大类。一类是以美国MCNP［
1］和法国TRIPOII42为代表的蒙特卡罗程序，另一类是基于两步法的确定论程序。蒙特卡罗程序从点截面出发，能够精确处理快堆中复杂的共振现象，同时还可以对快堆全堆芯进行精细建模。但是蒙特卡罗程序计算需要大量的计算资源，且在计算小反应性时，统计偏差会对计算结果产生较大影响。所以，目前经过工程检验并被应用于快堆工程设计的程序均是确定论程序，如美国阿贡国家实验室(Argonne National laboratory,ANL)开发的MC-3/REBUS3程序系统34］。其中,MC-3为该系统的确定论组件计算程序，采用超细共振处理方法处理复杂的共振问题;REBUS-3是快堆燃料循环分析程序，其堆芯中子学求解器包括基于扩散理论的DIF3D程序和基于输运理论的VARIANT程序。欧洲目前使用最广泛的是法国原子能和替代能源委员会(Alternative Energies and Atomic Energy Commission,CEA)开发的ERANOS(European reactor analysis optimized calculation system)程序系统5，其组件程序ECCO基于碰撞概率法和子共振计算方法。堆芯中子学计算求解器包括一个扩散求解器和BISTRO.VARIANT两个输运求解器，可以提供堆芯的各项中子学计算结果，包括堆芯的反应性、各项反应率、功率图、反应性系数(多普勒、钠空泡)、敏感性系数、反应性损失和易裂变燃料的装载等。研究人员利用ERANOS已经针对法国凤凰堆和超凤凰堆的设计和分析开展了大量的工作。俄罗斯快堆物理计算程序采用CONSYST/ ABBN系统，组件程序CONSYST基于专用的ABBN数据库为堆芯产生26少截面，堆芯计算包括基于中子扩散的TRIGEX程序和基于中子输运的MMKENO。该程序系统已用于BN600、BN-800等钠冷快堆堆芯的设计和研究。近年来，为了拓展快堆分析程序的适用范围，世界各核能强国也在积极发展新一代的快堆物理计算程序，如美国开发了新一代的输运计算程序PROTEUS®〕，全面替代了原有用于堆芯
计算的DIF3D和VARIANT 程序。法国开发了新的APOI.LO-3计算程序系统⑷，对ERANOS程序进行了整体升级，包括开发全新的精细几何堆芯输运求解器和新的反应性评价方法。
我国快堆物理程序的开发起步较晚，中国原子能科学研究院在引进国外相关计算模型和程序模块的基础上，进行消化吸收再创新，开发了自主化快堆堆芯物理分析程序系统NAS。该程序采用基于3维六边形几何下NDOM方法的扩散求解器，可以完成快堆燃耗计算、反应性计算、时空动力学及燃料管理与优化计算。但是，NAS系统配套的组件程序仍基于邦达连科(Bondarenko)方法［10］，适用范围较窄，且堆芯扩散方法在计算一些强非均匀的或能谱范围跨度较大的新型快堆方案时计算精度不稳定，与国外先进水平相比尚有一定差距。西安交通大学在追踪国外快堆物理分析方法发展的基础上，自主开发了快堆物理分析程序系统SARAX［11］，该程序
第2卷现代应用物理
基于快谱均匀化思想，采用先进的基于连续点截面的超细方法及3维中子输运节块方法进行快谱反应堆物理计算，能够精确处理快谱反应堆中复杂的多核素共振效应、能谱干涉效应及中子通量分布的强各向异性。研究人员利用J()Y()系列、ZPPR系列、BFS系列及凤凰堆等液态金属冷却反应堆的实测数据对SARAX程序开展了确认研究工作［1214］，并与中国原子能科学研究院合作开展了中国实验快堆启动物理试验国际基准题联合项目的研究。研究结果表明，SARAX程序系统计算精度达到国际先进水平。
1.2热工分析软件
在堆芯热工分析软件中，子通道分析方法考虑了通道间流体的质量交换和动量交换，是堆芯热工水力分析的一种相对精确的计算方法。国际上，针对液态金属冷却快堆堆芯已开发了一系列的子通道分析程序，如COBRA-I.M［15］、SUPERENERGY2［6］、MATRA-LMR［17］、SABRE4［18］等。这些程序能在堆芯尺度下给出流体3维的温度、速度、压力分布，一定程度上满足了堆芯热工分析的需求，但仍具有明显的局限性，主要表现为：1)无法模拟复杂流动现象，液态金属冷却快堆由于功率密度大、寿期长的特点，容易实现小型化的设计，在更为紧凑的堆芯设计中，局部特殊的结构设计造成的复杂流动过程对堆芯整体性能将有重要影响，而子通道分析方法一般只能给出轴向和横向的流速分布，无法获得局部精细的流场和温度场；2)计算模型仍不完善，如对绕丝、盒间流的模拟相对粗糙；3)缺乏实验验证，液态金属多为低普朗特数流体，导热效应十分显著，无法根据相似原理采用常规的流体进行模拟研究，同时，液态重金属具有高温、腐蚀性较强、不透明的特点，对开展热工水力实验造成了困难。尽管俄罗斯、美国以及欧盟在20世纪60~80年代对液态金属开展了大量流动换热实验"20］，但存在工质单一(以NaK,Hg为主)、适应范围不明确、对象简单及可重复性差的缺陷。
我国高校及研究机构对子通道分析软件已有一定的开发基础。西安交通大学开发了athas-lmr［21］、sacos-pb［22］等程序。其中, ATHAS-LMR针对钠冷快堆，采用阻力分布式模型考虑绕丝的影响;SACOS-PB程序针对铅铋冷却快堆，能对六角形和矩形组件进行子通道分析。中国原子能科学研究院
开发了钠冷快堆堆芯自然循环冷却组件子通道分析程序，具备自然循环冷却组件的流量分配和盒间换热计算的功能［23］。中国科学技术大学开发了液态金属子通道分析程序KMC-snb［24］，并开展了一定的验证分析。上海交通大学基于商用子通道分析程序COBRA针对液态金属堆芯进行了再开发25。然而，由于我国对液态金属快堆的研究起步较晚，相应的实验数据十分匮乏，因此，程序中的辅助模型仍缺乏大量的实验验证，特别是对棒束换热关系式、棒束摩擦压降关系式以及湍流交混关系式的选取和适用范围仍需进一步明确。同时，现有程序还面临计算对象单一、无法准确计算绕丝及盒间流等效应的挑战，且对结构设计日趋复杂的液态金属冷却快堆的热工设计分析能力有限。
1.3系统分析软件
在系统分析软件方面，早期国际上开发不同的钠冷快堆系统分析程序，也有基于成熟的水堆程序，通过添加钠物性及换热等功能模块，实现对钠冷快堆的分析模拟。随着其他金属冷却快堆如铅冷快堆、铅铋快堆等堆型的发展，通过对钠冷快堆或水堆程序的改进及功能扩展，也可满足不同金属冷却快堆设计分析的需求。
美国ANL开发了钠冷快堆系统分析程序SAS4A/SASSYS-1［26］；同时为进一步准确模拟大型反应堆系统的多维流动、热分层等现象,ANL正在开发金属冷却快堆系统分析程序SAM［27］。美国爱达荷国家实验室(Idaho National Laboratory,INL)开发的轻水堆设计分析程序RELAP，通过扩展程序功能，近年来
已多应用于金属冷却快堆的模拟分析［2831。法国CEA开发了钠冷快堆系统分析程序OASIS，已用于凤凰堆和超凤凰堆的安全分析［32］。法国CEA、法国电力集团(Electricite De France, EDF)和法玛通公司基于联合开发的水堆程序CATHARE，通过增加金属冷却剂物性及换热等模块，目前已成为法国金属冷却快堆的主流分析程序［33］。此外，法国还开发了用于钠冷快堆的子通道程序TrioMC及3维计算流体动力学程序TrioCFD，并实现了CATHARE与TrioMC和TrioCFD的耦合计算［34］。俄罗斯开发的钠冷快堆系统分析程序BURAN，已采用BOR-60.BN600和BN800的试验数据进行了大量的校验与验证工作［35］。俄罗斯还开发了可进行单相流体3维计算的钠冷快堆瞬态热工流体力学计算程序GRIF［36］。德国GRS(Gesellschatt.fijr Anlagen-und Reaktorsicherheit)开发了水堆系统程序
吴宏春等：金属冷却快堆关键分析软件的现状与展望第1期
ATHLET，目前的版本已适用于包括钠、铅铋和铅等的金属冷却快堆系统分析，且可与德国亥姆霍兹德累斯顿罗森多夫研究中心(Helmholt.z-Zent.rum Dresden-Rossendorf,HZDR)开发的3维中子动力学程序DYN3D进行耦合计算［3738］。韩国原子能研究院(Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI)开发了最佳估算程序MARS。该程序通过改进可用于钠冷快堆系统分析，称为MARS-I.MR［3942］。
我国金属冷却快堆系统分析程序的开发情况与国外类似，钠冷快堆系统程序的开发工作与铅冷快堆或铅铋快堆相比更广泛。西安交通大学开发的钠冷快堆系统分析程序THACS，基于模块化建模思想，建立了
钠冷快堆关键部件的热工水力模型，可用于钠冷快堆稳态和瞬态分析［43］。华北电力大学开发了池式钠冷快堆系统分析软件SAC-CFR，钠池采用3维模型，采用EBR-II快堆余热排放试验基准题进行了程序的初步验证［44］。中国原子能科学研究院自主开发了钠冷快堆系统瞬态分析程序FR-Sdaso和FASYS［4547］，已进行了阶段性的程序检验与验证工作，并且通过增加铅铋等物性和换热模块，对程序功能进行扩展，可初步用于铅铋等其他金属冷却快堆的设计分析
1.4燃料性能分析软件
在燃料性能分析方面，国外主要通过实验或数值模拟手段，分析燃料在堆芯内的行为及性能。过去几十年，国内外针对燃料性能分析开展了大量的研究，并针对不同堆型开发了多个燃料元件性能分析程序，如comethe［，18］.life［，19］和iambus［50］等。这些程序虽然模型比较简化，但奠定了燃料性能分析的基础和主体框架。随着压水堆技术的发展和广泛应用，各国针对压水堆燃料展开了大量研究，开发了一系列新程序，如德国达姆施塔特科技大学(Hochschule Darmstadt University)的URANUS51、阿根廷原子能委员会的BACO［52］、日本原子能研究所的FEMAXI［5354、美国西北太平洋国家实验室的FRAPCON［55］/FRAPTRAN［56］和美国电力研究协会的FALCON［5759］。与压水堆相比，快堆技术的发展相对滞后，对堆芯内燃料行为的认识依然不充分，特别是燃料和包壳在快堆更高的中子通量环境中的特性有待进一步研究，所以快堆燃料性能分析程序的发展相对滞后。近年来随着快堆技术的发展和核能可持续发展需求的提出，各国在压水堆燃料性能分析软件的基础上逐步推进快堆燃料性能分
析方法的研究和程序的开发，已开发的程序有美国的transuranus［60］、日本的femaxi-fbr［61］及法国的GERMINAL®63］等。但这些程序均是基于1.5维或2维等简化模型，相关分析存在较大的保守性和局限性，无法针对新型的燃料形式进行高精度的性能分析和失效机理分析。因此，美国INL针对新型燃料的设计分析开发了基于有限元方法的多物理紧耦合燃料性能分析程序bison［6，1］。
中国原子能科学研究院开发了LIFEANLS 程序［65］，中国科学技术大学开发了KMC-fnel［66］程序。这些程序均针对工程应用开发，使用的理论模型和计算方法相对比较传统。复旦大学、西安交通大学、上海交通大学及哈尔滨工程大学等高校针对燃料性能的机理模型开展了大量的研究工作，并基于MOOSE［67］和COMSOL［68］多物理耦合平台开发了更先进的燃料性能程序，但目前与国际先进水平相比依然存在一定差距，在新型燃料性能分析的工程实用化方面依然需要开展大量工作。
1.5严重事故分析软件
国外开发钠冷快堆严重事故分析软件的国家，主要有美国、日本、法国、俄罗斯等。法国、美国、日本等已经建立了液态金属冷却反应堆严重事故分析程序，相关信息如表1所列。
表1中SAS4A/SASSYS-程序是美国ANL 开发的用于液态金属冷却反应堆功率和流动瞬态的热工、水力、中子学分析程序［7072］。SAS4A 程序包含瞬态热工、水力、中子和机械现象的详细模型，可以模拟反应堆堆芯、冷却剂、燃料元件和结构材料对事故工况的响应。SAS4A/ SASSYS-1程序的堆芯通
道模型用于模拟分析堆芯解体事故的初始阶段，包括冷却剂的加热沸腾、燃料元件的失效以及燃料的熔化和迁移。SAS4A/SASSYS-1程序最初用于分析氧化物燃料，目前已经扩展到金属燃料，并用于全面模拟反应堆系统的瞬态行为及失流事故、超功率事故等严重事故的初始阶段分析。SAS4A/SASYS-1程序的模型已利用TREAT、EBR-II.FFTF和CRBRP等反应堆的实验数据进行了验证，并广泛应用于美国、德国、法国、日本和俄罗斯等国的快堆安全分析中。
第12卷现代应用物理
Tab.1International severe accident analysis codes
表1国外主要的严重事故分析程序「阿
Phases Phenomenon France USA Japan Phenomenon in the initial phase
under severe accident
SAS4A/SASSYS-1SAS4A/SASSYS-1SAS4A/SASSYS-1 Phenomenon in the transition phase
undersevereaccident
SIMMER--H/IV SIMMER-H I SIMMER-I/IV
Severe accident process in main container
Behaviors of core melts in the core
catcher((low,distribution,cooling)
SIMMER--H/IV
TRIO_U
SIMMER-H I
ANSYS-CFD
SIMMER-I/IV
ANSY-FD Integrity of the primary circuit
(structural mechanical behaviors)
EUROPLEXUS ANSYS AUTODYN Re-criticality calculation
inthecorecatcher
ERANOS2+TRIPOLI
MC22/DIF3D/REBUS-3
+MCNP
DIF3D+PERKY
Behaviors in
reactor technologySodium-fireandotherphenomenon CONTAIN-LMR CONTAIN-LMR CONTAIN-LMR-J containment
SIMMER--II程序是一个耦合了时空中子动力学模型的2维或3维速度场、包含多相多组件、采用欧拉方法的流体动力学程序［7375］。该程序最早由美国ANL开发，后期在日本核能循环发展机构(JNC)、法国CEA、德国卡尔斯鲁厄研究中心(FZK)、英国原子能机构(UKAA)及美国ANL共同参与下完成了SIMMER-II程序的开发，应用于完整的反应堆计算和其他复杂的多相流动问题计算。尽管SIMMER--II程序是针对液态金属冷却快堆设计的，但它的适用性相当强，可以灵活用于模拟具有不同冷却剂和中子能谱的堆型，并已经应用于许多先进反应堆特别是铅基反应堆的安全评估问题。日本JAEA已经完成了SIMMER-I
V程序的开发［7677］，与SIMMER--II程序相比,SIMMER-IV 程序采用了3维的几何建模和3维的时空中子动力学模型。目前，日本JAEA和法国CEA正在SIMMER-IV程序的基础上共同开发SIMMER-V 程序［7879］，法国CEA通过改进内存管理和并行化设计，极大提高了程序的数值性能和稳定性，热工流体性能和堆芯解体的计算速度比原来提高了300倍。由于JAEA开发了新的燃料元件解体模型,SIMMER-V程序可以计算严重事故的初始阶段，并模拟法国ASTRID的革新化设计。
CONTAIN是美国NRC开发的最佳估算程序，用于预测发生严重事故时反应堆安全壳内可能发生的物理工况和放射性工况。CONTAIN-LMR程序是CONTAIN程序的升级版本［081，可用于液态金属冷却反应堆LMR的建模分析。CONTAIN-LMR程序集成了钠混凝土相互作用、碎片床现象和其他LMR 的特定模型，如钠火模型、钠水模型、熔融碎片混凝土相互作用、碎片床模型等。
MEICOR程序是一个完全集成的工程级计算机程序［8283］，用于轻水反应堆核电站的严重事故模拟分析。为了应对出现的新堆型，2013年开始开发钠冷快堆建模分析的能力。通过集成已开发的模型到MEICOR程序中，实现钠冷快堆的模拟分析［485。如使用来自SAS4A程序的钠物性和状态方程替换水物性和状态方程；使用来自CONTAIN-LMR的特定钠模型，解决设计基准事故；将钠雾火和池火模型集成到MEICOR中。MEICOR程序中还添加了一个钠化学(NAC)程序包，可处理所有钠冷快堆安全分析中与钠相关的化学模型。
俄罗斯发展的液态金属反应堆分析软件自成体系，常见的严重事故分析软件有GRIF-SM程序、COREMELT-3D程序和BRUT程序，这些程序可以完成从事故初因分析、到熔融物移动到堆芯熔化收集的全过程分析。
GRIF-SM程序是俄罗斯国家科学中心物理动力研究院研制的一个钠池两相流2维计算的程序，可用于分析导致冷却剂沸腾的严重事故过程。由于该程序对计算对象的热工流体特性的描述较详细，故可以比较正确地模拟堆内冷却剂钠密度的瞬态分布。此外，该程序还包含有中子动力学模块、反应性反馈计算模块、中间热交换器计算模块及专门针对组件间钠的计算模块。GRIF-SM可模拟的对象不

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