机构设置

研究领域

反应堆物理、热工及系统模拟研究室(103室)目前的研究方向主要有反应堆物理、反应堆热工及事故分析和核电站模拟机。

反应堆物理、热工及事故分析方向作为反应堆的基础学科,随核研院建院而建立,并随着核研院设计、建造、运行游泳池堆、低温供热堆、高温气冷堆的过程而发展、壮大,并经历了铀铋合金堆、熔盐堆、ADS(加速器驱动的次临界系统)、聚变堆、聚变裂变混合堆等多种先进的小型实验堆的研究,并参与核电站的设计和研究。具有完整的研究、设计新型反应堆的能力,具有独立开发分析程序的能力,具有设计多种反应堆的经验和分析工具。具体研究内容包括:针对实际的反应堆,建立必要的分析工具和手段,进行反应堆物理实验,探索新型反应堆的特性,进行反应堆的完整设计,并在反应堆运行后进行方法和程序的验证。学科特点是:结合实际反应堆,瞄准解决反应堆的实际问题,有能力研究新型反应堆,且分析设计结果能得到反应堆运行数据的验证。近期工作主要围绕自主设计的一体化小型压水堆、球床模块式高温气冷堆核电站,以及多功能高通量实验反应堆,包括物理、热工、事故分析、严重事故分析等方面。还参与了大型先进压水堆国家重大科技专项的课题研究和高温气冷堆示范电站全范围实时模拟机物理、热工计算模型和模拟软件的研发。

核电站模拟机方面的研究始于八十年代。为了发展我国的核电事业,国家核安全局和清华大学于1986年联合成立“北京核电厂模拟培训中心”,并从美国引进当时比较先进的全套核电站模拟培训设备,安装在清华大学西主楼,日常工作由清华核研院及工程物理系联合具体负责。当初引进的模拟机设备在完成对我国首批核电厂操纵员的培训任务、为我国核电厂操纵员队伍的建设做出历史的贡献后,已光荣退役。目前,核研院103室正承担着《适合高温气冷堆特征的工程验证模拟仿真手段建立与开发》国家重大专项课题,和《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站全范围模拟机》核心技术研发,在不久的将来,一座具有世界先进水平的高温气冷堆核电厂模拟机将在山东建成。

科研项目

反应堆物理:

核设计

核设计方面,在60年代完成了901屏蔽实验堆的自主设计和运行,在80年代完成了5MW低温供热堆的核设计,后来又完成了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的物理设计和研究堆的物理设计。以上4座反应堆的物理设计结果均与最终的实验结果符合良好。

除了这4座已经建成的反应堆之外,103室还完成了下列项目的核设计工作:二十万千瓦模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)的物理设计;

200MW低温核供热堆和10MW海水淡化反应堆的物理设计;

大型先进压水堆预研堆芯物理方案设计;

气冷快堆方案概念设计。

屏蔽设计

游泳池堆、5MW低温供热堆、10MW高温供热堆的屏蔽设计与验证;

CARR反应堆整体屏蔽层设计及孔道屏蔽设计及优化;

高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的屏蔽设计归纳起来,屏蔽设计主要成果是:第一,研究堆及动力堆的整体屏蔽层设计,第二,整体屏蔽层及孔道屏蔽设计的优化。

理论研究

平面几何和圆柱几何第二类边界条件三维节块格林函数法(修正源方法和基于贝塞尔函数的格林函数法);

求解复杂多极值优化问题的全局优化算法—特征统计算法CSA;

求解复杂约束非线性规划问题的新方法—概率逼近法PAM;

堆芯功率分布重构的谐波综合法及其诊断应用;

由堆外探测器在线监测堆芯功率分布的理论和方法;

高温气冷堆控制棒栅元的等效均匀化方法;

粗网格方法分析:节块展开法、格林函数法、粗网格有限差分法对比分析;

压水堆钍燃料的利用研究。

在本研究方向上承担了4个国家自然科学基金课题,分别是

罗征培,核反应堆安全保护的新思路(直接监视3维功率分布)的研究,国家自然科学基金课题19675021(1997年-1999年)

罗征培,非线性(反应堆)系统的无扰动辨识,国家自然科学基金课题19875028(1999年-2001年)

胡永明,研究堆堆芯燃料管理,国家自然科学基金(联合基金)课题 (2004-2006)

李富,由芯外监测球床式高温气冷堆堆芯功率分布的方法研究,国家自然科学基金课题10675071(2007-2009)

反应堆热工:

与反应堆物理类似,从901屏蔽实验堆,到5MW低温供热堆,再到10MW高温气冷实验堆(HTR-10) 和二十万千瓦模块式高温气冷堆示范电站(HTR-PM),103室完成了各个反应堆的热工设计和安全分析。其中在5MW低温供热堆的热工设计中,通过详细的热工分析,将原来的微沸腾运行方式改为压水运行方式,并对其自然循环的不稳定性进行了研究,发现了不稳定性的产生因素,并通过设置在压力壳内设置挤水器,解决了自然循环的不稳定性问题。其中针对‘自然循环中的第一类不稳定性’的研究获得了国家教委的科技进步二等奖。

针对轻水堆和高温气冷堆,在完成热工设计、事故分析等工程设计任务的同时,目前研究方向是开发、完善、验证热工分析程序,最终形成一套完整的可靠的分析软件。

ADS及ITER方面

(1)近5年内,参加了西南物理研究院ITER中国固体包层TBM中子物理验算工作,参加了中国工程物理研究院组织的聚变-裂变次临界堆项目预研中子物理研究工作。

(2)2000~2005年间,负责国家973项目ADS(加速器驱动的次临界系统)子课题“钠冷快堆方案优化设计研究”工作,研究开发了蒙特卡罗方法输运与燃耗耦合计算程序系统COUPLE2,在ADS中子学优化研究中得到很好的应用;并提出了ADS钠冷快堆方案优化设计方案。

(3)清华大学自主基础科研课题(2009.10~2011.12):基于MA嬗变的ADS系统关键问题研究。

以MA(次锕系元素)嬗变和核能资源利用为主要目标,对(加速器驱动次临界系统)清华大学原ADS理验证装置和实验堆的方案可行性进行研究。

(4)国家科技部ITER国内配套项目“次临界能源堆物理设计及相关实验校验研究”的课题:含Th燃料次临界能源堆包层物理特性研究。

从中子物理学的角度,研究Th燃料与U燃料在次临界能源堆内优化配置,以获得良好的物理特性; 研究含Th燃料能源混合堆与U燃料能源混合堆的共生性,探索含Th燃料次临界堆在核能系统中的应用前景。以充分利用核资源和产生锕系废物最小化为目标,对固体燃料和熔盐燃料两种形态的含Th燃料次临界堆物理特性进行研究,在热工水力可行的情况下,提出含Th燃料次临界能源堆技术方案并完成其物理概念设计。

模拟机

国家核安全局和清华大学于1986年联合成立的“北京核电厂模拟培训中心”,是我国第一台全范围核电站模拟机,为我国培训了首批核电厂操纵员,其中包括广东大亚湾核电站首批操纵员的近半数(其余在法国培训)和秦山核电厂的几乎全部前几批操纵员,培训人员达100多人次,为我国的核电事业作出了重大贡献。在消化模拟机软硬件资料的同时,我院教师还认真研究当时新发生的美国三里岛事故,发现原有的模拟机软件存在对高温失水事故会误判的严重问题,对软件进行了重大改造,受到核电界的一致好评。《北京核电厂模拟培训中心的建立及核电仿真技术的研究》 等项目先后获得国家核安全局颁发的科学进步二等奖两个。

油藏数值模拟课题:

1981年,当时核研院的负责人了解到我国存在大量的稠油,开采它需向油层注入大量的高温蒸气,就积极向国家石油部建议建造一种可以产生大量廉价水蒸气专用于稠油开采的核反应堆,石油部领导很欣赏这个想法,又提出作为工作的起步,是否可以先行研究水蒸气注入油层的物理化学流场现象,解决稠油开采中的急迫技术问题,核研院负责人欣然同意,于是核研院投入相当大的力量开展有关项目研究,103室承担了其中的数值模拟研究任务。

经过20多年的研究工作,油藏数值模拟研究取得了很大的成果,我们参加并主持了国家六五、七五、八五和九五科技攻关项目中的稠油开采数值模拟研究和应用工作,编制的软件广泛用于我国所有稠油田(大庆、辽河、新疆、胜利、河南、华北和大港油田),目前仍是国内稠油开采设计的主要工具软件。该课题获得了国家教委科技进步一、二等奖各一项,石油部和多个省市(新疆、辽宁和山东)的科技进步奖,1998年起又承担了大庆油田三元复合化学驱数值模拟研究任务,为我国的化学驱技术在世界的领先地位贡献一份力量,我校作为<大庆油田高含水后期4000万吨以上持续稳产高效勘探开发技术>中的主要承担单位,被中国石油天然气总公司提名共同申报2010年国家科技进步特等奖。

科研设施

103室的研究以反应堆物理、热工分析和设计为目标,拥有完整的适合于轻水堆和高温气冷堆两个系列的物理设计、热工设计、事故分析的程序系统,另外还拥有针对ADS、聚变-裂变混合堆等各种特殊堆型的分析工具。

目前拥有和熟练掌握了一批国际上通用的商业设计软件,例如:

CASMO-SIMULATE3(轻水堆堆芯物理设计软件)

ANISN(一维中子和光子输运程序,可用于屏蔽计算)

WIMS(一维栅元计算程序)

CITATION(三维细网有限差分程序)

VSOP(高温气冷堆物理热工计算程序)

RETRAN02(适用于轻水堆的系统分析软件)

RELAP5(适用于轻水堆的系统分析软件)

ATHLET(适用于轻水堆的系统分析软件)

COBRA(适用于轻水堆的子通道分析软件)

FLUENT(通用的计算流体力学软件)

GASFLOW(严重事故下的氢气管理)

THERMIX(适用于高温气冷堆的系统分析软件)

TINTE(适用于高温气冷堆的反应堆动态分析软件)。

配合大型程序系统,103室拥有多台高性能工作站、服务器和高性能微机。

除了拥有并掌握多个大型商用分析软件,103室具有独立开发和完善物理、热工分析软件的能力和经历。算法、方法、程序的开发始于上世纪六十年代,现已逐渐形成体系和特色。

目前仍可用于工程设计的自主开发软件主要有:

1.NGFM-N,第2类边界条件扩散方程平面几何节块格林函数法程序,带不连续因子和功率重构;

2. NGFM-R,第2类边界条件扩散方程圆柱几何节块格林函数法程序,修正源方法;

3.NGFM-C,基于贝塞尔函数的第2类边界条件扩散方程圆柱几何节块格林函数法程序;

4.CSA,特征统计算法堆芯装料最优化程序,用于堆芯装料的优化设计;

5 .CSA-LPBP,特征统计算法带可燃毒物堆芯装料最优化程序,用于带可燃毒物的堆芯装料的优化设计;

6.CSA-SH, 采用特征统计算法的屏蔽设计优化程序,用于材料分层屏蔽优化设计;

7. MCYCLE,采用概率逼近法(PAM)的压水堆多循环换料设计优化程序,可以综合考虑连续多个循环的整体效果(例如从第一循环到平衡循环),对多个循环的换料设计进行整体优化;

8.CPACT (Core Physics Analysis Code of Tsinghua),堆芯物理分析程序系统,是在组件均匀化计算程序和以NGFM-N为堆芯计算程序的基础上,结合灵活的截面处理程序CSMAKE,详细考虑了热工水力学反馈、组件内燃耗倾斜、组件燃耗历史等因素的水堆物理计算程序系统,基准检验和与商用程序对比计算表明该程序可以达到较高的计算精度;

9 .SN1和SN2D,一维和二维SN方法中子输运计算程序;

10.SN3C,三维中子输运SN程序,采用多重网格扩散综合法加速和首次碰撞源减弱射线效应;

11 .NGFM-T,高精度的三维时空动力学节块格林函数法程序,全隐式和隐式龙格库塔法,带有热工水力反馈、不连续因子和功率重构;

12 .CNEM,适用于1、2、3维圆柱几何的节块展开法中子扩散方程求解程序;

13.NGFM-A,基于第3类边界条件、直角几何下格林函数节块法程序,带不连续因子,具有物理共轭、数学共轭、高阶谐波计算等功能;

14 .CITATION增强版,适用于各种几何的通用细网差分扩散计算程序,具有Chebyshev加速、不连续因子理论修正、高阶谐波计算、精细分布重构等增强功能。

15 .COUPLE2,耦合蒙卡方法和燃耗计算的通用燃耗计算程序,具有图形化操作界面。