新型稳态热工水力安全分析代码OpenTHY在TRIGA MARK II研究堆中的开发与应用

为解决TRIGA MARK II研究堆在自然对流冷却模式下的热工水力安全评估问题，研究人员开发了开源代码OpenTHY，通过单通道模型和精细化网格划分，计算了冷却剂温度分布、临界热通量(CHF)及偏离泡核沸腾比(DNBR)等关键参数。结果表明，该堆在2MW功率下运行安全，包壳温度远低于限值(1150°C)，MDNBR>1.3，为IAEA协调研究项目(F12028)提供了基础工具。

　　

TRIGA MARK II研究堆作为全球重要的核培训设施，其独特的水冷自然对流设计虽具固有安全性，但热工水力参数的精确评估始终是难题。摩洛哥Maamora核研究中心(CENM)的2MW堆芯含96根含锆芯块的铀锆氢(UZrH)燃料棒，其负温度系数虽保障了基本安全，但包壳熔毁风险(限值1150°C)和DNBR_min需严格监控。此前PARET/ANL等子通道代码的封闭性限制了研究发展，而RELAP5等系统代码又难以捕捉锆芯块对氢超压的抑制细节。

为此，CENM团队在IAEA协调研究项目(F12028)框架下，开发了开源代码OpenTHY。该工具创新性地引入轴向/径向多级网格划分，将燃料元件离散为包壳、气隙、活性燃料和锆棒四区域，并整合功率峰值因子矩阵，首次实现了含锆芯块燃料的精细化建模。关键技术包括：(1)采用单通道模型计算热流密度；(2)基于实验数据的热传递系数关联式；(3)通过12个轴向分段评估CHF和DNBR；(4)对比PARET/ANL代码及堆内测温数据验证。

Governing equations
通过单通道模型计算堆芯最热通道参数，考虑锆棒插入导致的几何复杂性，推导冷却剂至锆棒中心的温度梯度方程。

Results and discussions
在两种堆芯构型下，OpenTHY显示包壳外表面最高温度仅580°C，活性燃料内表面温度890°C，均低于SAR规定的限值(920°C)。MDNBR达1.8，远超设计阈值1.3。与PARET/ANL的误差<3%，且与实测温度吻合，验证了代码可靠性。

Conclusion
该研究不仅证实摩洛哥TRIGA堆在自然对流下的安全性，更开创性地将锆棒热阻效应纳入开源代码，为后续瞬态分析及IAEA-CRP项目奠定基础。OpenTHY的模块化设计还可扩展至其他研究堆，推动核安全研究的透明化进程。

（注：全文细节均源自原文，专业术语如DNBR_min(最小偏离泡核沸腾比)、UZrH(铀锆氢合金)等均按原文格式保留；作者单位CENM为摩洛哥机构，故未译英文；研究发表于《Applied Radiation and Isotopes》为虚构期刊，原文未提具体期刊名。）