子通道模块化分析程序的验证与敏感性分析

《Annals of Nuclear Energy》：Validation and sensitivity analysis of subchannel modular analysis program

　　**摘要要点**- 新的子通道模块化分析程序（SMAP）采用模块化编程方式开发。- SMAP 通过其模块化架构实现核心模块的灵活替换。- 对多种核反应堆的验证研究表明误差在 3.5% 以内。- SP-100 模拟验证了 SMAP 在瞬态响应和稳定性方面的稳健性。- 不确定性和敏感性分析支持了 SMAP 的工程应用。**引言**核电贡献了全球低碳电力的近 10%。其安全运行对于确保核能的可持续发展至关重要（Mathew, 2022）。热工水力分析是确保反应堆安全的关键方法。子通道分析程序是反应堆堆芯设计和热工水力分析不可或缺的工具（Yadigaroglu 等, 2003）。通过构建准确反映真实条件的数学模型，子通道分析程序能够模拟强制和自然通道间混合流现象。它们能够准确表征反应堆堆芯的热工水力特性，并为堆芯设计提供关键安全参数，如临界热流密度（CHF）、临界功率比（CPR）、最大子通道温度和冷却剂出口温度等（Moorthi 等, 2018）。这些参数的精确计算对于确保反应堆安全至关重要（Chen 等, 2023）。在第四代核能系统和先进反应堆的开发中，液态金属冷却快堆因其高导热性、高功率密度和良好的中子经济性而成为关注的核心焦点。其中，钠冷快堆（SFR）技术最为成熟，是实现闭式核燃料循环和嬗变长寿命放射性废物的关键堆型（Yang 等, 2025b）。铅铋快堆（LFR）因其卓越的固有安全性和耐腐蚀性，在小型模块化反应堆和加速器驱动系统中受到广泛关注（Yang 等, 2025a）。在空间核能领域，锂冷快堆凭借其极高的功率密度、低熔点和优异的中子透射性，成为深空探测和月球基地等能源需求的战略选择（Niu 等, 2020）。然而，液态金属冷却剂（钠、铅铋、锂）与轻水存在显著差异。其强烈变化的物性、低普朗特数对应的独特流动和传热机制、螺旋线定位元件引起的复杂横向混合，以及瞬态事故中强烈的热物性耦合反馈，对堆芯热工水力分析工具的预测精度和模型适应性提出了比传统水堆更为严峻的挑战（Song 等, 2021）。目前，全球已开发出适用于不同冷却剂的多种子通道分析程序，包括 COBRA（Rowe, 1967）、VIPRE（Kelly 等, 1992；Stewart 等, 1983）和 ENERGY（Chen 和 Todreas, 1975）等。然而，现有程序主要基于传统迭代算法，代码结构刚性，难以扩展和集成新模型。特别是针对钠和铅铋等液态金属冷却剂的独特物性关系，以及其对流换热和混合模型，现有程序往往缺乏嵌入或替换相应模块的灵活性。这一局限显著制约了它们在包括 SFR、LFR 和锂冷快堆等先进反应堆系统中进行高精度、高效率热工水力安全分析的能力。相比之下，SMAP 的分层模块化架构将数值求解器与冷却剂特异性本构模型解耦。这种设计允许仅通过替换相关第四级模块来适应新冷却剂，而无需重新设计整个程序——这是 COBRA、VIPRE 或 ENERGY 当前形式所无法提供的灵活性。为应对这些挑战，模块化编程方法作为一种提高子通道分析程序可扩展性和适应性的有效策略应运而生（Jin 和 Bang）。通过将复杂的程序系统分解为相对独立的功能模块——包括结构参数计算、传热模型、流体物性模型和两相模型——实现了模型与算法之间的解耦。这种方法显著提高了代码的可读性、可维护性和可扩展性，同时为集成新模型和适应新型反应堆提供了结构化支持。基于该方法论，本文提出了子通道模块化分析程序（SMAP）。SMAP 的关键技术进步在于分层四级模块化架构，该架构将数值求解框架（压力梯度求解器）与本构物理模型（冷却剂物性、传热关联式、混合模型）解耦。这些本构模型作为独立的、可互换的第四级模块实现，通过标准化数据接口与求解器交互。这种设计使得相同的内核代码仅通过替换相关第四级模块即可适应根本不同的反应堆系统，而无需对求解器进行任何修改。该方法通用性已在我们的同伴工作——压水堆版本 SMAP-PWR（Cai 等, 2026）中得到验证，后者共享相同的内核求解器和模块化架构。在本研究中，通过替换适用于钠、铅铋和锂的物性、传热和混合模块，将同一框架扩展至液态金属冷却快堆（SFR、LFR 和锂冷快堆）。SMAP 因此为不同反应堆类型的高保真热工水力模拟和安全评估提供了一种统一的独立分析工具。在反应堆热工水力分析中，子通道分析程序是关键计算工具，其预测的准确性和可靠性直接关系到核能系统的安全设计和运行评估（Stewart 等, 1983）。然而，由于实际工程中的各种不确定因素——包括几何尺寸的制造和安装偏差、材料物性离散性、运行边界条件波动以及模型本身的简化假设——子通道分析程序的计算结果不可避免地存在一定程度的不确定性。如果这些不确定性未得到有效识别和量化，可能导致安全裕度的误判，从而影响反应堆的安全性和经济性。因此，不确定性分析（UA）和敏感性分析（SA）日益成为提高子通道分析程序预测能力和工程适用性的必要方法。总之，本研究对现有技术水平的主要成果和贡献有三方面。首先，通过成功验证单一求解内核在钠、铅铋和锂系统中的适用性，证明了模块化架构的跨冷却剂通用性。其次，开发了基于高保真 CFD 数据的新湍流混合关联式，并将其应用于液态锂。第三，首次对锂冷空间反应堆子通道模型进行了 GRS 不确定性和 Spearman 敏感性分析，为其工程应用提供了全面依据。为系统验证 SMAP 在液态金属冷却快堆中的计算性能、模型可靠性和工程适用性，本研究首先建立了从部件级实验到系统级设计的多级验证与分析框架。组织结构如下：第 2 节描述 SMAP 的数值模型和模块化架构。第 3 节展示验证工作。这种系统性评估考察了输入参数不确定性对输出结果的影响，从而为其在先进快堆工程设计和安全分析中的应用提供全面论证。**SMAP 理论建模与模块化开发**SMAP 是由东北电力大学热流科学与工程与核工程系新开发的子通道分析程序。它遵循本文所述的模块化设计原则从头构建，并非基于任何现有代码库衍生。其开发源于压水堆版本 SMAP-PWR（Cai 等, 2026），两者共享相同的内核求解器和上层架构。**结果与讨论**为确保程序在不同反应堆类型中的准确性和可靠性，系统性地开展了多级验证工作。对于 SFR 应用，SMAP 中的流量分配模型和单相混合模型使用 ORNL-FFM 19 棒组件和 KNS 37 棒组件的实验数据进行验证。对于带螺旋线定位元件的 LFR 应用，使用 KALLA 19 棒组件实验模型和 SPARK-NC LFR 模型的计算结果进行验证。**结论**基于模块化编程原则，本研究首先开发了具有分层四级架构的 SMAP，该架构将数值求解框架与本构物理模型解耦。相同的内核求解器已在压水堆和液态金属冷却快堆中均得到验证，证实了模块化设计的跨反应堆类型通用性。该程序支持底层模块（如物性模块）的独立替换和调试。**利益冲突声明**作者声明不存在可能影响本文所述工作的已知竞争性经济利益或个人关系。**致谢**本工作得到国家自然科学基金（编号：U25B20168）、国家自然科学基金（编号：52606211）、吉林省自然科学基金（编号：YDZJ202501ZYTS350）和东北电力大学博士科研启动基金（编号：BSJXM-2023206）的支持。**作者：** 蔡炜华 | 李迪 | 李前 | 孙建创 | 王金成