数值反应堆及CVR1.0研究进展

杨 文，胡长军，刘天才，汪 岸，吴明宇

(1.中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413； 2.北京科技大学，北京 100083)

核反应堆工程是一个涉及材料学、核物理学、化学、热学、力学等多学科的复杂工程。随着核反应堆工程和技术的不断创新发展，其对安全性、可靠性、经济性和可持续性提出了更高的要求，对反应堆设计、建造、运行乃至延寿、退役全生命周期均提出了新的挑战。近年来随着计算机、大数据、人工智能技术的不断发展，特别是以天河、神威超级计算机为代表的高性能计算技术取得国际领先地位，依托先进的超级计算机，采用先进的数学物理计算方法，对核反应堆中子物理、热工水力、结构力学、燃料性能、材料辐照效应等各物理过程进行三维精细化数值模拟，建立微观机理、演化和宏观性能之间的关联关系，成为国际上一个前沿研究热点。数值核反应堆就是在这样的背景下提出的新的研究课题。

反应堆工程技术作为一种通过实现稳定的中子链式反应和安全可靠的能量或动力传输实现核能和平利用的、复杂的工业系统工程产品，一直面临着降低成本、提高安全性和减少放射性废物的艰巨任务。信息技术的发展无疑给反应堆工程技术带来了更有吸引力的战略性机遇。数值反应堆(数值堆)是基于多物理耦合计算、大规模并行计算、基于现有反应堆实验数据的验证与确认，应用先进的反应堆物理、热工水力、燃料、结构力学、材料等计算机软件，对反应堆进行全方位、精细化的数值模拟，使之具有可视及可操作性等，以完成反应堆现实的或超越现实的研究，数值堆是未来核能系统的先进研究平台。数值堆最核心的内容包括反应堆三维全堆芯pin-by-pin物理模拟、多维度热工水力模拟、结构力学行为模拟、燃料元件性能分析和多因素耦合作用下燃料/材料堆内行为预测，以及多物理、多尺度耦合模拟、反应堆系统级模拟分析等。

数值堆不同于数字化核电厂或数字化反应堆。数值堆强调的是依托超级计算机这个工具，以数学、物理模型为基础，用数值计算方法从原理机制、微观演化到宏观表象来揭示和预测实际反应堆不同阶段/状态的各种物理过程。数值堆是数字反应堆的核心组成部分，但用数字化技术逼真展示反应堆系统及其工作流程、为管理和培训提供逼真操作环境等不是数值堆本身的研究内容。

由于反应堆各物理过程(中子物理、热工水力、结构力学、燃料性能、材料堆内行为等)以及多物理、多尺度、强非线性耦合的复杂性，实现全堆高精细模拟所需的计算资源和存储资源远非服务器和小型集群计算系统所能满足，需要超级计算机的支持。以我国神威、天河、曙光为代表的超级计算机系统，计算能力已居世界领先地位，立足于我国的超算优势，“十三五”国家重点研发计划重点专项启动了数值反应堆原型系统(CVR1.0)开发及示范应用项目，目标是瞄准应用需求，发挥超算优势，对标欧美典型的数值核反应堆项目(如CASL、NEAMS、CESAR等)，形成自主核心关键技术。CVR1.0项目的核心就是建立中国数值堆原型系统，开发面向E级超算的反应堆模拟软件，实现4代快堆等示范应用。CVR1.0项目研究团队由国内反应堆工程、超算、软件工程等领域的10家优势单位组成。项目以总体架构与建模、并行算法设计、软件开发与并行优化、模拟验证与示范应用为主线开展研究。项目实施近2年来，项目团队完成了数值堆总体架构设计，建立了数值堆总体设计规范、软件接口规范、软件设计规范，完成了中子物理、热工水力、结构力学、燃料元件性能分析和材料性能预测5大核心模拟软件的数学物理建模和部分软件开发，与美国典型的数值堆研发项目相比，在热工水力模拟、材料多尺度模拟和中子物理模拟的核心关键技术上取得了一些亮点成果。

本文拟对国内外典型数值堆研发的进展进行综述，展示本研究小组近期拟开发的数值堆核心软件组成体系，并分析主要物理过程模拟对超级计算机存储、计算资源的巨大需求。描述CVR1.0涉及的关键技术体系以及项目目前的研究进展。

1 国内外相关进展

近年来，以欧美为代表的国际核能先进国家高度重视基于先进算法/建模和超级计算等的数值堆的研究开发，针对其3代、4代等反应堆的应用，陆续开发了多种先进的数值堆模拟软件系统。其中有些已有初步实际工程应用。

1.1 欧洲国家

欧洲国家近10余年来主要致力于联合开发其核反应堆模拟平台NURESIM，该平台是一套用于模拟轻水堆正常运行和设计基准事故的软件，由核反应堆安全模拟欧洲联盟(NURESAFE European Consortium)开发[1]。该联盟旨在通过2005年开始的3个连续项目NURESIM、NURISP和NURESAFE，使NURESIM平台成为多尺度和多物理场模拟领域的参考软件。基于开源模拟平台SALOME[2]，NURESIM项目(2005—2008年)建成了一个多物理集成环境的原型系统，它具备包括堆芯物理模拟、热工水力模拟和敏感性及不确定性分析(S&U)在内的一系列模拟能力。随后，该联盟启动了核反应堆集成模拟项目NURISP(2009—2011年)，旨在改进和扩展平台的仿真功能，以在空间和时间上实现更高的精度[3]。该项目为NURESIM平台增加了燃料热力学代码。第3个项目NURESAFE(2013—2015年)开展了6个子项目，以扩大NURESIM平台的使用范围，满足欧洲核工业的需求[4]。到目前为止，NURESIM仿真平台在2代堆、3代堆上开展并完成了大量测试，期望未来能扩展到4代堆的模拟。除NURESIM平台外，还有大量的模拟工具集成到SALOME中，特别是由法国电力能源公司(EDF Energy)构建的Code_Aster和Code_Saturne[5]。在材料高性能模拟计算方面，欧盟基于多尺度模拟技术开发了压力容器(RPV)钢辐照脆化模拟系列软件RPV-1、RPV-2等。RPV-1由7个程序包和2个数据库组成，主要用于模拟压水堆和沸水堆RPV钢的辐照效应，能获得RPV钢辐照过程中显微结构演化以及屈服强度的变化。

1.2 美国

2010年，美国能源部(DOE)建立了轻水反应堆先进仿真联盟(CASL)[6]，旨在进一步提高现有反应堆的安全性和经济性。持续多年的CASL项目开发了一个用于反应堆多物理模拟的集成环境——反应堆应用虚拟环境(VERA)[7]。VERA集成了大量现有的计算代码和开源框架用于轻水堆的建模和仿真，而其核心部分VERA-CS专门设计用于堆芯计算。VERA的一个重要耦合框架是MOOSE[8]，它使得VERA能充分利用许多基于多物理面向对象模拟环境(MOOSE)开发的有限元模拟软件，如燃料性能分析软件BISON[9]。此外，另一个基于Trilinos框架[10]而设计的多物理耦合工具为PIKE。这些耦合工具和框架使VERA能运用各种策略解决多物理问题，如Picard迭代和JFNK[11]。最近，VERA已被用于模拟AP1000压水堆[12]和Watts Bar Nuclear Unit 2(WBN2)的启动[13]，证明了其强大的堆芯计算和多物理场模拟的能力。

核能先进建模与仿真(NEAMS)项目是美国能源部的另一项与CASL基本同期进行的数值堆项目，其核心产品称为NEAMS ToolKit。NEAMS计划的首要目标是为各种反应堆系统提供从单个芯块到整个工厂的模拟和预测能力[14]，目前主要以钠冷快堆(SFR)为应用目标。2009年以来，NEAMS计划提出了3条模块化产品线来实现其目标：燃料产品线(FPL)、反应堆产品线(RPL)和集成产品线(IPL)。FPL和RPL旨在开发单独的物理组件；而IPL则侧重于计算能力的集成，为用户提供能辅助完成高保真模拟的通用平台[15]。在3条产品线的推动下，许多模拟工具被整合到NEAMS ToolKit中，其中就包括燃料性能分析软件BISON和MARMOT、堆芯模拟软件SHARP[16]。SHARP中集成的3个主要模拟软件是中子物理软件PROTEUS、热工水力软件Nek5000和结构力学软件Diablo，每个软件都是基于美国最先进的超级计算机开发并优化的。

随着数值堆的研发进展，美国能源部将过往项目中的优秀软件全部集成起来形成NEAMS Workbench，为核能行业研究人员提供了统一的用户界面。MOOSE、BISON、Dakota、Argonne Reactor Codes(ARC)和SCALE等框架和软件集均已集成到NEAMS Workbench Beta 1.0版本中，VERA和NEAMS ToolKit中其他工具的集成也正在进行中。近两年来，美国能源部核能办公室(DOE-NE)大力推动核能加速创新门户(GAIN)，用以促进创新核能技术的商业化[17]。其核心思想是集成数值反应堆程序，为核能创新服务。

随着超级计算技术的发展，面向未来的E级超算时代，由美国阿贡实验室牵头，联合橡树岭国家实验室、IBM等组成先进反应堆E级高性能模拟中心(CESAR)。该中心将研究重心放在堆芯模拟最关键的3个部分：中子输运确定论方法、中子输运随机方法和热工水力计算流体力学方法[18]。CESAR的技术路线是从几个性能颇优的P级模拟软件开始，研究其在E级计算机上的扩展性及多物理耦合等问题。中子输运确定论方法采用UNIC软件，中子输运蒙特卡罗方法采用OpenMC软件，热工水力计算流体力学方法采用Nek5000软件。

针对RPV钢辐照脆化，美国目前正在开展RPV钢辐照脆化多尺度模拟软件Grizzly的开发。

1.3 国内

近些年，国内核能领域也逐渐开始重视数值堆相关研究开发，并取得了不同程度的进展。中国原子能科学研究院在多年反应堆燃料/材料模拟计算和软件开发基础上，联合北京科技大学、中国科学院计算机网络信息中心等单位，研制了数值堆关键材料性能优化高性能数值模拟核心软件Crystal MD与Crystal KMC。其中Crystal MD基于神威·太湖之光超级计算机实现了体系规模达4×1012个原子的级联碰撞模拟[19]。2016年，中国原子能科学研究院在国际原子能机构、国家原子能机构等的见证下发布了数字微堆系统，实现了快堆运维一体化平台的研发与工程应用。2017年，在科技部“十三五”国家重点研发计划“数值反应堆原型系统开发及示范应用”项目支持下，开展了CVR1.0的开发。

中国核动力研究设计院针对数字化反应堆，包括数值堆，开展了大量研究开发工作，并于2015年发布了中国首套自主化核电软件一体化平台NESTOR[20]，2018年已初步完成其数字化反应堆综合研发平台VEACTOR的开发，且部分成果已应用于实际工程设计中。

北京应用物理与计算数学研究所针对反应堆全堆芯模拟开发了用于模拟粒子输运的软件系统JPTS。JPTS由4个主要计算部件JNuDa、JSNT、JMCT、JBURN和1个数据库NuDa组成[21]。2017年，Deng等[22]利用蒙特卡罗代码JMCT在天河2号计算机上成功模拟了多达150万个燃耗区域的BEAVRS基准例题。JMCT依托该研究所建立的超级计算应用研究中心已成为超算在核科学领域重要的研究力量。目前，北京应用物理与计算数学研究所联合上海核工程设计研究院等单位，正在积极开展针对我国3代压水堆核电站的数值堆研发工作。

另外，哈尔滨工程大学、西安交通大学，以及国内核能领域其他一些研究院所也在积极开展数字化反应堆或数值堆相关研发，并取得了一定成果。

2 数值堆核心软件体系与超算需求分析

2.1 核心模拟软件体系

正在开展和近期拟开展的中国数值堆CVR核心软件体系如图1所示，主要包括中子物理(辐射屏蔽)、热工水力、结构力学、燃料性能、燃料/材料堆内行为(辐照损伤、材料腐蚀与水化学等)5大领域，以及多物理耦合环境、反应堆系统分析软件包、E级数值堆验证与确认(V&V)框架等集成平台。上述核心软件体系开发均立足于国产数百P级和下一代E级(天河、神威、曙光)超级计算机的架构特点，旨在充分利用国产超算的优势解决核反应堆复杂的工程问题，并支持未来核反应堆工程与技术的创新发展。

图1 中国数值堆CVR核心软件体系Fig.1 Core software component of CVR

2.2 高精细模拟对超算的需求

数值堆对计算机的计算资源和存储资源有极大需求。以部件材料在反应堆环境下的辐照损伤行为模拟为例，材料辐照损伤行为包括堆内环境中长期高能中子辐照下，材料微观组织结构演化和宏观性能退化(包括原子尺度缺陷的产生、聚集和湮灭)、介观尺度的微结构演化以及宏观性能的退化等复杂物理过程，其模拟预测须由一系列多尺度方法耦合起来才能完成，而这其中的每个尺度都需要极大的运算能力来支撑。数值堆材料模拟对超算的计算和存储需求列于表1。

分子动力学(MD)是一种原子尺度模拟方法，是材料辐照损伤多尺度模拟的重要方法之一，其模拟的精细和逼真度与模拟的原子数量和时间密切相关，扩大MD模拟的空间尺度意味着内存占用量会随原子数量呈线性增长。如，运用MD模拟1020个原子的运动，可研究材料界面和异质区域[23]。按照现有的Crystal MD软件估计，可假设每个原子占用100 B(字节)的内存[19]，因此1020个原子将占用107PB的内存。MD与其他方法如动力学蒙特卡罗(KMC)结合使用时所需的存储量更大。以目前天河2号和神威·太湖之光的单节点内存大小，远远无法满足材料多尺度计算的需求。另一方面，扩大时间尺度意味着增加模拟过程中的迭代次数，会使计算时间大幅增加。为更精确模拟材料中粒子运动引起的材料物性变化，模拟时间步长约为fs或ps量级，模拟1 s至少需要1012步，每一步还需要遍历模拟域中的所有原子以计算其速度和位置信息。

表1 数值堆材料模拟对超算的计算和存储需求Table 1 Computing and storage requirements of material simulation performed by virtual reactor

MD与KMC耦合模拟在现有的计算条件下难以延长模拟时间，因此往往用多尺度耦合中的速率理论(RT)进行后续计算。然而，使用RT模拟实际的高辐照剂量，需求解数百万以上的常微分方程。如nV-mI-jHe三元RT模型中，nV-jHe复合物与间隙团簇mI可能涉及多达1012个常微分方程。在缺陷类型增加时，常微分方程数量可呈指数级增长[24]。

数值堆热工水力模拟对超算的计算和存储需求分析列于表2。就热工水力计算流体力学方法而言，现在工业上常用的雷诺平均模型对计算需求较小，但它只能提供平均运动结果，不能准确反映流场紊动的真实情况。大涡模拟基于湍动能传输机制，直接计算大尺度涡的运动，小尺度涡对大尺度涡的影响则通过建立模型体现出来，既可得到较雷诺平均方法更多的诸如大尺度涡结构和性质等的动态信息，又较直接数值模拟节省计算量，是目前国际前沿研究方向。直接数值模拟求解完整的三维N-S方程组是最精细的计算方法，但其要求每个方向上网格节点的数量与雷诺数Re3/4呈比例。Bolotnov[25]估算，使用接近真实的Re，模拟全堆芯的热工水力现象需要300 Z级计算(每秒1021次浮点运算(1021FLOPS))的超级计算机。

数值堆中子物理模拟对超算的计算和存储需求列于表3。高精细输运模拟通常由蒙特卡罗软件和特征线法软件完成。蒙特卡罗模拟数百亿粒子时，每一代粒子的计算过程涉及大量随机数的生成和相应的浮点运算。因此，要在短时间内给出具有统计意义的全堆芯高精细模拟结果，需要数十万甚至百万核。特征线法模拟时需要存储精细的截面、通量和特征线数据，计算时使用多群近似和迭代方法求解输运方程。全堆芯的材料、燃料种类较多，数据量极大，更多数量的能群也会使计算量呈倍数增长。完成快堆全堆芯高精细模拟所需的存储量可达数千TB，其计算量以现有的超算估计需要数小时甚至数天，难以投入工程设计使用。

不仅材料辐照效应分析、热工水力、中子物理这3个典型的数值堆模拟系统对计算资源和存储资源具有巨大的需求，同样，结构力学模拟计算、燃料性能分析、多物理过程耦合等对超级计算机的需求也很巨大，并且是持续的。这也是世界各国都在抢夺E级超算这一战略制高点的重要原因之一。

表2 数值堆热工水力模拟对超算的计算和存储需求Table 2 Computing and storage requirements of thermal-hydraulic simulation performed by virtual reactor

表3 数值堆中子物理模拟对超算的计算和存储需求Table 3 Computing and storage requirements of neutronics simulation performed by virtual reactor

3 CVR1.0关键技术

CVR1.0共涉及到基于超算的数值堆物理、热工、力学多尺度精细化耦合先进建模，面向异构架构的数值堆模拟软件并行优化，多物理、多尺度耦合，多源数据、多模型、多物理装置结合的高可信度验证与确认框架4项关键技术，具体技术体系分析如图2所示。

3.1 核反应堆物理、热工、力学多尺度精细化耦合先进建模技术

核反应堆系统庞杂且运行工况多变，呈现多相态、多因素、病态强耦合特点。传统核反应堆研究中，物理、热工、力学分析独立进行，相互之间的耦合反馈非常有限，计算粗略且效率低，无法处理堆芯等庞杂结构的跨维度多因素强耦合精细计算。要根本上解决以上问题，开发高精细、强耦合、高效运行的数值反应堆，首先要掌握的就是核反应堆物理、热工、力学多尺度、精细化耦合建模技术。耦合建模最核心的内容是反应堆物理、热工水力和结构力学的高精细建模技术，以及全堆芯pin-by-pin中子输运、燃耗、热工水力和全堆芯流-热-固耦合计算技术等。同时，耦合建模还要结合三维全堆芯CAD实体建模、一体化网格生成、可视化数据渲染等前后处理技术，充分利用并行技术在精细建模中的优势。这些关键技术也是研制CVR的前提。

图2 CVR1.0关键技术体系Fig.2 Key technology of CVR1.0

3.2 材料辐照损伤多尺度模拟计算技术

CVR最主要的内容和功能之一是精确高效计算预测材料在反应堆环境下的服役性能与寿命。其中最具挑战的就是长时、高温、大剂量高能中子辐照环境下材料性能变化的模拟计算。CVR重点关注关键RPV钢辐照脆化和堆内构件潜在辐照肿胀高性能模拟计算技术研究，涉及高能中子轰击下材料损伤机理、微结构演化行为以及材料宏观性能的关系等科学问题，也涉及到材料多元势函数的构建、从微观到宏观多尺度模拟计算(模型、算法、多尺度间信息传递等)。如前所述，这类问题的模拟需要大规模计算技术的支撑，因此也是目前国际研究的难点和热点。

3.3 基于E级计算的超大规模并行优化技术

E级计算机是数值反应堆精确高效模拟的重要保障。如何有效利用超级计算机体系结构特点，设计软件相关数据结构和并行算法来保障E级计算的可扩展性是CVR研究的关键。为此，CVR中涉及面向共性算法的轻微负载不均衡情况下的通信调度、通信隐藏问题以及E级超算复杂网络环境下拓扑感知算法。流-热-固耦合的并行计算涉及不同模拟组件的数据交换、进程映射、资源调度，因此该项技术要提供面向多物理、多尺度模拟的动态负载均衡策略。此外，针对国产超算的节点内多层异构体系结构，要为CVR设计合理的并行策略，以达到主核与众核之间、众核内部的动态负载平衡。

3.4 多源数据、多模型、多物理装置结合的模拟验证技术

CVR是相当庞大的科学计算软件，其数据来源和形式、物理模型、设备种类都极其繁多，因此其模拟结果的可信度需要专门评估。系统化的验证和确认技术用于保证模拟软件的计算结果符合数学模型的结果，且能满足工程人员和研究人员的实际要求[29]。建立CVR的验证与确认过程模型，并针对不同模拟组件的特点完成数值算法验证、软件测试、误差估计、不确定度分析等典型验证与确认步骤，是CVR进入示范应用阶段的前提。

4 CVR1.0研究进展

CVR1.0项目实施近两年来，秉承“瞄准应用痛点，发挥超算优势，领跑核心技术，发展自主软件”的实施原则，完成了现役反应堆安全稳定运行以及先进堆型研发设计中对先进建模、高性能计算、多物理耦合等技术的需求以及现状分析，在梳理目前计算能力(100～300P级计算)以及未来3～5年内E级计算能力下迫切需要解决的应用问题基础上，全面对标美国的三大数值堆技术(CASL、NEAMS、CESAR)，打破课题间的界限，组织了中子物理、热工水力、材料、燃料、结构力学、多物理耦合、总体和验证不确定分析(V&V)7个攻关小组，核专业、超算、数学物理、软件工程人员协同攻关。目前为止，项目在核心关键技术研究和自主可控软件开发两方面都取得了一定进展，尤其在热工水力、材料、中子物理方面取得了一些初步成果。

4.1 热工水力模拟软件开发

在攻克热工水力模拟关键技术基础上，开发完成了2套自主可控的热工水力模拟软件，即子通道模拟软件CVR-PASA(两相子通道热工水力模拟软件)和计算流体力学模拟软件CVR-PACA(单相精细化计算流体力学热工水力模拟软件)。CVR-PASA的核心技术适用于多几何形状的全堆芯子通道划分与映射方法，突破了美国同类软件进程数等于组件数的并行任务划分限制，软件的可扩展性和灵活性都优于CASL-CTF。此外，CVR-PASA基于自主的数据库平台设计，实用性上也极大地优化了基于文件系统的CTF。CVR-PASA与CASL-CTF的对比列于表4。

表4 CVR-PASA与CASL-CTF软件的对比Table 4 Comparison between CVR-PASA and CASL-CTF

基于大亚湾1#机组稳态工况，利用CVR-PASA在曙光超级计算机上实现了157组件、每组件264根燃料棒、轴向分层125、网格量5 671 625的全堆芯子通道稳态工况模拟，模拟时间仅6 min 46 s。该算例详细输入参数来自文献[30-32]，计算得到的堆芯温升为38.2 ℃，与文献数据吻合较好。

CVR-PACA采用精确大涡模拟模型的高精度谱元方法(最高可达24阶精度，常用商用软件一般不超过5阶精度)，能支持超算异构架构(神威、天河、曙光)。目前在神威4096核组上(约135 608核)获得超85%并行效率。并采用大涡模拟模型模拟压水堆单棒，进行了初步验证工作。

CVR-PASA与CVR-PACA有望近期在我国先进核反应堆工程设计建造中的热工水力高精细模拟方面发挥积极作用。

4.2 材料辐照效应多尺度模拟软件开发

针对裂变堆中影响服役安全和经济性的关键部件材料辐照损伤问题，研发了自主可控的材料多尺度模拟软件(MISA)系列，包括微观上的分子动力学模拟(MISA-MD)、蒙特卡罗模拟(MISA-KMC)，及介观上的速率理论模拟(MISA-RT)。借助神威超级计算机，分子动力学模拟实现了十万核、原子数达1012量级的国际最大模拟规模。MISA-MD与传统的分子动力学模拟软件LAMMPS相比具有自己的特点(表5)。MISA系列软件与欧盟开发的分析压力容器辐照脆化的同类软件RPV系列相比，也具有自己的特色(表6)。经过进一步的完善与验证，MISA系列软件将为反应堆材料在长期高能中子辐照环境下的辐照损伤机理研究、性能预测，以及新型先进反应堆材料的研究开发提供重要支持。

4.3 中子物理模拟进展

瞄准中国示范快堆以及多种类型堆芯的中子物理高精细模拟需求，攻克了多堆型适用的全堆芯统一建模与存储映射技术、适应大规模并行的FSR标识与射线追踪技术、面向GPU/CPU混合架构的特征线并行优化技术等关键技术，实现了对多种几何形状堆芯的统一建模，打破了流行的中子物理模拟程序OpenMOC只能对规则四边形堆芯组件建模的限制。为正在研制的自主可控三维(3D)亿级特征线法全堆芯中子输运模拟软件(ANT-MOC)打下坚实基础。ANT-MOC在模拟规模、类型、精准度等方面有望优于CASL和NEAMS的同类软件。ANT-MOC与OpenMOC的对比列于表7。

表5 MISA-MD与LAMMPS软件的对比Table 5 Comparison between MISA-MD and LAMMPS

表6 MISA与欧盟RPV对比Table 6 Comparison between MISA and RPV software from the European Union

表7 ANT-MOC与OpenMOC的对比Table 7 Comparison between ANT-MOC and OpenMOC from MIT

5 总结及展望

数值堆是以超算为核心的信息技术和核反应堆工程技术深度融合的产物，是反应堆数值实验验证平台，已成为国际前沿的热点研究领域。反应堆多物理状态、多耦合模式、强非线性的交互作用对数值堆精确建模提出巨大挑战，而超级计算机系统结构的复杂性也使高效的大规模并行软件系统设计开发遇到并行优化、正确性验证、任务调度等一系列技术难题。

利用我国超算优势，研发中国数值堆原型系统，形成自主核心关键技术，是CVR1.0项目的目标和重点。项目实施近两年来，对标欧美典型的数值堆软件，在中子物理、热工水力、材料辐照效应等专业领域掌握了一批关键技术，开发了相应的面向E级超算的模拟软件。

数值堆的研发是一项长期、复杂的系统工程，需跨多领域多专业的高度融合与协同创新，尤其是反应堆燃料和材料的高精细模拟预测。不同类型、不同应用环境的反应堆在原理、结构、燃料、材料、运行工况等方面有很大的差异，其对应的数值堆既有相同特征，也有个性差异。

CVR1.0是基于高性能计算机和先进数值计算方法开发的核反应堆模拟平台，能实现反应堆物理、热工水力、燃料组件及材料、结构力学、安全分析等模块多物理多尺度耦合精细化模拟，可用于反应堆的各种工况模拟、事故分析、安全评价、部件及材料性能预测等研究。CVR1.0将为不同堆型数值堆研发提供基础和支持。

对项目经费支持单位和技术参研单位北京科技大学、中国科学院计算机网络信息中心表示衷心感谢。