金属冷却快堆关键分析软件的现状与展望

吴宏春，杨红义，曹良志†，郑友琦，刘宙宇，刘一哲，杜夏楠，王永平，杨 军，张熙司

(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)

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TRIPOLI-4[2]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MC2-3/REBUS-3程序系统[3-4]。其中，MC2-3为该系统的确定论组件计算程序，采用超细群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群共振计算方法。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[6-7]，组件程序CONSYST基于专用的ABBN数据库为堆芯产生26群少群截面，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BN-600、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[8]，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APOLLO-3计算程序系统[9]，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]，该程序基于快谱均匀化思想，采用先进的基于连续点截面的超细群方法及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JOYO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[12-14]，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-LM[15]、SUPERENERGY-2[16]、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[19-20]，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-sub[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[28-31]。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(Gesellschaft für Anlagen-und Reaktorsicherheit)开发了水堆系统程序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(Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf，HZDR)开发的3维中子动力学程序DYN3D进行耦合计算[37-38]。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-LMR[39-42]。

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[45-47]，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[47]。

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[48]、LIFE[49]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URANUS[51]、阿根廷原子能委员会的BACO[52]、日本原子能研究所的FEMAXI[53-54]、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[57-59]。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[62-63]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[64]。

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-fuel[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-1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[70-72]。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。

表1 国外主要的严重事故分析程序[69]

SIMMER-III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[73-75]。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-III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-III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-IV程序的开发[76-77]，与SIMMER-III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[78-79]，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[80-81]，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。

MELCOR程序是一个完全集成的工程级计算机程序[82-83]，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MELCOR程序中，实现钠冷快堆的模拟分析[84-85]。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MELCOR中。MELCOR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可模拟的对象不限于堆芯，可扩大至整个一回路。因此，可以用该程序分析计算多种反应堆的一回路事故。

COREMELT-3D程序是俄罗斯开发的钠冷快堆严重事故分析程序，它基于COREMELT程序[86]和GRIF-SM程序开发得到的，由2个主要模块组成，可用于钠冷快堆稳定运行、瞬态工况和严重事故工况的模拟分析，对钠冷快堆的热工水力和中子物理过程也可进行计算。

BRUT程序是俄罗斯开发的钠冷快堆严重事故分析程序[87]，用于模拟严重事故下堆芯解体后熔融物熔穿下腔室掉落到堆芯熔化收集器上的过程。燃料组件熔化导致下部增殖区释热层的形成，在堆芯与底层结构熔化时，形成的释热层会与下部增殖区发生作用。BRUT程序模拟了多连通域，在2维圆柱坐标系中使用质量守恒方程、动量守恒方程和能量守恒方程，将子区域作为多孔体进行数学模拟，解决了下部增殖区形成释热层的问题。同时该程序可对释热层区域进行模拟，解决了液体中质量变化的汽泡移动问题。

整体上讲，与轻水堆相比，液态金属反应堆的严重事故分析体系还不健全，目前已经开发的主要是机理性程序和专用程序，缺少适用于全事故进程分析的一体化程序。

在严重事故领域，中国原子能科学研究院开发了钠冷快堆严重事故分析程序CODA[88]。该程序主要用于计算分析发生冷却剂沸腾及堆芯熔化行为的堆芯严重事故，可用于堵流和无保护事故的分析。目前，CODA程序具备了铅铋物性包和金属燃料物性包，可适用于不同燃料类型和不同液态金属类型的反应堆。此外，中国原子能科学研究院还以B-T(Bethe-Tait)理论为基础对CODA程序进行改进，开发了快堆假想堆芯解体事故分析程序HCDA[89],用于极端情况下的能量释放评估，为主容器和安全壳评价提供输入。

2 关键分析软件的未来发展趋势

2.1 堆芯物理分析软件

一方面，随着对液态金属冷却快堆物理特性的理解不断深入，研究人员不断提出一些新概念设计。如装载慢化材料的液态金属冷却快堆，能够提高堆芯负反馈效应，并有利于反应堆的小型化、轻量化及低浓化。对于各种小型化的堆芯，在堆内、外不再局限于常规的六角形栅格设计，而是转向更加复杂的结构设计，以达到控制反应性的目的。

另一方面，随着对设计计算模型不确定度的要求越来越高，液态金属冷却快堆的堆芯物理计算已经全面改用基于中子输运理论的数值方法。近年来，随着数值反应堆概念被广泛接受，高分辨率的细网堆芯计算需求日益显著，对液态金属冷却快堆的物理计算方法提出了新的挑战，如复杂堆芯的非结构几何建模能力、宽能谱和局部非均匀效应下的堆用截面制作精度及与计算机性能提升相匹配的大规模并行输运计算能力等，都需要开展进一步的研究和提高。

2.2 热工分析软件

目前，反应堆堆芯尺度详细的热工分析基本上由子通道程序完成。与并联多通道相比，子通道程序考虑了通道间的流体搅混，能较准确地计算流体的温度场、压力场及轴向、横向的速度场，是相对准确的热工分析手段。然而，对于特种用途的小型化设计堆芯，局部流体特性等，如堆芯特殊结构的定位装置、堆芯入口处的流量分配、出口处的流体混合及组件堵流事故等，子通道程序显然无法准确模拟这些局部效应。

随着计算机科学的不断发展，利用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics，CFD)方法求解反应堆内复杂的流动传热问题变为可能。由于CFD方法基于有限元网格，可对几何模型进行精确建模并求解相对精确的流体方程，可以获得更为可信的结果。然而，受CFD程序计算量大、计算时间长的限制，CFD很难进行全堆芯大规模分析，特别是在全堆芯核热耦合瞬态事故分析中尚不具备工程实用性。

液态金属冷却反应堆由于功率密度高、寿期长的特点，是海、陆、空、天各种应用场景下的备用堆型，小型化、轻量化及可运输等概念是其主要设计方向之一，此时堆型内的热工水力现象更为复杂，并呈现多尺度的特点。因此，基于全局尺度(堆芯)的子通道程序与局部尺度(组件或某复杂结构)的CFD程序耦合分析的方法将发挥重要作用，它既可以帮助设计者掌握全局的流场规律，也可以精细计算所关心的区域，能在整体热工参数计算和局部流体复杂搅混方面发挥至关重要的作用，有利于对堆芯各种工况下的安全特性做出更全面的评价分析。国外已开发了一些液态金属多尺度耦合的计算程序，如系统程序子通道/CFD耦合程序RELAP5_Star-CCM+、ATHLET_ANSYS-CFX[90]等。研究人员正积极探索堆芯的多尺度热工分析方法，这是未来发展的一个方向。

2.3 系统分析软件

系统分析程序需要兼顾计算的准确性及计算速度。目前国内外开发的金属冷却快堆系统程序中，堆芯中子学计算多为点堆，堆芯热工多为单通道或并联多通道模型，热工水力模拟多采用集总参数或1维模型，针对某些特殊现象，如堆芯出口温度振荡及堆芯出口上腔室热分层，大多进行保守考虑或采用依赖于试验数据的经验模型。但随着高性能计算机的发展、计算精细化的需求日益加大及不同型号的金属冷却快堆对建模灵活性的要求日益提高，金属冷却快堆系统分析程序的发展趋势主要体现在精细化热工水力模型的应用、多尺度多物理程序的耦合应用及模块化的灵活建模方式上。

2.3.1精细化热工水力模型的应用

目前的系统分析程序中通常采用集总参数或1维热工水力模型，尽管有效保证了计算速度，但对复杂结构的模拟仍稍显粗糙。因此，在系统分析程序中采用更精细化的热工水力模型成为目前的研究方向之一，在模拟具备典型3维特征的结构时，采用2维或3维模型可进一步提高模拟的准确性。

2.3.2多尺度多物理程序耦合应用

随着大型计算机的快速发展，CFD及3维中子动力学方法已广泛应用于反应堆设计分析中，但仍无法满足全系统建模的需求。将系统分析程序与CFD及3维中子动力学方法多尺度、多物理耦合，可在满足计算速度的同时，针对复杂结构或复杂现象进行精细模拟，获得更为准确的模拟结果。

2.3.3模块化的灵活建模方式

金属冷却快堆包含钠冷快堆、铅铋快堆和铅冷快堆等，不同堆型各有特点，且模块化反应堆也是近年来反应堆发展的热点及趋势之一，相关的各种概念层出不穷。系统分析程序应具备灵活的建模能力，以适应不同反应堆的建模分析需求。面向对象的模块化建模方式，可根据反应堆主热传输系统特点，灵活搭建系统模型，实现对全系统的模拟分析，同时也利于管理接口，实现与更高维度或其他物理模型的耦合计算。

2.4 燃料性能分析软件

压水堆与快堆的燃料存在显著的差别，为了提高铀燃料的原子核密度，快堆可能采用金属铀或氮化铀等燃料。福岛核事故后，事故容错燃料受到了极大的重视，快堆燃料棒的外围可能采用绕丝等结构加强换热，燃料在快堆中面临的环境更加复杂，冷却剂是液态金属，堆芯的中子通量更高，燃料的腐蚀效应和辐照效应更加明显，且新型反应堆设计可能采用更加复杂的燃料形式，这些都为快堆的燃料性能分析提出了挑战。针对这些挑战，燃料性能分析程序的发展呈现以下趋势：

1)随着新型燃料的快速发展，新的燃料性能分析程序应能适用于MOX燃料和事故容错燃料等各种新型燃料。

2)传统燃料性能分析程序主要是宏观尺度的分析，分子和原子尺度的材料变化均被简化为宏观物性参数的变化，随着计算技术的发展，基于多尺度的模拟成为重要的发展方向之一。

3)传统的燃料性能分析主要针对工业应用，多采用1维或者1.5维的几何模型，存在较大的近似性。为了精确地模拟燃料缺陷及非对称条件下燃料的性能变化，基于2维或3维的多维度燃料性能分析将成为主要的发展方向。

4)在实际的堆芯中，燃料处于极端复杂的多物理场环境中，这种极端环境对燃料性能改变影响极大，要精确地模拟燃料的真实性能变化，应该开展针对反应堆全堆芯尺度的多物理耦合模拟，精确地考虑真实的多物理场对燃料性能的影响。

2.5 严重事故分析软件

目前液态金属反应堆的严重事故分析程序开发呈现以下几个发展趋势：

1)精细化。在以SIMMER为代表的严重事故分析软件的发展历程中，从SIMMER-III的2维建模到SIMMER-IV的3维分析，再到更新后的SIMMER-V程序，建模越来越精细化，物理模型越来越细致，这一方面取决于数值模拟技术的发展，另一方面取决于对严重事故现象认识的加深。

2)通用化。一方面是通过添加液态金属反应堆分析所必要的物性和特殊现象模型，将水堆的分析软件应用于液态金属快堆的分析；另一方面是提升钠冷快堆、铅冷快堆和铅铋反应堆分析软件之间的通用化水平。

3)一体化。目前，液态金属反应堆在严重事故分析领域缺少一体化分析程序，主容器内的严重事故进程无法采用单一软件进行模拟，热工水力分析过程也与源项分析过程解耦。发展趋势是一方面通过对轻水堆的一体化分析程序进行二次开发，使得类似于MELCOR的轻水堆严重事故分析程序可以应用于液态金属反应堆；另一方面尽可能多地扩展已有分析软件的能力，使之可以适用于更多的进程分析。

3 软件研发建议

目前，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。针对压水堆设计分析软件，国家和各核电集团均投入了较大的人力物力，开展了广泛深入的自主化研发工作，取得了重要进展，各集团均不同程度地实现了核电设计软件的自主化，部分软件已经进入了国家核安全局的认证阶段，为我国自主品牌的核电技术，如“华龙一号”，走向海外发挥了重要的支撑作用。但是，在快堆方面，虽然各集团都开展了大量的概念设计研究，但针对快堆设计和安全分析的软件研发，目前基本上还停留在基础研究阶段，尚未进行完整的布局和顶层设计。各研究设计院在堆型研发的概念设计阶段，基本上都采用了较为简化的模型和程序进行计算，或借助国外软件进行初步分析，这对我国快堆技术的长远发展非常不利。本文建议，结合我国快堆发展规划，在“十四五”期间布局与快堆型号研发相匹配的软件研发专项，整合国内高校、研究院、核电集团在快堆设计、数值计算方法、软件开发等方面的研究团队，形成快堆软件研发国家队，按照“统一布局、分工协作、研用结合、持续改进”的思路，稳步推进我国快堆软件研发工作，力争通过10年左右的集智攻关，将我国快堆软件推向国际领先水平。

3.1 堆芯物理软件

针对液态金属冷却快堆物理计算中面临的的挑战，堆芯物理计算软件的研发需要重点关注以下4个方面：

1)针对反应堆在轴向与径向上存在的复杂几何区域，可以开展局部非结构网格与全局结构网格相耦合的堆芯输运方程求解算法研究，通过对复杂几何区域进行非结构网格显式建模，对堆芯其他区域采用结构化的节块网格进行建模，实现全堆各个精细区域通量分布的一次性求解。由于只在局部采用显式建模，这种算法在一定程度上可以保证计算效率不降低。

2)由于快堆中的光子释热占比可达10%以上，在进行堆芯功率分布计算时，需要同时考虑中子与光子对热量产生的贡献，因此，有必要开展快堆中子-光子耦合输运计算方法的研究，并在耦合网格的基础上，获得各个网格内中子及光子的通量分布，实现中子及光子释热的准确计算，以此获得准确的堆芯3维功率分布。

3)针对新型反应堆设计中存在的宽能谱特点及局部强非均匀效应，需要开展新的共振计算方法研究，一方面消除传统快堆少群截面计算时窄共振近似引入的误差，另一方面实现组件的精确建模与计算，以处理对结构敏感的局部非均匀效应。

4)针对输运方程中空间、角度、能量等变量的离散求解特点，研究非结构几何下高效的并行算法及策略，解决目前并行算法存在的扫描策略难以确定(流水线并行算法)或迭代格式退化(Block-Jacobi并行算法)等问题；同时，充分调度计算机硬件资源，实现分布式内存并行策略与共享式内存并行策略的融合及CPU+GPU的异构并行，最终提升输运计算的计算效率。

3.2 热工分析软件

对堆芯热工分析软件开发的建议为：

1)液态金属冷却快堆堆芯燃料棒轴向、径向及周向均可能具有较大的温度梯度，应采用3维燃料棒导热模型。

2)在典型液态金属快堆中，通常使用六边形闭式燃料组件，在组件盒之间存在盒间流。盒间流流道狭长、流径复杂，其流动与换热特性需要单独考虑，特别是在瞬态事故分析中，不可将其作为绝热边界，应考虑其对组件间换热的影响。

3)液态金属快堆程序开发需考虑特定的应用背景，如在海洋、天空等场景下，应对动量守恒方程和边界条件等进行修正，从而开发适用于堆芯运动条件下的分析程序。

4)液态金属为低普朗特数流体，导热占重要作用，常规流体的换热模型不再适用；同时，不同液态金属间的换热模型并不完全相同，如碱金属和铅铋合金具有一定差异，需根据具体设计特性选择正确的经验关系式。

5)积极开展程序验证工作，在目前国际上实验数据仍十分匮乏的情况下(铅铋冷却剂下格架或绕丝固定棒束实验数据较少)，可采用CFD数值模拟方法对换热关系式及湍流模型进行一定程度的验证。

6)安全分析中堵流事故多局限于单盒组件入口堵流，应更多开展对中间堵流及多组件堵流的分析。

7)对存在局部复杂流动的堆芯设计，为兼顾计算能力和效率，可考虑采用多尺度耦合分析方法，如子通道和CFD耦合方法，增强软件系统的实用性。

3.3 系统分析软件

在系统分析软件方面，应在完善系统分析程序本身功能的同时，考虑构建多尺度多物理程序耦合系统，通过整合软件工程、计算科学和多物理耦合分析模型，建立完备的系统分析程序体系，以适应新一代核能系统研发的需求。

3.4 燃料性能分析软件

针对快堆燃料元件的材料和结构特征，建立一套包括导热、机械力学、材料物性、裂变气体释放及燃耗效应的完整物理模型。由于燃料元件的几何可能是棒状或其他形状，可能存在类似绕丝的复杂结构，所以物理模型应具备几何维度无关性；针对建立的物理模型建立基于有限元方法的数值求解模型，实现燃料元件内各个物理场的求解，且各个物理场的求解均具有处理复杂几何燃料的能力；建立多物理场的反馈模型和耦合算法，实现多物理场高效、稳定的耦合求解，获得燃料性能分析关注的与安全相关的物理场数值结果；在燃料性能分析程序研制的同时，广泛调研各个局部物理场的机理模型和燃料元件的堆内辐照实验数据，建立程序验证和确认的矩阵，针对燃料性能程序开展从局部物理模型到程序整体集成功能的完整验证。

3.5 严重事故分析软件

在严重事故分析软件方面，建议开发更加细化的机理分析程序，确保对严重事故进程全覆盖，特别是对熔融物从堆芯迁移到熔化收集器的瞬态过程及长期冷却换热行为的模拟；同时，要实现不同物理现象的进一步耦合，特别是放射性物质迁移、热工水力、结构力学和中子物理间的耦合，最终实现严重事故的一体化分析。

4 结论

本文在广泛调研和分析国内外金属冷却快堆关键分析软件研发历史与现状的基础上，结合我国快堆发展规划和相关研究基础，重点针对堆芯物理、热工、系统、燃料和严重事故等几类关键分析软件，从技术层面上梳理了目前软件研发中存在的问题、急需解决的关键技术及未来的发展趋势，并对未来相关软件研发的具体思路和方法提出了思考，供我国相关部门决策参考。