是一款由法国电力集团（EDF）、法国原子能和替代能源委员会（CEA）和Open 三方合作开发的开源工业仿真平台，包含仿真前处理和后处理所需的多种数值工具。平台提供一套完整的解决方案，涵盖从原始输入数据导入、几何与网格模型建立、到计算结果可视化和后处理分析的一整套流程，在此过程中实现各个辅助性分析模块（如数据同化辅助模拟，不确定性分析,计算流程管理，计算资源定义等）与求解模块的实时数据交换和多物理场求解器耦合运行。

当前国际能源现状

随着社会生产力和生活水平的快速提高，人类对能源特别是电能的需求也一直在不断增长。考虑到传统一次能源在消耗中会导致大量温室气体排放，且日渐枯竭的问题，近年来，风能、太阳能等可持续能源发电得到了各国政府的大力支持，其建设规模和装机量飞速提升。但是，我们必须要认识到，这些发电方式本身功率小且不稳定，受地域环境和天气等不可测影响较大。例如，即使我国目前的风力和光伏发电总装机量都已经达到了一亿千瓦以上，但其每年的实际发电小时数连传统火力发电站的一半都达不到，且由于其分布过于分散导致的运维问题也绝不可忽视。

因此，我们必须要将目光重新聚集到功率大且运行稳定的核电站上来。目前，世界各国的大多数核电站都还只停留在二代水平，一批以，EPR和我国华龙一号为代表的三代核反应堆正在建设之中。然而，三代核电技术仍然未能解决铀资源利用率过低的问题，铀资源的有限性要求我们必须开发出更高资源利用率的核能发电方式，这也正是第四代核电（Gen-IV）研发的一大原因。

第四代核反应堆堆型介绍

Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。2000年，美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了Gen-IV国际论坛，并提出了以下最有希望的六种Gen-IV概念作进一步研发，其最终目标是向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的实用核反应堆。

气冷快堆（GFR）

铅合金冷却快堆（LFR）

熔盐热堆（MSR）

钠冷快堆（SFR）

超临界水冷热/快堆（SCWR）

超常高温热堆（VHTR)

钠冷快堆（SFR）

由于具有燃料资源利用率高和热效率高等优点，SFR从核能和平利用发展的早期开始就一直受到各国的重视，实际上，SFR是Gen-IV六种概念中在技术上研发进展最快的一种。

法国很早就开始对SFR进行研究，1975年，“超凤凰”快堆电站在法国境内建造完成，这是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站，热功率300万千瓦，净电功率120万千瓦，采用外径8.5毫米的不锈钢管做燃料包壳，271根燃料棒组成一个组件，堆芯共364个燃料组件，通过堆芯的钠流量为5.9万吨/小时。其钠池结构内径21米，高19.5米，堆芯高1米，有并列的四个环路，包括四台钠泵和八台中间热交换器。

SFR组件建模

SFR中燃料棒的分布呈六边形，每一根燃料棒上都有一根螺旋缠绕的线状结构将其与其他燃料棒分隔开来。这样的结构一方面来说是很简单的，因为只需要五个参数就可以给定它的几何形状，但另一方面来说，对其进行网格化的工作是十分困难的，这主要是因为其巨大的网格数量和众多难以适应的奇点结构。

我们可以尝试用几种现有的商业几何网格软件对该堆芯结构中的流体域进行建模，但显而易见的是，这些网格软件无法同时保证网格的质量和其精细程度。例如，生成的正六面体网格虽然保证了狭小位置处网格的精细度，但其网格质量大打折扣，ICEM生成的四面体网格虽然质量不错，但在堆芯绕线位置处的精细化处理就不尽如人意了。

这里，我们给出了在中采用分块方式对该流场建网格的效果图。可以看到，我们在采用六面体网格的基础上根据燃料棒及其绕线的几何形状对网格的边缘进行了插值和变形，在保证全局网格尺度基本一致且均匀合理的同时保证了狭小处网格与几何的紧密贴合。不过，在绕线和临近的燃料棒相切时，我们采用的这种方式会导致多层网格挤压过密的情况，这也是不可避免的。

SFR组件模拟过程和结果

借助平台，我们得以利用开源的代码逐步修改组件流场网格中每个节点的坐标，先画出了以七个燃料棒为一簇的基础模型，再通过复制和移动获得整个组件271根燃料棒中流体域的整体模型，其网格数量达到了一亿数量级，这也使得我们不得不把这部分工作交给配备足够内存的高性能计算集群去处理。值得一提的是，相比于以往采用其他网格软件花了整整三周才生成该模型，则将这一工作量降到了一个半小时。最后，采用模块进行计算。

以下是对一簇燃料棒截取高度Z为0的平面上的轴向速度和法向速度的分布云图和流线图。可以观察到燃料棒之间的空隙形成了大量涡旋。

通过容器壁排出剩余功率的模拟

SFR堆芯模拟

为了简单起见，我们在对整个堆芯进行模拟研究时，将每个组件簇都做一均质化处理，即将其简化为给定热量流量的六棱柱体，且由一层固体结构包裹，这里我们将364个简化燃料组件组合成为堆芯整体并重新对固体和流体域建模，要模拟的是组件包覆层和各组件间液态钠层的流动情况。

同样采用和流固耦合计算，我们得到了堆芯中流场和蜂窝状固体包覆层的温度云图如下。

通过容器壁排出剩余功率的模拟

核反应堆在停堆后剩余功率的排放一直是一个重要的问题，因为燃料组件仍会持续放出一定量的热功率。这时，主要由钠池中的一级热交换器负责该剩余功率的排放，但也有一部分剩余功率通过钠池容器壁向外排出。因此，我们在此对该传热过程进行模拟研究。

对于反应堆中的高温区域存在的辐射传热问题来说，容器壁的对内辐射系数和流体的相对辐射系数直接影响着容器壁与内部流体之间换热量的大小。为了快速得到这两个量对换热功率的影响，我们将利用YACS模块在计算中实现这些参数的自动更改，实际上，YACS可以帮助我们实现从参数初始化到计算和后处理的一系列自动化流程。

以下是利用计算模块对容器壁热工况进行计算得到的温度云图。

对于容器壁和流体的辐射系数，我们对其各取0.1到1.0的十个数值进行了100次计算，得到的换热功率关于这两个变量的变化曲线如下，可以看到，换热功率的大小和这两个辐射系数都呈正相关关系。

当然，由于实际工况中辐射系数的值不可能精准测量，存在一定的不确定区间，而同时存在的对流换热也有系数不确定的情况，因此我们也可以借助模块采用近似方法对这些不确定量在给定区间内进行抽样计算，总计5000次计算后，获得最终的换热功率概率密度分布图，读取其均值和方差。

这里我们同样应用和YACS模块，计算得出辐射换热器中肋片长度的变化对换热功率的影响曲线。

以及在肋片长度变化的基础上，加入导热系数的变化得到的换热功率曲线。

核废料储存中的几何问题研究模拟

国际原子能机构数据显示，一座装机容量1000兆瓦的反应堆，每年产生大约33吨的高放射性核废料，对于它们的处理一直是一个重要的问题，而其中存在的约1%的锕系元素半衰期可达数十万年，因此一般采用地下深埋的永久储存方式。但我们必须要考虑如何防止核废料可能的泄露污染到周围的土壤和水，因此核废料储存库的选址和构造必须非常慎重。

为了研究这个问题，我们同样可以对这样的地下储存结构进行网格建模，包括核废料桶和其放置隧道以及外部的泥土层。

在这里，我们的目的是在核废料在储存后的几十年时间里所能产生的最高温度的约束下，对于给定数量的核废料，给出最优的储存方案。

下图是某储存方案中核废料桶表面温度和泥土层的温度在七十年内的变化曲线，可以看出温度在约十年左右达到峰值，我们计算中的约束条件则是要保证这一峰值温度不能超过某个阈值。

我们的计算方法是给定核废料的产热功率Pth，再次采用YACS模块对单条隧道中废料桶的数量Nc和间距Px进行多次取值，通过模块计算并后处理得到最终的峰值温度，当该温度低于我们所设定的最大阈值时则说明该放置方法可行。

然而，对于给定数量的核废料，单条隧道中废料桶的不同数量也就需要建造不同数量的隧道，这也就带来了建设耗材问题，下图中表示的是经过对所有可行方法的对比后，我们发现单条隧道中放置六个废料桶的方案在经济上是最优的。

同样由于导热系数和比热等参数的不确定性问题，我们也需要用模块来给出更符合实际情况的置信区间。这里同样采用方法，且对各不确定量的影响因子进行了分配，进行了5812次取样计算，而且利用中的模块把这些计算量分配到工作站或集群上，最终收敛得到了平均温度86.60摄氏度和其方差6.93摄氏度。

结语

本期简单介绍了平台在第四代核电的模拟研究中的应用，在以上的几个案例中，我们看到了平台在解决核电相关问题中的有效性和不可替代性，同时也给出了针对复杂网格和大量计算以及不确定参数等具体常见问题，运用YACS，和等模块的解决方案。幸运的是，得益于这一平台，使得这些本来功能单一的模块可以实现交互协同工作，实现了1+1>>2的效果，这也极大地促进了我们的创新项目的开展和进步。