先进核反应堆设计中的计算模型和工程工具总结

工程3（2017）518研究清洁能源-文章先进核反应堆尼古拉斯·W放大图片作者：John Gilleland*，Graham T.放大图片作者：William H.盖茨三TerraPower，LLC，Bellevue，WA 98005，USAARt i clEINf oA b s tRAC t文章历史记录：2017年3月16日收到2017年7月7日修订2017年7月12日接受2017年8月3日在线发布关键词：模拟核能行波反应堆先进的核反应堆在全球范围内提供安全，清洁和可靠的能源这种设备的开发在很大程度上依赖于计算模型，从概念前阶段到详细设计，许可和操作。集成的反应堆建模框架可以实现无缝通信、耦合、自动化和持续开发，为反应堆设计实践带来了重要的新功能和效率在这样的系统中，关键性能度量（例如，最佳燃料管理、基于设计的事故中的峰值包壳温度、电力的平准成本）可以明确地与设计输入相关联（例如，装配风管厚度、公差），从而实现卓越的设计一致性。与高性能计算相结合，可以同时执行数千个集成案例，以分析整个系统，执行完整的灵敏度研究，并有效和稳健地评估各种设计权衡。 TerraPower已经开发了这样一个工具-高级反应堆建模接口（ARMI）代码系统-并已部署它来支持TerraPower行波反应堆设计和其他创新能源产品目前正在开发中。ARMI代码系统采用了具有强大血统的现有工具，以及创新设计所需的许多新物理和数据管理模块正在对以前和新的物理测量进行验证和确认，这仍然是任何合理设计的基本要素。本文总结了TerraPower的集成核心工程工具和生产实践© 2017 The Bottoms.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版这是CC BY-NC-ND下的开放获取文章许可证（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。1. 介绍计算环境为所有工程设计工作提供了巨大的虚拟实验室，在这些实验室中，想法可以成熟为复杂的、优化良好的系统。由于相关的复杂物理学和高实验成本，利用这种虚拟设施对于核工业的发展一直是并且仍然是特别重要的事实上，现代计算和核技术是一起诞生的，因为第一台数字计算机第一批核反应堆是用实验得出的分析方法设计的。不久，辐射输运问题在早期的计算机上得到数值解决，以补充屏蔽和核心设计活动。1949年，潜艇反应堆...诺尔原子能实验室的签名者在IBM 604上获得了第一个已知的中子扩散方程的计算机解[2]。越来越强大的计算机，以及1957年IBM 704上Fortran编程语言的出现，使更复杂的物理学能够用数值来处理。存储技术的同步进步使扩展的核数据库成为可能，这是反应堆模拟的关键输入，代表了反应概率。然而，直到今天，新的反应堆设计概念通常是物理模拟的，通常是通过实验堆芯模拟设施中燃料组件的零功率临界布置。从20世纪70年代到90年代，反应堆模拟软件对于孤立的物理问题变得越来越精确，涵盖了中子学，传热，燃料性能，瞬态分析和机械领域等。这些代码主要* 通讯作者。电子邮件地址：johng@terrapower.comhttp://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2017.04.0162095-8099/© 2017 THE COMEORS.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版。 这是CC BY-NC-ND许可证下的开放获取文章（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。可在ScienceDirect工程杂志主页：www.elsevier.com/locate/engN.W. Touran等人/工程3（2017）518519这些标准是相互独立开发的，由各个主题专家负责了解其适用性和操作范围。在许多情况下，设计团队创建了标准接口文件来传输数据，允许以某种手动方式（尽管有效）进行完整的系统处理。许多商业工具现在执行一些基本的物理耦合（例如，水冷反应堆中的中子学和热/水力学），但是先进反应堆体系中的许多建模焦点已经在越来越高保真的物理模型上，利用现代计算机体系结构来最小化近似。当今然而，它们还不能直接被行业使用。2006年，TerraPower开始开发可持续、可扩展和行波反应堆（TWR）计划中的低碳能源，其特点是第四代钠冷却金属燃料反应堆，其独特之处在于它使用一次通过深燃燃料循环来实现许多快堆功能（自然安全，减少废物，减少并最终消除浓缩，以及高燃料和热效率）而无需后处理[3]。高保真（但解耦）物理模型证明了TWR设计的基本可行性。随着组织的发展，开发和采购了新的软件来支持不断发展的反应堆设计。2009年6月，开始开发先进反应堆建模接口（ARMI）代码系统，旨在将新的和现有的物理建模工具与数据管理和自动化例程整合到一致的反应堆设计工具箱中。相对干净的石板和最初的小团队提供了应用现代设计模式和编程实践的动力，以应对高效，可扩展和集成的反应堆设计的挑战随着框架和数据管理的发展，学科专家专注于创建新的物理模块或适配器，以高质量的外部物理求解器。由于这些工具被集成在一起，每个团队的每个成员都可以无缝地运行整个系统分析，从指定销尺寸和公差到计算系统成本和设计基础过渡期间的峰值包层温度。详细而有意义的设计、创新和敏感性研究可以轻松完成。这样一个系统使Terra- Power能够以积极的时间表和小型敏捷的团队开发其设计。2. 架构ARMI框架包括两个关键实体：反应堆模型和接口栈。反应器模型负责维持表示反应器的完整物理描述的自洽状态，包括几何形状、材料性质、功率、温度等等。接口栈负责使用和更新反应堆模型执行各种物理建模活动。这种面向对象的架构允许反应堆物理和分析工具的耦合，同时促进源代码本身的解耦，这是理想的，考虑到先进的核设计工具的广度和具有操作它们的专业知识的工程师的专业化。ARMI贡献者（通常具有工程学高级学位）的不同专业化建议使用可以相对快速学习的Python†用于大部分代码）。2.1. 反应器模型ARMI代码系统中的反应堆模型是一种复合模式[4]镜像核反应堆堆芯的物理组件，如图所示。1.一、反应堆物体包括许多组件，这些组件由称为块的分段制成，并且这些分段又包含成形部件，例如燃料棒、包壳和冷却剂。每个组件都与具有温度和成分相关特性的材料ARMI代码系统中的数据管理仅涉及通过定义的模型接口读取和写入反应堆模型的状态。标准化这个epmos反应堆模型接口是ARMI代码系统多物理场互操作性的关键，因为通过它传递的任何数据都会失去其代码特定的特征，并变得全球可访问。应用程序编程接口（API）为用户和程序员提供了对整个反应器模型的复杂访问。任何状态变量在反应器的任何任意选择上的加权平均值是立即可用的，并且所有包含的状态变化（例如，改变冷却剂密度）可以在单个语句中编程。一个一致的和可编程访问的材料属性数据库是必不可少的综合反应堆设计。材料对象已经被创建为具有嵌入的用于热机械性质的各种相关性：质量密度、热膨胀、热容、粘度、热导率、杨氏模量、屈服强度等。物理模块，在过去可能会查询钠的属性在一个地区因此，通过输入的单线变化，已经计算钠反应性密度系数的模块立即计算氟化物盐反应性密度系数。自动评估相关性范围并将其打印到报告中以供离线使用的功能也被证明是有价值的此外，与材料库的复杂链接允许从冷态、制造尺寸到热态、全功率尺寸或两者之间的任何地方进行自动和一致的热膨胀。Fig. 1. ARMI反应堆模型的六边形几何复合图案。一种广泛使用的编程语言，由Guido van Rossum于1991年创建520N.W. Touran等人/工程3（2017）518物理求解器通常提供各种几何近似。因此，ARMI代码系统可以将反应堆状态转换为各种几何表示。转换器执行自动（和测试）质量守恒转换，消除了手动转换错误的可能性该特征可以将三维（3D）六边形情况转换为等效的一维（1D）或圆柱形模型（例如，对于超高能量分辨率，低空间分辨率模拟），如果需要在某些区域或条件下进行核相互作用概率准备，如图2所示。为生成横截面而保持3D几何形状的可能性也仍然存在。2.2. 接口堆栈接口堆栈由物理模块和簿记例程组成在单个ARMI仿真过程中启用的命令和特定模块接口栈在各种模拟时间（例如，寿命终止、周期终止、周期中间、周期结束和寿命结束）。排序由图二. 设计的燃料组件及其在超高能量分辨率晶格物理模拟中使用的ARMI生成的1D等效表示。自动转换，如这些是必不可少的建模复杂的核心时，包含多个不同的装配设计。物理相互依赖性（例如，在热功率产生和所需的冷却剂流之间）;然而，在许多耦合物理问题中，正确的排序是不明确的。接口堆栈的设计（图3中所示）允许例如将用于核消耗的模块换出为具有更高保真度的不同模块或使用独立的方法。其他物理模块将与任何新模块进行交互，无需修改。这种交换经常用于敏感性研究、独立验证和重大升级，以及模块域之外的问题表1中列出了ARMI代码系统中的模块和适配器的高级列表。3. 物理模块大量的物理相互作用发生在一个原子核内部，在空间和时间上跨越许多数量级一个寿命为3 × 10−7 s的中子可能会引起裂变，在接下来的3 × 1012 s内释放衰变热。衰变的裂变产物产生的伽马射线可能会不对称地加热屏蔽结构，导致其机械弯曲并挤压堆芯组件，从而挑战燃料管理。从具有不同功率的相邻组件出现的中子可能有害地混合，在堆芯上方的仪器上引起热剥离。为了有效地设计核反应堆，必须将许多这样的耦合相互作用一起考虑。3.1. 中子学堆芯中发生的核链式反应是核电站的热源。核模拟必须确定中子的空间分布、它们的速度、它们的行进方向以及它们经历各种相互作用的速率散射、俘获、裂变等）与周围的原子核结合裂变和俘获速率决定了热生成和燃料燃耗速率，而散射相互作用是强烈的。图3.第三章。 在反应堆模型上运行的界面堆栈的描述。N.W. Touran等人/工程3（2017）518521表1ARMI模块的概述列表模块类型模块名称框架反应器模型材料库和热膨胀松和紧物理耦合历史跟踪和总结结果数据库存储多目标优化非线性回归中子学适配器MC2/DIF 3D/REBUSaMCNPXa中子学燃料重排设计和优化快速平衡燃料循环迭代简化的耗尽求解器微观截面管理器裂变产物模型燃料循环经济性钉级通量重建畸变的反应性影响灵敏度系数不确定性量化内禀源γ源产生λ-本征模展开微扰理论热/液压适配器COBRAa（连通子通道）MONGOOSEb（通信子信道）热/液压子通道（非连通子通道）Thermo（简单1D）流量计量系统燃油性能适配器FEASTaALCHEMYb（详细）燃料性能CRUCIBLE（简单）核心机械适配器NUBOWa核心机械牛瞬态分析适配器SASSYS/SAS 4Aa （电厂瞬态）DIF3D-Ka（空间动力学）RELAP5a瞬态分析反应性系数控制棒价值、停堆裕度频率稳定裕度可视化XTVIEWa适配器到现成的第三方代码。b内部TerraPower代码适配器与辐射剂量和物质损害有关ARMI代码系统在可建模的反应堆类型方面很灵活，但由于大多数TerraPower设计涉及快中子，因此ARMI代码系统包含阿贡国家实验室（ANL）稳态快堆物理套件的外部代码适配器，包括MC 2 [5]、DIF 3D/VARIANT [6]和REBUS [7]，以在不同数值近似下模拟核链式反应中的给定中子和光子数的基本细节，ARMI中子学模块根据所考虑的分析执行从表1中选择的各种在判断先进反应堆设计的优点时，有必要了解工厂的快速性能以及首个同类反应堆的早期性能在燃料循环平衡状态下，反应堆的充放电材料在运行数十年后变得完全重复，这提供了第n种机队性能的有用表示，因此是设计人员采用明确的逐循环处理方法的目标为了支持这种基本模式，ARMI代码系统包含一个基于REBUS方法[8]的新模块，用于计算平衡燃料循环隐含地，允许快速分析和迭代。燃料管理是一个非常大的问题空间，特别是在某些先进的反应堆，如TWR。在维持相对恒定的功率、反应性和冷却分布的同时，用浓缩的235U启动堆芯并通过增殖和燃烧过程过渡到239Pu燃料的挑战仅适用于满足大量计算。ARMI代码系统中内部开发的自适应燃料管理例程利用我们的超级计算机设施，并行模拟数百种潜在的燃料管理选择，用于60 年的电厂寿命。事实上，这是ARMI代码系统在TerraPower计划中应用的第一个任务。人类和机器智能（主要是经验性的）被用来确定当前实现中要评估的选择，但是机器学习的进步已经成熟像其他物理模块一样，核模拟取决于核心的物理布局和组成。然而，为了正确地模拟核相互作用，需要对核数据进行独特的评估。中子-核素相互作用率与入射中子能量的困难测量已经由世界各地的各种研究机构和国家实验室用核物理模型进行了补充，产生了诸如评估核数据文件[9]的数据库。为了考虑与这些数据相关的敏感性和容差，ARMI代码系统包含一个不确定性量化（UQ）模块，该模块基于经济合作与发展组织/核能机构（OECD/NEA）第33小组（SG 33）的工作处理和传播不确定性。我们的实现与参考文献[10]中定义的SG33基准的比较如图所示。 四、MCNPX辐射输运代码的TerraPower修改版本[11]用于某些验证任务以及某些参考临界和屏蔽计算[12]。修改的重点是运行时优化，燃料管理，燃料性能耦合，和质量守恒，并导致在103处理器上有效地运行大约106个独立的耗尽区域的ARMI代码系统可以为此代码编写详细的输入文件，从而可以快速创建非常复杂的模型。像所有的物理求解器，ARMI代码系统可以扩展到自动配合其他蒙特卡罗工具以及。3.2. 热力学/水力学裂变核释放的热量必须通过图四、 ARMI核数据UQ模块以OECD/NEA SG 33结果为基准，用于各种实验设施和测量。522N.W. Touran等人/工程3（2017）518以其产生的速率输送到功率转换系统。为此目的，通常采用流动冷却剂，例如水、液态金属、气体或熔融盐冷却剂的流动特性决定了泵和热交换器等主要设备的规格。在考虑核链式反应和流率因为冷却剂压力与流速的平方成比例，所以推动高速冷却剂的设计必须具有更强的（即，较厚的）结构构件，其阻碍核链式反应的方面。核链式反应和冷却剂之间的耦合反应性效应可能非常强。当冷却剂被加热时，热膨胀会降低其密度，并且通过散射进行的中子慢化会减少。在水冷慢中子反应堆中，是一个负反馈，因为冷却剂依赖于中子减速剂。在冷却剂中减速的中子，在238U中被保护免受寄生捕获，可以在重新进入针时有效地裂变235U燃料。相反，快中子反应堆中的冷却剂密度反馈通常是正的：更快的中子在每次裂变中释放更多的次级中子，并且不太可能被寄生捕获。子信道分析（即，在ARMI代码系统中， 各种级别的保真度，这取决于用例。一个简单的非连通子通道模块提供了快速的范围结果，而多组件通信子通道与组件间热传递的情况下，可以运行高保真度的分析。高保真处理包括将来自ARMI代码系统的连续引脚级功率分布传递到TerraPower开发的称为MON- GOOSE的单相子信道代码。计算流体动力学模型和实验被用来生成在子通道代码中使用的相关性。MONGOOSE目前具有特定于钠冷快堆的相关性和特定于TWR的验证工作，尽管可以提供其他流体的单相相关性第一代TWR的燃料管理挑战标志受到每个装配位置下方固定冷却剂冷却的限制。详细的分析需要在工厂寿命期间进行两次模拟。在第一次通过时，允许孔设置在每个循环中变化，以使峰值包层温度（包括2-sigma不确定性）在每个组件中达到其设计极限记录每个位置的最大流速，为第二次通过做准备，这优化了几个离散的孔板区域和设置，使得在设备寿命的任何时间点都不会有组件超过其极限温度。由于加倍模拟工作的负担，通常仅在大的设计扫描已经在优选的一组洗牌上安顿下来之后才执行简化的情况通过其模块化设计，ARMI代码系统中的流量调节例程可以在隐式平衡燃料循环情况下被激活，从而提供实际的孔口设置以开始燃料管理设计迭代。3.3. 燃料性能核燃料系统，包括燃料和周围包壳，在工厂中经历最极端的热、辐射和化学环境为了有意义地设计任何反应堆，必须很好地理解燃料系统的变化TerraPower 通 过 两 个 工 具 处 理 燃 料 性 能 ： AL-CHEMY 和CRUCIBLE [13]。ALCHEMY是一个非常详细的基于有限元的燃料细棒机械模型，由历史辐照燃料检查数据库提供信息。ARMI代码系统提供寿命功率和冷却剂温度历史作为边界条件，ALCHEMY确定内部孔隙率、裂变气体释放、温度、应力和应变。ALCHEMY运行是密集的，因此不直接耦合到主ARMI回路中。相反，CRUCIBLE模块被创建为低阶代理，由ALCHEMY结果通知它在界面堆中的每个时间步运行，更新燃耗相关包壳应变、轴向燃料应变、裂变气体释放、热键运动（如果适用）、包壳腐蚀和燃料热导率。这些状态变量对反应性和温度场有明显的影响，更一般地说，对设计的总体可行性有明显的影响;因此，它们必须耦合到任何先进的反应堆设计工具中。3.4. 机械和抗震分析堆芯组件及其支撑结构的机械相互作用与反应堆开发工作密切相关。堆芯设计中需要进行机械计算，原因如下：①在正常运行期间，组件必须保持压紧，因为冷却剂流产生向上的力;②冷却剂施加的压力导致组件的非弹性变形，这可能会锁定堆芯，并在大修期间造成燃料管理的长时间（且昂贵）延迟;③径向/弯曲膨胀反应性反馈是快堆安全和处理负荷的重要组成部分。当堆芯上方的相互作用的负载垫在瞬间发热时，热膨胀将它们推开。相对于中子通量梯度的燃料定位的变化是复杂的，并且可以变化到在启动期间在不同功率-流量比这种行为也高度依赖于堆芯约束设计（即，无论设计是自由开花还是有限的自由弓形结构）。集成反应堆设计需要与力学分析紧密耦合。在ARMI代码系统中，这类似于燃料性能。已经开发了一种称为OXBOW[14]的高保真、长期运行的有限元分析机械代码，该代码接收来自ARMI代码系统的组件集合之一的输入温度、剂量和流量历史。在设计空间上进行详细的评估，其中它计算应力，弹性/塑性应变和几何变形作为功率，流量和辐照历史的函数功率上升或稳定状态，甚至地震引起的任何任意失真，都可以导出回ARMI代码系统，用于后续分析，使用新的和巧妙的方法来计算反应性效应。基于OXBOW结果的快速运行的基于相关性的失真模块在正常ARMI运行期间运行，为设计优化提供失真指示。3.5. 安全和瞬态分析需要进行各种分析以了解工厂的运行和异常行为，例如当泵或涡轮机跳闸时它如何响应安全和瞬态分析是监管和许可活动的主要焦点，因此在集成设计工具中绝对重要。在ARMI代码系统中，瞬态分析采用SASSYS代码[15]，SASSYS代码最初由ANL为支持美国快堆计划而开发ARMI反应性系数模块自动计算耦合中子-热/水力瞬态分析所需的动力学参数，包括延迟中子分数;瞬发中子寿命;反应性径向膨胀系数;以及燃料、结构、冷却剂、多普勒和无效多普勒反应性系数的3D空间分布。结合反应堆模型组件尺寸、燃料成分和流动特性，ARMI代码系统直接写入SASSYS输入的堆芯截面。SASSYS的工厂模型目前不是由ARMI代码系统创建的，而是由N.W. Touran等人/工程3（2017）518523附加到用户创建的文件的输入。我们计划在未来继续扩展ARMI代码系统，以使工厂的各个方面以及核心变得生动。有了一个完整的SASSYS输入文件在手，ARMI代码系统，TEM执行一个或多个SASSYS的情况下。它可以执行各种设计基础或超越设计基础的瞬态（例如，受保护或未受保护的流量损失、散热器损失、瞬时过功率）以及在不同功率/流量比下的一系列情况，以计算功率缺陷。扫描的情况下扰动反应性与变化的频率振荡被用来数值计算频域全功率传递函数的植物，然后被送入频率稳定ARMI模块估计的增益和相位稳定裕度-一个关键的设计参数的任何放大器类设备。反应性系数和其他堆芯输入的统计抽样用于在高性能计算机上并行运行数百个SASSYS案例，以确定输入不确定性的目标值。这提供了驱动不确定性目标的智能，进而确定设计选择、公差规格和所需的核数据不确定性。4. 设计优化多目标优化设计在许多工程领域有着广泛的应用。ARMI代码系统中物理功能的集成和自动化使先进核反应堆设计的MDO成为4.1. 参数扫描在概念设计和初步设计中，工程师提出了一系列旨在提高产品性能的假设ARMI参数扫描功能为分析和评估此类假设提供了一个强大的工具用户根据尺寸、成分、燃料管理参数、功率水平或任何其他输入来指定多维感兴趣区域的边界然后，ARMI代码系统对设计空间进行采样，并在许多点上进行全面分析。对于TWR设计，ARMI程序系统能够计算临界平衡燃料循环（包括耦合燃料性能等），生成反应性系数，并运行一组设计基准或超出设计基准的瞬态。这种系统级的自动化程度在与超级计算机结合使用时非常有价值。4.2. 代理模型正如预期的那样，由于核反应堆的复杂性，ARMI模拟包含许多自变量和因变量。为了评估各种权衡（例如，在通用函数最小化例程中），需要根据参数扫描的结果训练的快速作用代理模型。为此，ARMI代码系统使用交替条件期望（ACE）[16]，这是一种非线性、非参数回归模型。ACE是一个纯粹的统计模型，能够梳理出其他形式的回归难以解决的依赖关系。除了产生精确和快速的最优化回归模型外，独立变量的中间转换函数还为分析人员提供了关于形状和相对大小的深刻直觉，例如，燃料尺寸（燃料有效密度）和进料浓缩度的变化如何影响TWR设计中的临界平衡循环长度，而不是径向堆芯尺寸（组件数量）的减少，如图所示。 五、ARMI代码系统对m个自变量的n个因变量函数中的每一个执行一次ACE回归。一旦建立，这组回归就表示参数扫描的连续代理。任何提供的设计输入组合立即产生一整套反应堆性能指标。4.3. 物理规划给定设计空间的快速代理模型后，实际的MDO过程开始。已建立的优化方法运行鲁棒性，但必须作出决定，以加权多个目标函数。权衡是基本的工程，但指定有意义的相对加权平准化成本的电力对核心损坏频率是不简单的，虽然结果是高度敏感的权重的选择。因此，ARMI代码系统实现了物理编程[17]，这是一种将有意义的工程偏好转换为一致的加权函数的算法。然后，可以使用标准方法来优化所得到的聚合目标函数，以识别最佳设计权衡。图五、 ACE运行的结果显示了三个设计变量对TWR设计中临界平衡循环长度的依赖性。这些图像共同表明：（a）放射性堆芯尺寸（组件数量）是主要变量，更多的组件导致更长的循环长度;（b）更高的进料浓缩度（高达5%的235U）减少循环长度，尽管不如堆芯尺寸快;（c）增加燃料有效密度减少循环长度，但只是其他两种控制方法的一小部分中间ACE变换变量在y轴上示出。524N.W. Touran等人/工程3（2017）5184.4. 设计迭代反应堆设计人员完成设计的速度通常受到建议变更和相应分析结果之间的时间限制。ARMI代码系统能够快速提供整个系统的反馈，从而实现快速的设计进展。ARMI代码系统通常在大约2小时内提供3D平衡分析反馈，并在8小时内提供40年电厂寿命内的详细逐周期结果因此，主要的设计迭代可以根据需要每天进行。5. 质量保证计算机代码验证和确认（V V）是一个关键步骤，因为它表明在反应堆设计的初步阶段令人满意地符合设计要求，并支持许可证所需的最终安全分析。ARMI软件受ASME NQA-1-2008[18]和NQA-1a-2009[19]标准指导的内部程序控制5.1. 验证测试每个ARMI模块的要求都是根据已确定的反应堆设计、分析和许可需求提出和记录的。已开发了一套包括单元测试和使用中测试的测试，以证明满足每项要求。每个测试都明确地链接到一个或多个需求，并维护一个自动化的需求跟踪矩阵。识别由于正在进行的开发而导致的回归是该测试套件的重要辅助用途。5.2. 实验验证先进反应堆模型的中子学验证高质量数据的相对短缺对实验提出了挑战。国际反应堆物理实验评估项目（IRPhEP）已经收集了一些最好的数据[20]。TWR验证的第一阶段正在进行中，包括对IRPhEP的各种实验基准进行评估，并补充合同获得的其他实验数据确定为与TerraPower的第一个反应堆相关的关键设施[21]. 图1显示了来自IRPhEP的BFS-73-1实验中空间235 U反应速率的令人满意的基准比较。 六、先进的反应堆在历史上依赖于其核心的专用关键模型的测量。今天，以往的经验，高保真度建模，更完整的核数据评估允许考虑只依赖于历史实验的核验证。为此，必须建立强有力的论据，证明实验对目标反应堆系统的适用性。从核角度出发，通过比较核数据和积分测量之间的灵敏度系数，可以建立该论点，如代表性因子[9]中所述。ENDF/B-VII.1库中提供的核数据协方差已经发展到可以在软件中对数据不确定性进行有意义的估计的程度，尽管需要额外的说明。除了核试验之外，必须指出，需 要 努 力 建 立 实 验 数 据 库 ， 以 补 充 模 型 。 与 V V 活 动 相 关 ，TerraPower正在数十个机构开展大量技术开发测试项目。这些包括燃料和材料的开发和测试，全尺寸燃料棒束制造和钠流测试，控制和诊断，以及许多其他[3]。例如，图7所示的TerraPower实验室的测试装置将力和温度梯度施加到全尺寸组件上，并精确测量位移，以验证OXBOW模块。见图6。BFS-73-1实验中计算的（C）和实验测量的（E）235U反应速率（标准化）的比较。计算结果包括0维均匀化（HOM）和一维（1D）截面处理在六棱柱（HexZ）几何形状在手工建立的参考和ARMI生成的模型。观察到与实验值的均方根（RMS）偏差低于2%N.W. Touran等人/工程3（2017）518525见图7。TerraPower实验室用于验证OXBOW弯曲计算的测试装置。5.3. 持续集成和政策ARMI代码系统仍在大力开发中。必须保持在以前版本上完成的V&V活动的质量和价值ARMI开发团队要求由适当的熟练工程师对ARMI代码系统中的所有软件变更进行代码审查。我们的源代码存储库内部托管在一个系统上，该系统有助于代码审查、访问控制和其他策略。ARMI开发团队只允许在正式设计分析中使用来自已发布代码分支的代码。期望的反应堆分析通常先于发布的新功能，并且允许在原型代码分支上进行前沿或探索性分析;但是，导致设计决策的任何结果必须得到发布代码的支持。ARMI开发团队使用持续集成（CI）技术，从软件行业借来的，执行自动化的构建，测试和健康检查的代码，实现了这一目的。CI系统自动执行许多任务，包括根据代码评审请求执行测试。一旦新代码被审核者批准并上线，CI系统就会执行完整的测试套件，并提供反馈以更新未来更改的基线每天晚上，CI系统还执行测试以识别任何环境变化。最后，为确保之前的验证与确认活动仍然有效，CI系统执行完整的验证套件和当前的基线反应堆设计案例。详细跟踪各种代码健康和稳定性指标6. 结论TerraPower应用现代软件工程实践建立了一个集成的反应堆设计系统。该系统从一个燃料管理程序发展虽然目前使用的许多物理求解器与钠冷快堆相关，但系统的许多通用模块适用于各种反应堆，从概念阶段到详细的工程设计，再到运行。验证和核查-在软件质量以及对过去和当前实验的评估方面，阳离子工作正在进行中ARMI代码系统已被证明是一个宝贵的工具，因为TWR设计走向许可和建设，并将支持TWR工厂的运营在未来。随着新的创新概念的成熟，它也提供了价值核反应堆的设计、建造和运行一直严重依赖计算机系统，并将继续如此。软件模型从简单开始，逐渐变得复杂，现在已经成为真正集成的全系统工具。未来的系统无疑将以人工智能为特色，利用ARMI代码系统等综合模型，使物理上一致的概念设计能够完全自动化，并提供用户输入的基本特征和性能目标。可以设想，将使用这种模型的运行工厂将耦合到智能化和控制系统，以确保平稳，高效和安全的操作。确认作者感谢他们的同事为本文提供了大量技术和编辑贡献，包括Zhiwen Xu、Mark Werner、Mark Onufer、Pavel Hejzlar、Rob-ert Petroski、Jesse Cheatham 、Bao Truong、Sam Miller、ChrisGross、Dustin Langewisch、Evan Albright、Peter McNabb等。遵守道德操守准则尼 古 拉 斯 ·W 放 大 图 片 作 者 ： John L. Malmgren 和 CharlesWhitmer受雇于TerraPower，LLC，该公司致力于行波反应堆技术的商业化。William H.盖茨三世是TerraPower的董事长。尼 古 拉 斯 ·W 放 大 图 片 作 者 ： John L.Malmgren ， CharlesWhitmer，and William H.盖茨三世声明，他们没有利益冲突或财务冲突需要披露。引用[1] Haigh T，Priestley M，Rope C.ENIAC在行动：制造和改造现代计算机。剑桥：麻省理工学院出版社.[2] Greenspan H，Kelber CN，Okrent D，editors.反应堆物理学中的计算方法。纽约：Gordon and Breach Science Publishers，1968。[3] 杨伟杰，王伟杰，王伟杰.行波反应堆的设计与发展。Engineering 2016;2（1）：88[4] [10]李晓，李晓，李晓.设计模式：可重用面向对象软件的元素。波士顿：Addison-Wesley Longman出版公司，Inc; 1995.[5] 李成，杨文生.快堆多群截面计算程序.北京：中国科学院动力学研究所.Nuclear SciEng. Epub 2017 Jun 30.[6] Destine KL. 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