加拿大國家核實驗室(CNL)在新型小型模塊化反應(yīng)堆(SMR)的先進熱工水力學建模方面取得顯著進展。該實驗室熱工水力學團隊運用耦合計算機模擬技術(shù)，深入探究微型反應(yīng)堆與電網(wǎng)級SMR的流體流動及傳熱特性，旨在提升其安全性與性能表現(xiàn)。此項研究對開發(fā)三維多物理場建模能力及先進計算代碼至關(guān)重要，這些代碼能夠綜合考量事故場景中的熱工水力學與中子學反饋。

近期，該團隊成功驗證了縮比棱柱形氣冷反應(yīng)堆概念集成測試裝置的實驗數(shù)據(jù)，證明了在模擬反應(yīng)堆安全場景方面的高精度。加拿大核研究中心熱工水力學分析師克里希納·波迪拉博士指出，小型模塊化反應(yīng)堆的尺寸與模塊化設(shè)計雖受歡迎，卻帶來了技術(shù)挑戰(zhàn)，尤其是確保計算工具和方法在事故場景下的可靠應(yīng)用。他強調(diào)，團隊正致力于緊湊、高度集成系統(tǒng)的研究，需通過計算密集型仿真模擬多物理過程。

作為加拿大原子能有限公司聯(lián)邦核科學與技術(shù)工作計劃的一部分，該團隊將三維計算流體動力學代碼與一維系統(tǒng)熱工水力學代碼相結(jié)合，執(zhí)行耦合熱工水力學分析。利用高性能計算設(shè)施，團隊克服了解決方案穩(wěn)定性與精度等挑戰(zhàn)，這對耦合模擬在優(yōu)化反應(yīng)堆設(shè)計中的應(yīng)用至關(guān)重要。波迪拉表示，此項工作為開發(fā)反應(yīng)堆安全規(guī)范奠定基礎(chǔ)，助力加拿大在全球下一代反應(yīng)堆熱工水力學建模領(lǐng)域占據(jù)領(lǐng)先地位。

此次突破不僅提升了加拿大國家核實驗室在國際上的知名度，還促使加拿大成為第四代核論壇超高溫計算方法和驗證基準的正式成員。下一步，熱工水力學團隊將測試耦合建模代碼套件，解決國際熱工水力學基準測試中的反應(yīng)堆安全問題。