谭长禄 王啸宇 刘余 杨小磊

【摘 要】子通道分析软件CORTH可以分析一系列子通道在稳态和瞬态工况下的单相流动和两相流动，能够在反应堆热工水力与安全分析领域发挥重要应用。工程设计软件计算结果的可信度很重要，因此需要对CORTH软件进行充分验证与确认。本文介绍了CORTH软件的验证与确认方法，给出了验证与确认的法规要求和关键步骤。核电厂堆芯出口温度分布验证计算结果表明CORTH软件的计算精度较高，能够满足工程设计与分析需求。

【关键词】子通道分析软件;CORTH;验证与确认

中图分类号： TL33 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2019）07-0068-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.07.027

【Abstract】CORTH is a subchannel code， which is applicable to analysis of single-phase flow and two-phase flow under steady or unsteady condition inside subchannels， and it can play an important role in reactor thermal hydraulic and safety analysis. The reliability of analysis code is very important， so it is necessary to validate and CORTH. The method of CORTH verification and validation is introduced， then the verification and validation regulatory requirement and key steps are introduced. The nuclear power plant core outlet temperature validation result show the good accuracy of CORTH that meets the requirement of engineering design and analysis.

【Key words】Sub-channel analysis code;CORTH;Verification and validation

0 前言

子通道分析軟件是反应堆热工水力设计与安全分析的重要工具，也是新型燃料组件设计与研发过程必不可少的计算工具，中国核动力研究设计院完成了自主化子通道分析软件CORTH的研发[1]。同时，随着子通道软件在核电站工程设计和安全性能评估中的作用日益重要，为了提高软件计算结果的可信度，国际上投入大量工作来改善软件的物理模型，并对软件计算结果的可信度进行评估。软件的验证与确认（Verification and Validation，V&V）工作就是评估和定量计算软件可信度的主要过程。为了对CORTH软件计算结果可信度进行评估，参照相关法规要求，形成了CORTH软件的验证与确认方法。

1 CORTH软件简介

CORTH软件使用的是具有滑速比的四方程均匀流模型，其守恒方程包括混合焓能量守恒方程、液相能量守恒方程、质量守恒方程、轴向动量守恒方程以及横向动量守恒方程。并在模型上进行了如下的假设[1]：

（1）以子通道的形式模拟堆芯，径向上可划分为多个分离或相连的子通道。

（2）忽略主流体中的热传导以及湍流扩散，横向流动的湍流动力粘度和扩散系数由公式计算得到。

（3）通过引入格架阻力系数来计算局部压降。

（4）通过经验关系式计算单相和两相条件下的压降、传热和空泡份额。

（5）通过临界热流密度关系式来计算偏离泡核沸腾比（DNBR）。

同时为了提高程序可用性，设计了图形化界面（如图1）。用户可通过图形化界面来实现数据的输入与输出。

2 软件验证与确认要求

软件V&V的要求起源于上世纪70年代美国导弹防御系统研发[2]，随后在航空、航天、电子等行业得到了推广，最早确定的标准有IEEE-1012-1986和IEEE-1059-1993。目前，在核能行业与软件V&V相关的国外标准或法规主要有：

（1）ANS 10.4-2008：American National Standard Guidelines for the Verification and Validation of Scientific and Engineering Computer Programs for the Nuclear Industry，ANSI，2008.

（2）NUREG-1737：Software Quality Assurance Procedures for NRC Thermal Hydraulic Codes，USNRC，2000.

（3）No.NS-G-1.2：Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants，IAEA，2001.

（4）No.SSG-2：Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants，IAEA，2009.

N286.7-99：Quality Assurance of Analytical， Scientific，and Design Computer Programs for Nuclear Power Plants， CSA，1999.

（5）REGDOC-2.4.1：Deterministic Safety Analysis， CNSC，2014.

在国内，相关的标准或法规正在逐步建立，主要有：

（1）核安全法规HAF102-2004[3]：核电厂设计安全规定。其中第5.9节要求“安全分析中应用的计算机程序、分析方法和核动力厂模型必须加以验证和确认，并必须充分考虑各种不确定性。”

（2）核安全导则HAD102/17-2006[4]：核动力厂安全评价与验证。其中第4.6.2节要求“在安全分析中使用的所有计算机程序都应予以确认和验证。计算机程序采用的计算方法应该适合于使用目的，正确的物理控制方程和逻辑的关系式应该补充在计算机程序中。”

（3）核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用（试行）（国核安发〔2017〕323号）[5]，其中对安全分析相关软件的V&V做了具体的要求。

3 CORTH软件的验证与确认方法

从计算科学与工程的角度，软件验证（verification）主要是通过检查编码分析软件开发的正确性。根据是否运行软件，可分为静态测试和动态测试。静态测试是在不运行软件的条件下检查编码与标准的符合性，比如变量初始化、函数或子程序名称错误、调用错误等。动态测试通常在静态测试完成后开展，具体的方法包括白盒、黑盒与灰盒测试。

具体执行测试时，通常分为三个阶段：第一阶段是单元测试，测试各单元代码对相应编码规范的遵循情况;第二阶段是集成测试，验证软件计算结果和人机界面的正确性;第三阶段是系统测试，对软件进行总体测试。

图2给出了CORTH软件单元测试阶段的缺陷分布。可以看出，经过两轮测试后，消除了所有已发现的编码缺陷。最终的测试结果表明：CORTH软件源代码编写规范，功能完整，界面友好，满足设计要求。

根据相关标准或法规的要求，CORTH软件的确认（validation）包括现象识别与排序表（Phenomena Identification and Ranking Table，PIRT）建立、数据收集、验证矩阵构建、验证计划、验证计算和确认报告六个环节。

首先是PIRT表的建立。PIRT表主要用于梳理软件模拟的重要现象，根据CORTH软件的计算功能、计算流程及物理模型，软件涉及的重要现象和过程包括：

（1）流动换热。

（2）冷却剂流动阻力。

（3）横向流动。

（4）子通道间交混。

（5）空泡份额模型。

（6）临界热流密度（CHF）关系式。

然后根据收集的理论解、基准题、实验、电厂运行数据等建立验证数据库。对于数据库中缺少的验证数据，补充开展额外的验证实验。验证数据库的数据如表1所示。

根据CORTH软件的特点和其他子通道软件的验证情况，建立了CORTH的验证矩阵，如表2所示。CORTH软件的验证采用了多种算例，限于文章篇幅，表1中仅列举了一些数据类型。

表2中的验证矩阵能够覆盖CORTH软件的基本计算功能和主要计算模型，并能涵盖软件所分析的现象和条件。

最后，根据验证矩阵，制定了CORTH软件的验证计划，在完成所有工况的验证计算后编写软件验证报告。

4 典型验证结果-核电厂堆芯出口温度分布

三环路核电站堆芯具有157组燃料组件。为了获取核电厂相关实验数据，对机组部分组件出口处的温度分布進行了实验测量，机组堆芯出口温度测点分布如图3所示。

采用CORTH软件对机组堆芯进行全堆芯建模，以单个燃料组件为子通道进行通道划分，子通道编号如图4所示。

计算结果表明，CORTH软件与实验的对比偏差大部分在温度测量偏差±2.5℃以内，测点处软件计算结果与实验对比如表3所示。

考虑到实验测量中功率分布、流量的测量都有一定的不确定度，而这些参数都会直接影响到堆芯出口的温度分布。另外在软件建模中对堆芯入口处的流量分配采用了均匀分布，而实际的堆芯流量分配与反应堆的几何结构以及堆芯内功率分布都有关，这也会影响到出口的温度分布。因此可认为对于该工况，CORTH软件的计算结果可信。

5 结论

CORTH软件是适用于压水堆堆芯热工水力计算的子通道软件，为了评估CORTH软件计算结果的可信度，根据相关标准或法规要求，建立了CORTH软件验证与确认方法，并识别了CORTH软件所模拟的关键现象和过程，建立了软件的验证与确认矩阵。典型验证结果表明CORTH软件的计算精度较高，能够满足核电站热工水力设计与安全分析的需求。

【参考文献】

[1]刘余等，子通道分析软件CORTH的研发[J].核动力工程，2017，38（6）：157-162.

[2]Carl Stoots，Tom Larson，Richard Schultz，et al.Verification and Validation Strategy for LWRS Tools.INL/EXT-12-27066，2012.

[3]HAF102-2004，核电厂设计安全规定，国家核安全局，中国，2004.

[4]HAD102/17-2006，核动力厂安全评价与验证，国家核安全局，中国，2006.

[5]核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用（试行），国家核安全局，中国，2017.