Национальный ядерный центр Казахстана представляет методы компьютерного моделирования для обоснования безопасности реакторов

Национальный ядерный центр Республики Казахстан (НЯЦ РК) недавно представил современные методы компьютерного моделирования, применяемые при обосновании безопасности реакторных установок. Главный научный сотрудник лаборатории филиала Института атомной энергии центра Артур·Сураев (Arthur Suraev) отметил, что высокоточные расчётные модели стали важным инструментом для оценки нормальной эксплуатации реакторов, проектных аварий и запроектных аварий.

Сураев рассказал, что компьютерное моделирование позволяет проводить предварительную оценку нейтронно-физических, теплогидравлических процессов и структурных откликов внутри реактора до проведения сложных и дорогостоящих экспериментов. Путём анализа взаимосвязанных физических процессов исследователи могут выявлять потенциальные изменения на этапах проектирования и научных исследований и на этой основе оптимизировать технические решения, связанные с безопасностью.

В настоящее время НЯЦ РК использует лицензионное программное обеспечение, включая MCNP6.3 и ANSYS Academic Research, для расчётного сопровождения реакторных экспериментов. MCNP6.3, основанный на методе Монте-Карло и непрерывных ядерных базах данных по энергиям, позволяет моделировать процессы переноса нейтронов и гамма-квантов в сложных трёхмерных геометриях и используется для расчёта коэффициента размножения нейтронов, пространственного распределения нейтронного потока, радиационного энерговыделения и локального энерговыделения в ядерном топливе.

ANSYS, в свою очередь, в основном используется для моделирования макроскопических физических процессов: расчёта течения теплоносителя, анализа однофазных и многофазных потоков, определения распределения температур, а также оценки термических напряжений и механической прочности тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок в различных режимах эксплуатации. Данное программное обеспечение позволяет отражать поведение конструкций реактора под воздействием тепловых и механических нагрузок.

Совместное использование двух типов программного обеспечения позволяет повысить точность расчётов. Обычно сначала MCNP рассчитывает распределение энерговыделения в активной зоне, затем данные передаются в ANSYS для расчёта температурных полей; после этого обновлённая температурная информация передаётся обратно в MCNP для последующих расчётов с учётом температурной обратной связи. Благодаря такому обмену данными исследователи могут создавать высокоточные цифровые двойники активной зоны и более надёжно прогнозировать поведение ядерного топлива в условиях нормальной эксплуатации и аварийных ситуаций.

Сураев также подчеркнул, что расчётные методы не могут существовать без экспериментальной верификации. НЯЦ РК проводит верификацию расчётных моделей с использованием исследовательских реакторов ИВГ.1М и ИГР, а также специализированных внереакторных экспериментальных установок. Результаты экспериментов могут быть использованы для корректировки математических моделей, что повышает точность и достоверность результатов расчётов.

Верифицированные расчётные методы могут применяться для анализа эксплуатационных характеристик тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок энергетических реакторов типа ВВЭР и PWR, включая оценку пределов сохранения целостности оболочек тепловыделяющих элементов в аварийных режимах, моделирование процессов деградации и плавления топлива, исследование взаимодействия топлива с конструкционными материалами, а также прогнозирование характеристик топлива нового поколения, устойчивого к авариям.

НЯЦ РК считает, что сочетание современного компьютерного моделирования с экспериментальными платформами позволяет сформировать научно-техническую систему для обоснования безопасности реакторных установок, способствует повышению надёжности расчётов, снижению эксплуатационных рисков и обеспечивает поддержку разработки и совершенствования реакторных технологий.