Расчетные коды нового поколения

Расчетные коды нового поколения для численного моделирования процессов, протекающих на АЭС с РУ на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем проекта Прорыв.

Актуальность разработки
В Российской Федерации действует Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП). В реализации ФЦП и реализуемого в ее рамках проекта «Прорыв» по разработке и обоснованию безопасности объектов и технологий, предназначенных для замыкания ядерного топливного цикла, задействованы ведущие организации и предприятия атомной отрасли, учебные центры, институты Российской академии наук.

В соответствии с приказом Госкорпорации «Росатом» на базе ИБРАЭ РАН создан центр ответственности по реализации проекта «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования АЭС, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла» (кратко — «Коды нового поколения»). В рамках этого проекта ИБРАЭ РАН разрабатывает линейку универсальных расчетных кодов для моделирования различных режимов работы действующих и перспективных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Характеристики кодов
Коды нового поколения, разрабатываемые ИБРАЭ РАН, характеризуют следующие особенности:
– мультифизичность;
– возможность детальных трехмерных расчетов;
– использованиесовременных физических моделей, основанных на новейших теоретических и экспериментальных данных;
– современная архитектура, позволяющая организовывать обмен данными между разнородными программными модулями и объединять их для решения различных задач;
– современные численные алгоритмы решения задач;
– использование высокоэффективных алгоритмов параллельных вычислений;
– наличие современных систем ввода-вывода, обработки, визуализации данных и результатов расчетов.

Интегральный код СОКРАТ-БН

Предназначен для расчетного обоснования безопасности реакторных установок с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-800, БН-1200, МБИР).

Область применения:
Численное моделирование динамики реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в условиях аварий, связанных с нарушениями в работе оборудования I-го, II-го и III-го контуров, включая начальные стадии развития аварии и стадию деградации активной зоны.

Версия интегрального кода СОКРАТ-БН, включающая программные модули для расчета теплогидравлических процессов в натриевом теплоносителе, нейтронно-физических процессов и процессов переноса продуктов деления в первом контуре, передана в опытную эксплуатацию в ОАО «ОКБМ Африкантов», ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ» и ГНЦ РФ ТРИНИТИ.

Базовая структура кода СОКРАТ-БН:

Верификация:
В рамках работ по кросс-верификации проведено сравнение результатов расчетов ряда задач кодом СОКРАТ-БН с российскими кодами, предназначенны­ми для моделирования тяжелых аварий быстрых ре­акторов с натриевым теплоносителем (COREMELT, DIN-800). Анализ полученных результатов для экспери­мента по срабатыванию блока аварийной защиты на БН-600 позволяет сделать вывод, что код СОКРАТ-БН описывает эксперимент точнее, чем аттестованный в НТЦ ЯРБ код DIN-800.

а) Расчетная схема РУ БН-600 Белоярской АЭС, использовавшаяся при кросс-верификации РК СОКРАТ-БН и кода DIN-800 в эксперименте по срабатыванию блока аварийной защиты;
б) изменение температуры натриевого теплоносителя первого контура на выходе из активной зоны реактора (сравнение с экспериментом).
Универсальный теплогидравлический код HYDRA-IBRAE/LM

Предназначен для решения задач нестационарной теплогидравлики с анализом неопределенностей применительно к реакторным установкам на быстрых нейтронах с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями.

Область применения:
Теплогидравлическое обоснование АЭС с реакторными установками с жидкометаллическим теплоносителем.

Внешний вид (а) и расчетная схема (б) экспериментальной установки TALL; (в) – сравнение расчетов, выполненных с помощью кода HYDRA-IBRAE/LM, с результатами одного из экспериментов, проведенных на установке TALL.
Универсальный топливный код БЕРКУТ для реакторов на быстрых нейтронах

Предназначен для численного моделирования термомеханического и физико-химического поведения отдельного твэла с различными видами топлива (диоксид урана, смешанное оксидное топливо, нитридное смешанное топливо) в активной зоне реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Универсальный топливный код БЕРКУТ построен с широким использованием методик и программных алгоритмов, наработанных в процессе создания топливного кода SFPR для реакторов с водным теплоносителем.

Область применения:
Расчетное обоснование безопасности твэлов активной зоны реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем.

Универсальный интегральный расчетный код ЕВКЛИД

Предназначен для детерминистического анализа аварий реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем в различных режимах работы с учетом всех факторов, влияющих на безопасность РУ, в том числе процессов нагрева теплоносителя, разгерметизации оболочки твэла, плавления активной зоны, распространения продуктов деления под защитной оболочкой и за ее пределы в окружающую среду.

Область применения:
Системный анализ поведения реакторной установки на быстрых нейтронах с ЖМТ в различных режимах работы при решении задач конструирования, проектирования, обоснования безопасности АЭС с жидкометаллическим теплоносителем.

Картограмма активной зоны РУ типа БРЕСТ и зависимости максимальной температуры теплоносителя, оболочки и топлива от времени для тепловыделяющей сборки (ТВС) центральной зоны. Сравнение результатов расчётов кодами DINAR (ОАО «НИКИЭТ») и ЕВКЛИД.

Взаимодействие расчетных кодов и их интеграция в программный комплекс