NEW GENERATION CODES

для численного моделирования процессов, протекающих на АЭС с РУ на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

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.

Линейка кодов нового поколения ИБРАЭ РАН

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) б)

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.

а) б) в)

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.

а) б)

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.

Партнеры ИБРАЭ РАН по реализации проекта «Коды нового поколения»

• проектно-конструкторские организации: ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ОКБМ Африкантов», ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»;
• научные и производственные организации Госкорпорации «Росатом»: ОАО «ВНИИНМ», ОАО «ВНИПИ-промтехнологии»;
• федеральные российские научные центры: ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ им. Е.И.Забабахина», ГНЦ «РФ ТРИНИТИ», НИЦ «Курчатовский институт»;
• институты Российской академии наук: ОИВТ РАН, ИПМ им. М.В.Келдыша РАН, ИВМ РАН, ИТ СО РАН;
• учебные центры: НИЯУ МИФИ, МГУ им. М.В.Ломоносова.