УНИВЕРСАЛЬНЫЙ ИНТЕГРАЛЬНЫЙ РАСЧЕТНЫЙ КОД ЕВКЛИД

Интегральный расчетный код ЕВКЛИД предназначен для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем в нормальных условиях эксплуатации и при нарушениях нормальных условий эксплуатации, в том числе, при авариях с разрушением или плавлением активной зоны и ее элементов.

Вычислительной основой кода являются подробные математические модели установившихся и динамических теплогидравлических, нейтронно-физических, термомеханических и других процессов, важных для безопасности АЭС. Код имеет модульную структуру и включает в себя:

• нейтронно-физический модуль (DN3D с кинетической опцией на базе кода CORNER);
• теплогидравлический модуль (HYDRA-IBRAE/LM);
• твэльный модуль (БЕРКУТ);
• модуль расчета выгорания (BPSD);
• модули переноса продуктов деления, активации и коррозии в первом контуре и газовой системе реакторной установки (AEROSOL/LM, OXID, TRITIUM);
• модуль расчета массопереноса и распространения продуктов деления в помещениях АЭС (КУПОЛ-БР или HYDRA-IBRAE/LM);
• модуль для расчета разрушения твэлов и активной зоны (SAFR);
• модуль расчета радиационной обстановки за пределами промышленной площадки объекта использования атомной энергии (РОМ).

Возможны как автономное использование каждого модуля, так и связанный расчет задач в мульфизичной постановке, то есть с учетом влияния различных физических процессов друг на друга.

Отдельные модули кода верифицированы на большом наборе аналитических и численных тестов, а также результатах экспериментальных исследований различных физических явлений, имеющих место в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем. Интегральный код верифицирован на экспериментальных данных, полученных на энергоблоке с реакторной установкой БН-600, проводится верификация на экспериментальных данных с реакторных установок БН-800 и БОР-60.

С использованием кода выполнены расчеты режимов работы реакторных установок БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200, в том числе, с вводом полного запаса реактивности, течью парогенератора и потерей системного электроснабжения.

Картограмма модели активной зоны реакторной установки БН-1200 и зависимости температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны от времени для режима «Потеря системного электроснабжения реактора» для РУ БН-1200, полученные по коду ЕВКЛИД

Универсальный расчетный код может применяться для детерминистического анализа поведения реакторной установки в различных режимах работы при решении задач конструирования, проектирования, обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и обеспечения ядерной и радиационной безопасности объектов замкнутого ядерного топливного цикла. Расчетный код ЕВКЛИД может также использоваться при проведении практических работ в высших учебных заведениях, осуществляющих подготовку специалистов атомной отрасли.

Код аттестован в Ростехнадзоре (аттестационный паспорт программного средства №462 от 30 мая 2019 г.).

На основе интегрального расчетного кода ЕВКЛИД/V1 по заказу АО «Прорыв» разработана модель первого контура энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 в составе интегральной расчетной математической модели опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК). В 2019 году модель первого контура использовалась при проведении расчетов режимов нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации реакторной установки. Результаты расчётов использовались для анализа и верификации проектных решений. Особенно следует отметить результаты полного моделирования режима «холодного пуска» установки, которые продемонстрировали возможность пуска реактора с начальной мощности в 700 Вт с выходом на номинальную мощностьв 700 МВт в полном соответствии с проектным сценарием пуска. 

Полигон АО «Прорыв» с интегральной расчетной математической моделью опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК)

Группа разработчиков интегрального расчетного кода ЕВКЛИД

© Отделение разработки программного обеспечения для анализа безопасности АЭС