ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБЛАСТИ РАЗРАБОТКИ ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С РЕАКТОРНЫМИ УСТАНОВКАМИ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Мосунова Настасья Александровна

С увлечением работаю в проекте над созданием нового поколения программного обеспечения для анализа безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Интересно работать тогда, когда результаты используются на практике, а именно к этому этапу мы перешли несколько лет назад, когда наше программное обеспечение (а всего разработано 18 расчетных кодов, 6 из которых аттестовано в Ростехнадзоре) стало востребовано в проектно-конструкторских организациях и ВУЗах. Конечно, это накладывает и большую ответственность за высокое качество результата, но мы готовы к таким вызовам. Хочется отметить, что за эти годы сформирован прекрасный коллектив из специалистов ИБРАЭ РАН и еще десятка ведущих институтов РАН и организаций Госкорпорации «Росатом», объединяющих технологов, конструкторов, проектантов, теоретиков, вычислительных математиков, программистов и экспериментаторов. Могу с уверенностью сказать, что с такой командой нам по плечу успешно завершить еще не один проект.

Необходимость перевода российской экономики на инновационный путь развития обусловливает повышенные требования к обновлению научно-технической и производственной базы техногенных отраслей промышленности и энергетики. В области атомной энергетики эти требования, прежде всего, относятся к созданию более эффективных ядерных реакторов, использующих перспективные виды топлива, повышению безопасности обращения с ОЯТ и объектов ядерного топливного цикла, снижению экологических и радиационных рисков, связанных с эксплуатацией АЭС.

Большинство атомных реакторов работает на изотопе урана ²³⁵U, содержание которого в природной урановой руде очень низкое (~0.7%). Уже в эпоху создания первых АЭС сложилось ясное понимание того, что устойчивое и долговременное развитие «мирного атома» возможно лишь на основе использования самого распространенного изотопа урана — ²³⁸U. В настоящее время актуальной является задача перехода атомной энергетики на новую платформу, с широким применением реакторных установок на быстрых нейтронах, позволяющих существенно повысить степень использования природного урана. Существенными элементами этой технологической платформы должны стать также новые эффективные технологии переработки ОЯТ, извлечения из него делящихся материалов и производства уран-плутониевого топлива требуемого состава и с заданными свойствами.

На международном уровне решению данной проблемы посвящен ряд исследовательских программ, объединенных под общим названием «Поколение IV». В 2009 году в Российской Федерации была принята Федеральная целевая программа (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 годов и на перспективу до 2020 года». В настоящее время действует ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2016—2020 годов и на перспективу до 2030 года» (ФЦП ЯРБ-2). ИБРАЭ РАН с 2010 г. принимает участие в реализации этих ФЦП, возглавив проект по разработке интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования АЭС, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла, получивший краткое наименование «Коды нового поколения». Под кодом нового поколения понимается программный продукт, основанный на современных физических моделях, численных методах и технологиях программирования, обладающий возможностями проведения эффективных расчетов на высокопроизводительных вычислительных системах, дружественным интерфейсом пользователя и автоматизированной связью с конструкторской моделью изделия (для трехмерных кодов). Такие коды необходимы для своевременной и качественной разработки проектов и обоснования их безопасности. Проект «Коды нового поколения» входит в состав проектного направления «Прорыв», предусматривающего создание научно-технологической базы для крупномасштабного развития атомной энергетики на принципах естественной безопасности и замкнутого ядерного топливного цикла.

В соответствии с приказом Госкорпорации «Росатом» на базе ИБРАЭ РАН создан центр ответственности по реализации проекта «Коды нового поколения». В реализации проекта участвуют ведущие организации атомной отрасли, учебные центры, институты РАН: 

• конструкторские: АО «НИКИЭТ», АО «ОКБМ Африкантов», АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»;
• проектные: АО «АТОМПРОЕКТ», АО «ВНИПИпромтехнологии»;
• научно-исследовательские институты (центры) и научно-производственные объединения: АО «ВНИИНМ», АО «НПО ЦКТИ», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ им. академика Е.И. Забабахина»;
• национальный исследовательский центр и государственный научный центр: НИЦ «Курчатовский институт», АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ»;
• институты РАН: ОИВТ РАН, ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, ИВМ РАН, ИТ СО РАН, ОИВТ РАН;
• учебные центры: НИЯУ МИФИ, МГУ им. М.В. Ломоносова, ТПУ и ряд других организаций.

В рамках проекта «Коды нового поколения» к началу 2018 г. разработана линейка расчетных кодов для моделирования различных режимов работы существующих и проектируемых АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, объектов замкнутого ядерного топливного цикла, распространения продуктов деления в окружающей среде и из воздействия на население:

• MCU-FR (НИЦ «Курчатовский институт») — нейтронно-физический код для моделирования процессов переноса нейтронов, фотонов и электронов аналоговыми и весовыми методами Монте-Карло в реакторных установках на быстрых нейтронах и объектах замкнутого ядерного топливного цикла;
• ODETTA (ИБРАЭ РАН, ИПМ им. М.В. Келдыша РАН) — нейтронно-физический код на основе кинетического приближения на базе методов конечных элементов и дискретных ординат для расчета активной зоны, защиты и объектов замкнутого ядерного топливного цикла;
• CORNER (ИБРАЭ РАН) — нейтронно-физический расчетный код на базе приближения дискретных ординат () для расчета полей нейтронов и фотонов в активной зоне реакторных установок (РУ);
• BPS (ИБРАЭ РАН) — код расчета выгорания ядерного топлива;
• HYDRA-IBRAE/LM (ИБРАЭ РАН, АО «ОКБМ Африкантов», АО «НИКИЭТ», НИЯУ МИФИ, НИЦ «Курчатовский институт») — cистемный теплогидравлический код, позволяющий моделировать все контуры циркуляции теплоносителя АЭС с реакторной установкой на быстрых нейтронах;
• ЛОГОС (ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ») — версия кода, доработанная для обеспечения моделирования процессов тепломассопереноса в элементах оборудования реакторной установки на быстрых нейтронах;
• CONV-3D (ИБРАЭ РАН, ИПМ им. М.В. Келдыша РАН) — CFD–код на базе DNS приближения для детальных исследований локальных процессов тепломассопереноса в элементах оборудования реакторной установки и помещениях АЭС;
• БЕРКУТ (ИБРАЭ РАН, АО «ВНИИНМ», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», ОИВТ РАН) — код для обоснования поведения твэлов в нормальных и аварийных условиях эксплуатации быстрых реакторов;
• КУПОЛ-БР (АО «ГНЦ РФ-ФЭИ») — код для моделирования процессов распространения продуктов деления и тепломассобмена в системе помещений АЭС;
• РОМ (ИБРАЭ РАН) — код для оценки радиационной обстановки при атмосферном переносе;
• РОУЗ (ИБРАЭ РАН) — трехмерный код для оценки радиационной обстановки на промплощадке;
• Сибилла (ИБРАЭ РАН) — код для расчета облучения по водным путям;
• GeRa (ИБРАЭ РАН, ИВМ РАН) — код для обоснования безопасности захоронения всех видов подготовленных радиоактивных отходов технологических переделов замкнутого ядерного топливного цикла;
• CRISS 5.3 (АО «ОКБМ Африкантов») — код для моделирования и оценки рисков при проведении вероятностного анализа безопасности на всех этапах жизненного цикла ядерных установок и иных объектов использования атомной энергии;
• ВИЗАРТ (ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ им. акад. Е.И. Забабахина») — код для расчета баланса материалов и нуклидных потоков технологических схем замыкающих переделов ядерного топливного цикла и отдельных производственных участков, моделирования и оптимизации как технологий в целом, так и отдельных технологических процессов ядерного топливного цикла перспективных реакторов;
• КОД ТП (ТПУ, АО «ВНИИНМ») — код для имитации работы технологической схемы завода или отдельных производственных участков в режиме реального времени для исследования работоспособности, управляемости и оптимизации процессов, узлов и установок, а также систем контроля и управления как отдельных элементов схемы, так и производственных линий;
• СОКРАТ-БН (ИБРАЭ РАН, АО «ОКБМ Африкантов», АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ») — интегральный расчетный код для обоснования безопасности АЭС с реакторными установками с натриевым теплоносителем;
• ЕВКЛИД (ИБРАЭ РАН, АО «ОКБМ Африкантов», АО «НИКИЭТ», НИЯУ МИФИ) — интегральный универсальный (моделируются различные типы теплоносителя (натрий, свинец, свинец-висмут, вода, воздух) и топлива (оксидное и нитридное)) расчетный код для обоснования безопасности АЭС с реакторной установкой на быстрых нейтронах.

Школы-семинары по кодам нового поколения проектного направления «Прорыв»

  

   

11—15 ноября 2019 года на базе АНО ДПО «Техническая академия Росатома» была проведена III Школа-семинар по кодам нового поколения. В ходе торжественного открытия Школы-семинара с видеоприветствиями к его участникам обратились научный руководитель проектного направления «Прорыв», научный руководитель АО «НИКИЭТ» д.т.н. Е. О. Адамов и научный руководитель ИБРАЭ РАН академик Л. А. Большов. Также участников Школы-семинара приветствовал заместитель директора ИБРАЭ РАН д.ф.-м.н. В. Ф. Стрижов.

В течение 5-ти дней работы Школы-семинара были проведены лекции и практические занятия по 8 кодам нового поколения, а также научно-практический семинар «Обмен опытом моделирования с помощью кодов нового поколения». Рассмотрены учебные версии следующих кодов нового поколения: HYDRA-IBRAE/LM/E1.0, БЕРКУТ/Е2.0, ЕВКЛИД/Е1.0, СОКРАТ-БЕ1/Е1.0, GeRa/E1.O, MCU-FR/E1.0, CRISS 5.3/Е1.0, ВИЗАРТ/Е1.0. Участникам Школы-семинара, успешно прошедшим проверку знаний, которая включала в себя тестовые вопросы по каждому из кодов и самостоятельное решение задач, были выданы соответствующие сертификаты.

   

    

 

Полученные в проекте «Коды нового поколения» научно-технические результаты опубликованы в ведущих рецензируемых российских и зарубежных журналах, таких как Теплоэнергетика, Атомная энергия, Известия РАН: Энергетика, ВАНТ, Радиохимия, Журнал технической физики, Advanced Materials Research, Nuclear Engineering and Design, Journal of Physics: Conference Series и других. Кроме того, разработанные модели, программы, результаты их верификации и прикладных расчетов рассмотрены на таких ведущих российских и международных конференциях как Международная конференция по быстрым реакторам FR17, Российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», Научно-техническая конференция «Теплофизика реакторов нового поколения», Международная научно-практическая конференция по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс», Международная конференция «Супервычисления и математическое моделирование», Всероссийская конференции «Теплофизика и физическая Гидродинамика», Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» и других.

    

©  ИБРАЭ РАН