Сегодня обеспечить безопасность атомной энергетики без высокоточного компьютерного моделирования невозможно. Современные вычислительные технологии позволяют прогнозировать работу реакторных установок до проведения экспериментов , а также оценивать их работу в нормальных и возможных нештатных условиях . Артур Сураев, ведущий научный сотрудник филиала Института атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан, расскажет о методах, используемых в Национальном ядерном центре Республики Казахстан, и их значении для обоснования безопасности реакторов , сообщает dalanews.kz.
— Почему компьютерное моделирование считается одним из важнейших инструментов обеспечения безопасности реакторных установок сегодня?
— Современное компьютерное моделирование позволяет изучать процессы, происходящие внутри реактора, без проведения многочисленных дорогостоящих и сложных экспериментов. Оно позволяет заранее оценить работу реакторного блока в нормальных условиях эксплуатации, а также во время аварий, связанных с проектными параметрами и выходящих за их рамки.
Компьютерные модели позволяют анализировать взаимосвязанные физические процессы, прогнозировать потенциальные изменения и принимать технические решения, направленные на повышение уровня безопасности, даже на этапах проектирования и исследований.
— Какие программные пакеты используются в Национальном ядерном центре Республики Казахстан для проведения подобных исследований?
— Для вычислительной поддержки реакторных экспериментов специалисты РСЭ ННК Республики Казахстан используют современные лицензионные программные продукты — программные комплексы MCNP6.3 и ANSYS Academic Research.
Эти программные пакеты дополняют друг друга. MCNP предназначен для моделирования нейтронно-физических процессов, а ANSYS позволяет рассчитывать тепловые, гидравлические и прочностные характеристики конструкций реакторных установок. Вместе они образуют единую систему для всестороннего анализа.
— Какие задачи решает программа MCNP6.3?
— MCNP6.3 основан на методе Монте-Карло и использовании непрерывной библиотеки ядерных данных. Он позволяет с высокой точностью моделировать перенос нейтронов и гамма-лучей в сложных трехмерных геометрических конфигурациях.
С помощью этой программы специалисты определяют коэффициент размножения нейтронов, пространственное распределение нейтронного потока, лучистое тепло и локальное выделение энергии в ядерном топливе. Эти расчеты служат основой для последующего анализа работы реактора.
— Какие задачи выполняет программный пакет ANSYS?
— Программный пакет ANSYS используется для моделирования макрофизических процессов. Он позволяет рассчитывать движение теплоносителя, анализировать однофазные и многофазные потоки, определять распределение температуры, а также оценивать термические напряжения и механическую прочность теплоотводящих элементов и теплоотводящих узлов в различных режимах работы.
На практике эта программа демонстрирует, как конструкция реактора ведет себя под воздействием тепловых и механических нагрузок.
— В чём смысл совместного использования этих программных пакетов?
Взаимодействие этих программ обеспечивает высочайшую точность.
Сначала MCNP рассчитывает распределение выделяемой энергии в активной зоне реактора. Затем эти данные передаются в ANSYS, который рассчитывает температурные поля. Обновленная информация затем передается обратно в MCNP для выполнения следующего расчета с учетом температурной обратной связи.
Такой обмен данными позволяет создать высокоточную цифровую карту активной зоны реактора и наиболее надежно прогнозировать работу ядерного топлива как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах.
— Можно ли полностью доверять компьютерным вычислениям?
— Нет. Любой метод расчета необходимо проверять на соответствие экспериментальным данным. Этот процесс называется верификацией и считается обязательным этапом использования компьютерного моделирования.
Национальный ядерный центр Республики Казахстан использует исследовательские реакторы ИВГ.1М и ИГР, а также специальные внереакторные экспериментальные комплексы в качестве экспериментальных баз для таких работ.
Результаты, полученные в ходе исследования, позволят нам усовершенствовать математические модели, тем самым повысив точность и надежность компьютерных вычислений.
— В каких областях будут применяться разработанные методологии?
— После успешной проверки расчетные методы могут быть использованы для анализа работы теплогенерирующих элементов и теплогенерирующих сборок энергетических реакторов, включая реакторы типа ВВЭР и ПВР.
Они позволяют нам оценить пределы сохранения целостности оболочки топливных элементов в аварийных условиях, моделировать процессы деградации и плавления топлива, изучать его взаимодействие с конструкционными материалами и прогнозировать характеристики ядерного топлива нового поколения с повышенной устойчивостью к аварийным воздействиям.
— Каково значение этой работы для развития ядерной энергетики?
— Современное компьютерное моделирование в сочетании с уникальной экспериментальной базой Национального ядерного центра Республики Казахстан формирует единую научно-техническую платформу для научного обоснования безопасности реакторных установок.
Такой подход позволяет значительно повысить надежность расчетов, снизить риски, возникающие в процессе эксплуатации, и обеспечить научное обоснование развития и совершенствования реакторных технологий. Сегодня сочетание цифрового моделирования с экспериментальной проверкой считается одним из главных условий безопасного развития атомной энергетики.
Источник: dalanews.kz
