В ИБРАЭ РАН реализуется комплексная программа научных исследований, направленных на обеспечение безопасности ядерно и радиационно опасных объектов атомной энергетики. Одним из ключевых ее элементов является разработка физических моделей и создание алгоритмов и программных кодов, предназначенных для расчета физических процессов, протекающих в атомных реакторах различных типов, и численного моделирования проектных и запроектных аварий. Статья подготовлена по материалам сообщения доктора физико-математических наук, заместителя директора ИБРАЭ РАН по разработке интегрированных программных комплексов анализа безопасности АЭС и ЯТЦ.
Интегрированные коды позволяют обеспечить мультифизичность и многомасштабное моделирование процессов в атомных реакторах с их отличающимися размерами, особенностями конструкций, физическими процессами и так далее. Назначение таких кодов – анализ поведения реакторной установки в различных режимах – от нормальной эксплуатации до проектных и запроектных аварий.
Разработка интегрированных систем расчетных кодов началась прежде всего для тяжелых аварий, именно в этих ситуациях проявлялось многообразие всех физических процессов – и теплогидравлика, и теплофизика, и нейтронная физика (вначале она рассматривалась только по остаточному принципу). Поведение твэлов определяет физическая химия, которая описывает взаимодействие материалов при высоких температурах. Все это являлось предметом исследования в интегральных кодах.
Поскольку направление ВВЭР (PWR) является основным в производстве электроэнергии, наиболее активно такие расчетные коды разрабатывались для реакторов с водой под давлением. В СССР эта работа началась несколько позже, чем за рубежом, и необходимость разработки возросла после Чернобыльской аварии. Один из первых зарубежных пакетов интегрированных кодов STCP (Source-term Code Hackage, пакет программ для определения характеристик выброса) был создан в конце 1970-х, и при анализе развития Чернобыльской аварии эти коды уже использовались. Затем появились версии кодов, которые описывали теплофизические процессы разрушения активной зоны. В настоящее время разрабатывается третье поколение расчетных кодов, они уже ушли от описания тяжелых аварий и описывают интегральные характеристики реакторной установки в режимах нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий.
Разработка любого кода начинается с моделей; в ИБРАЭ РАН эта работа началась с момента создания ИБРАЭ в 1988 году, когда стартовала разработка модели разрушения активной зоны. К середине 1990-х был разработан пакет программ под общим названием СВЕЧА, который описывал поведение тепловыделяющих элементов с оксидным топливом при тяжелых авариях. Сегодня этот пакет программ используется в других приложениях как в России, так и за рубежом.
План создания первого отечественного интегрального кода, который получил название СКАТ (система кода для анализа тяжелых аварий), был сформирован в 1998 году. Планировалось включить в него ряд модулей от ведущих отраслевых научных организаций. Но экономический кризис 1998 года не позволил воплотить этот проект, и СКАТ остался только в планах. В середине 1990-х годов активно исследовалась проблема удержания расплавленных материалов активной зоны в корпусе реактора, имплементация этой стратегии управления тяжелыми авариями впервые была реализована для реакторной установки ВВЭР-440 (АЭС «Ловииса», Финляндия). В то время были начаты расчетно-экспериментальные проекты РАСПЛАВ и МАСКА, в которых исследовано поведение материалов активной зоны при температурах выше 2500 градусов Цельсия, в условиях, когда происходит плавление топлива из диоксида урана, оболочки из сплавов циркония и прочих элементов активной зоны, в результате чего образуется так называемый кориум. По результатам проектов РАСПЛАВ и МАСКА к концу 1990-х годов сложилось понимание, что новые блоки ВВЭР большой мощности необходимо оснастить устройством локализации расплава (УЛР); результаты работ легли в обоснование этого элемента безопасности.
Строительство АЭС в Китае и Индии, проект которых впервые был разработан и оснащен устройством локализации расплава, потребовало создания расчетного кода для обоснования исходных данных для проектирования УЛР и обоснования водородной безопасности, которая была успешно решена в ИБРАЭ РАН в кооперации с ведущими организациями отрасли (ВНИИЭФ, ОАО «СПбАЭП», НИЦ «Курчатовский институт», ОКБ ГНЦ РФ – ФЭИ, Гидропресс, АО «Атомэнергопроект», АО «ЭНИЦ»). В результате был создан сквозной расчетный код, включающий модули РАТЭГ (ВНИИЭФ) – СВЕЧА – HEFEST (ИБРАЭ РАН) (впоследствии получивший название СОКРАТ) и дополнительный модуль КУПОЛ (ГНЦ РФ – ФЭИ), который позволяет моделировать процессы, происходящие при запроектных авариях на реакторах с водным теплоносителем (ВВЭР, BWR, PWR), от исходного события до выхода радионуклидов в окружающую среду. В 2010 году этот код был аттестован, широко используется для анализа внутрикорпусной стадии аварий для различных реакторных установок с водяным теплоносителем.
Расчетный код СОКРАТ предназначен для моделирования тяжелых запроектных аварий с плавлением активной зоны реакторных установок водо-водяного типа и представляет собой систему интегрированных программных модулей. Реализованные в них вычислительные алгоритмы основаны на использовании физических моделей, детально описывающих процессы (или их совокупность), протекающие при запроектной и тяжелой аварии в реакторной установке и защитной оболочке. Объединение модулей в единый программный комплекс дает возможность проводить сквозное детальное моделирование всех существенных стадий тяжелых аварий и получать полную картину развития аварии с момента ее возникновения и вплоть до выхода радиоактивных продуктов деления за пределы защитной оболочки АЭС.
Возможности этого кода были проверены во время аварии на АЭС «Фукусима» в 2011 году: в результате авральной работы всей команды разработчиков удалось быстро адаптировать имевшийся расчетный код для кипящих реакторов, провести моделирование поведения активной зоны, выхода водорода и возможных взрывов и показать, что авария не представляет опасности для российского Дальнего Востока и проводить мероприятия по защите населения не нужно.
Разработанные в ИБРАЭ РАН модели используются в программно-техническом комплексе «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР». Цель создания – разработка гибкой настраиваемой модели для обоснования проектов, которая позволила бы сопровождать проект на всех этапах жизненного цикла и давала бы возможность оптимизации проектных решений на этапе проектирования и эксплуатации, а также моделировать условия нормальной эксплуатации и аварийные режимы, включая оценку элементов АСУ ТП и разработку руководств по управлению авариями. Модель реализована на компактной супер-ЭВМ производства РФЯЦ – ВНИИЭФ. Область применения комплекса включает также его использование в кризисном центре Концерна «Росэнергоатом» для прогноза развития аварии и планирования мер по защите населения.
В настоящее время работа ИБРАЭ РАН по созданию интегрированных расчетных кодов сосредоточена в рамках проектного направления «Прорыв». В отличие от хорошо проработанной базы для ВВЭР, для реакторов с натриевым и тем более свинцовым теплоносителем отсутствовали сквозные интегрированные расчетные коды. С учетом этого на основе расчетного кода СОКРАТ создан расчетный код СОКРАТ-БН, в котором использована аналогия между водяным и натриевым теплоносителем, их схожее поведение в ряде процессов, что позволило достаточно быстро модернизировать расчетный код. Первую версию расчетного кода СОКРАТ-БН аттестовали уже в 2016-м, а в ноябре 2019 года аттестацию прошла вторая версия, в которой оценивается также и выход продуктов деления. В проектном направлении «Прорыв» эти коды используются для обоснования безопасности реакторных установок с натриевым теплоносителем, Получены адекватные результаты расчетов для одного из переходных режимов реакторной установки Phoenix.
Одновременно проводилась работа по созданию нового универсального расчетного кода ЕВКЛИД (первая версия аттестована в середине 2019 года), позволяющего моделировать поведение реакторных установок на быстрых нейтронах с разными видами жидкометаллического теплоносителя (натрий, свинец, свинец-висмут) и различными видами топлива. Этот расчетный код используется в проектном направлении «Прорыв», в том числе для анализа безопасности реакторных установок (РУ) БРЕСТ-300 и БН-1200. Эксперименты на БН-600 и БН-800, результаты которых были смоделированы, говорят о высокой адекватности кода для расчета переходных режимов реактора с натриевым теплоносителем. Поскольку в основе кода лежит универсальный теплогидравлический код HYDRA-IBRAE/LM, это позволяет моделировать не только процессы первого и второго (металлических) контуров, но и процессы в водяном контуре. Благодаря возможности рассчитывать различные теплоносители, включая воду, можно моделировать такие аварии, как разрыв трубки парогенератора реакторной установки БРЕСТ-300. Объемная матрица верификации содержит результаты экспериментов, проведенных на экспериментальных установках с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями. В то же время следует отметить, что экспериментов со свинцовым теплоносителем проводилось мало, они исчисляются единицами.
Для оценки поведения тепловыделяющих элементов разработан расчетный код БЕРКУТ – универсальный код 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) для перспективных активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (БН, БРЕСТ, СВБР). При создании кода особое внимание уделяется использованию детальных физических моделей, обладающих большей предсказательностью по сравнению с упрощенными корреляционными или параметрическими моделями. Механистическая версия сочетает три масштаба: микро (масштаб отдельного зерна), мезо (топливная таблетка), и макро – масштаб самого тепловыделяющего элемента.
Интегральный расчетный код ЕВКЛИД предназначен для детерминистического анализа проектных, запроектных и тяжелых аварий для реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем в различных режимах их работы с учетом всех факторов, влияющих на безопасность реакторной установки. Вычислительной основой кода являются детальные физические модели установившихся и переходных теплогидравлических, нейтронно-физических, термомеханических и других процессов, важных с точки зрения безопасности реакторной установки. Они используются для описания поведения реакторной установки, защитной оболочки, а также систем управления и защиты реактора при аварийных ситуациях, вызванных нарушением теплоотвода от активной зоны, несанкционированным введением положительной реактивности или другими исходными событиями. Расчетный код позволяет моделировать такие процессы, как нагрев теплоносителя, его кипение, повреждение и расгерметизация оболочки твэла, плавление и перемещение материалов активной зоны, распространение продуктов деления (ПД) под защитной оболочкой, их выход за ее пределы, распространение ПД в окружающей среде и их воздействие на персонал и население. По сравнению с зарубежными аналогами ЕВКЛИД является наиболее универсальным по набору теплоносителей, степени валидации моделей, особенно применительно к РУ со свинцовым теплоносителем.
Большое значение для развития кодов имеет участие в международных проектах, которые позволяют оценить достигнутый уровень развития при сравнении с другими кодами. Проведенные расчеты эксперимента по расхолаживанию РУ EBR-II (США) с натриевым теплоносителем в условиях развития естественной циркуляции в рамках международного бенчмарка МАГАТЭ, показали, что расчетный код СОКРАТ-БН показал превосходные результаты, не только не уступив, но и превзойдя по качеству моделирования результаты зарубежных кодов.
Еще одна важная задача – оценка последствий развития аварийных процессов для населения. Реализован интегрированный расчетный код РОМ (развитие первой версии кодов НОСТРАДАМУС), который является инструментом работы кризисного центра ИБРАЭ; с его помощью в ходе противоаварийных учений формируются рекомендации в части радиационной безопасности. Код РОМ используется для расчетов последствий аварийных выбросов реакторов БРЕСТ и БН. Предыдущая версия кодов, НОСТРАДАМУС, использовалась в том числе при анализе аварии на АЭС «Фукусима-1».
Большое значение в разработке расчетных кодов играет обучение пользователей. Начиная с 2017 года ИБРАЭ РАН проводит ежегодные школы-семинары по кодам нового поколения в рамках проектного направления «Прорыв». В работе этих семинаров участвует несколько десятков специалистов из более чем десяти организаций отрасли. На недавнем семинаре 2019 года было представлено уже восемь расчетных кодов, включая код по вероятностному анализу безопасности CRISS 5.3 (АО «ОКБМ Африкантов»), интегральным кодам СОКРАТ-БН и ЕВКЛИД, включая отдельные модули кода ЕВКЛИД – гидравлический код HYDRA-IBRAE/LM, топливный код БЕРКУТ, гидродинамический код CONV3D и др. Для обучения подготовлены учебные Е-версии кодов и пособия по их применению. Планируется использовать учебные версии кодов при обучении студентов отраслевых вузов.
В качестве трудностей разработки и верификации кодов необходимо отметить недостаточность экспериментальных данных для верификации и настройки моделей кодов нового поколения, особенно по теплофизике свинцового теплоносителя. Вторая проблема – труднодоступность вычислительных ресурсов. Сегодня расчеты выполняются на вычислительных комплексах с десятками тысяч процессоров. Один из расчетных кодов ИБРАЭ по прямому численному моделированию теплофизических процессов, испытанный за рубежом на компьютере с примерно 100 тыс. процессоров, показал практически линейную масштабируемость по числу используемых процессоров и возможность расчета различных задач. Сохраняется проблема отсутствия специальных требований по аттестации прецизионных расчетных кодов: для лицензирования принимаются только коды, результаты которых подтверждены экспериментом; прецизионные расчетные коды, которые могли бы заменить эксперименты, сегодня не могут быть использованы для обоснования более простых методик расчетов.
Основные задачи и перспективы работ по созданию интегрированных кодов – это продолжение аттестации (большинство кодов уже аттестованы), расширение области применимости кодов по мере получения новых экспериментальных данных и разработка новых программных продуктов, которые содержали бы дополнительные опции, такие как трехмерное моделирование, визуализация и т. д. Еще одна задача – коммерциализация программного обеспечения; для чего программные продукты должны иметь хорошо подготовленную и организованную документацию, обучающие материалы. Все эти задачи решаются в частном проекте «Коды нового поколения» проектного направления «Прорыв».
Алексей Комольцев для журнала РЭА
