Сегодня безопасность атомной энергетики невозможна без высокоточного компьютерного моделирования. Современные вычислительные технологии позволяют прогнозировать поведение реакторных установок задолго до проведения экспериментов и оценивать их работу как в штатных условиях, так и при возможных нештатных ситуациях. О том, какие методы используются в Национальном ядерном центре Республики Казахстан и почему они имеют ключевое значение для обоснования безопасности реакторов, рассказывает Артур Сураев, ведущий научный сотрудник лаборатории филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Спикер – Сураев Артур Сергеевич, ведущий научный сотрудник лаборатории филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

– Почему сегодня компьютерное моделирование считается одним из важнейших инструментов обеспечения безопасности реакторных установок?

– Современное компьютерное моделирование позволяет исследовать процессы, происходящие внутри реактора, без необходимости проводить многочисленные дорогостоящие и сложные эксперименты. С его помощью можно заранее оценить поведение реакторной установки как при нормальной эксплуатации, так и в условиях проектных и запроектных аварий.

Компьютерные модели дают возможность анализировать взаимосвязанные физические процессы, прогнозировать возможные изменения и принимать технические решения, направленные на повышение безопасности еще на этапе проектирования и исследований.

– Какие программные комплексы используются в Национальном ядерном центре Республики Казахстан для таких исследований?

– Для численного сопровождения реакторных экспериментов специалисты НЯЦ РК используют современные лицензионные программные продукты – MCNP6.3 и ANSYS Academic Research.

Эти программные комплексы дополняют друг друга. MCNP отвечает за моделирование нейтронно-физических процессов, а ANSYS позволяет рассчитывать теплогидравлические и прочностные характеристики конструкций реакторной установки. Вместе они формируют единую систему комплексного анализа.

– Какие задачи решает программа MCNP6.3?

– MCNP6.3 основана на методе Монте-Карло и использовании непрерывных библиотек ядерных данных. Она позволяет с высокой точностью моделировать перенос нейтронов и гамма-квантов в сложных трехмерных геометриях.

С помощью программы специалисты определяют коэффициент размножения нейтронов, пространственное распределение нейтронного потока, радиационный разогрев и локальное энерговыделение в ядерном топливе. Именно эти расчеты являются основой для дальнейшего анализа работы реактора.

– За что отвечает программный комплекс ANSYS?

– ANSYS используется для моделирования макрофизических процессов. Он позволяет рассчитывать движение теплоносителя, анализировать одно- и многофазные потоки, определять распределение температур, оценивать термические напряжения и механическую прочность тепловыделяющих элементов и сборок при различных режимах эксплуатации.

Фактически программа показывает, как конструкция реактора будет вести себя под воздействием тепловых и механических нагрузок.

– Почему важно использовать эти программные комплексы совместно?

– Максимальная точность достигается именно благодаря их взаимодействию.

Сначала MCNP рассчитывает распределение энерговыделения в активной зоне реактора. Затем эти данные передаются в ANSYS, где вычисляются температурные поля. После этого обновленная информация вновь возвращается в MCNP для учета температурных обратных связей при последующих расчетах.

Такой обмен позволяет создавать высокоточные цифровые двойники активной зоны реактора и максимально достоверно прогнозировать поведение ядерного топлива как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах.

– Можно ли полностью доверять компьютерным расчетам?

– Нет. Любая расчетная методика должна пройти обязательную проверку на соответствие экспериментальным данным. Это называется верификацией и является необходимым этапом применения компьютерного моделирования.

В Национальном ядерном центре Республики Казахстан экспериментальной базой для такой работы служат исследовательские реакторы ИВГ.1М и ИГР, а также специализированные внереакторные экспериментальные комплексы.

Полученные в ходе исследований данные позволяют уточнять математические модели, повышая точность и надежность компьютерных расчетов.

– Где в дальнейшем применяются разработанные методики?

– После успешной верификации расчетные методики могут использоваться для анализа поведения тепловыделяющих элементов и сборок энергетических реакторов, включая реакторы типов ВВЭР и PWR.

Они позволяют оценивать пределы сохранения целостности оболочек твэлов в аварийных режимах, моделировать процессы деградации и плавления топлива, исследовать его взаимодействие с конструкционными материалами, а также прогнозировать характеристики новых видов топлива с повышенной устойчивостью к аварийным воздействиям.

– Какое значение эта работа имеет для развития атомной энергетики?

– Современное компьютерное моделирование в сочетании с уникальной экспериментальной базой Национального ядерного центра Республики Казахстан формирует единую научно-техническую платформу для обоснования безопасности реакторных установок.

Такой подход позволяет существенно повысить достоверность расчетов, снизить эксплуатационные риски и обеспечить научное сопровождение разработки и совершенствования реакторных технологий. Именно сочетание цифрового моделирования и экспериментальной проверки сегодня является одним из ключевых условий безопасного развития атомной энергетики.