Отчет о НИР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2021-2023 годов. Этап 3» (книги 2, 3, 6)
HYDRA-IBRAE/LM CFD-CFNC ВИЗАРТ COMPLEX CONV-3D/TwoPhase БЕРКУТ-И БЕРКУТ-У ЕВКЛИД/V2 ЕВКЛИД/V1 КОД НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
В отчете приведены следующие результаты работ по третьему этапу государственного контракта № Н.4о.241.19.21.1068 от 14.04.2021:
- выполнена верификация и валидация интегрального кода ЕВКЛИД/V2 на экспериментальных данных, полученных или обобщенных в проектном направлении «Прорыв» в период до 2021 года:
1) по модулю БОНУС для расчета наработки и взаимопревращений ПД промоделирован эксперимент по испытаниям твэлов со СНУП топливом в составе КЭТВС-1 в РУ БН-600. Для основных актинидов отклонения значений масс от экспериментальных данных варьируются от –1 до 12%, для минорных – от –87% до +92%. Для продуктов деления отличие расчетной суммарной массы от экспериментального значения составляет –16% для неодима, –68% для европия и –1,2% для цезия;
2) по модулю БОНУС промоделирован эксперимент по испытаниям твэлов со СНУП топливом в составе КЭТВС-7 в РУ БН-600. Для базовых изотопов актинидов отклонения значений масс от экспериментальных данных варьируются в пределах нескольких процентов, а для минорных актинидов – от  56% до 64%. Для продуктов деления отличие рассчитанных масс от экспериментальных значений варьируется для разных изотопов в пределах нескольких процентов, исключением является 148Nd, для которого отличие составляет 12%;
3) по коду ЕВКЛИД/V2 промоделирован интегральный эксперимент по испытаниям нитридного топлива в реакторе ИГР, получено качественное согласие расчетных и экспериментальных результатов, погрешность расчета температуры топлива составила ( 184 ± 185) К, температуры стали в твэле №1 – (1 ± 134) К, температуры стали в твэле №2 – (318 ± 479) К, температуры свинца – (–40 ± 121) К. Достаточно высокие значения неопределенности валидации связаны с характером моделируемых экспериментов (импульсный наброс мощности длительностью 1,4 с при покоящемся теплоносителе с достижением температур плавления топлива и оболочек твэлов) и ограниченностью имеющейся экспериментальной информации. Наиболее значительные неопределенности, полученные для температуры стали в твэле №2, по-видимому, обусловлены тем, что в эксперименте после плавления и перемещения оболочки твэла №2 термопары измеряли температуру окружающего расплава свинца и стали, в то время как в расчете определяется температура стали, остающейся в расчетной ячейке. Кроме того, в расчете не учитывается перемешивание свинца из зазора между топливом и оболочкой со свинцом, заполняющим ампулу, что должно было иметь место в эксперименте. Также следует отметить отсутствие свойств для отечественных сталей в жидком состоянии, поэтому в расчетах использовались данные для зарубежной стали 316.
Выпущены разделы отчета с результатами верификации и валидации интегрального кода ЕВКЛИД/V2, полученными в 2021 году. Все работы по пункту 1.2.3 календарного плана выполнены специалистами ИБРАЭ РАН;
- разработаны и включены в код БЕРКУТ-У/V2 усовершенствованные модели, описывающие поведение оболочки твэла при облучении в РУ БР. Развиты отдельные компоненты механистической модели кода БЕРКУТ-У/V2 для описания физико-химических процессов, протекающих в материале оболочки твэлов при облучении в реакторах на быстрых нейтронах. Модели описывают эволюцию дефектной структуры, газонаполненной пористости, элементного и изотопного состава материала стальной оболочки твэлов, а также процесс азотирования и науглероживания стали при облучении. Работы по пункту 1.3.1 календарного плана выполнены в ИБРАЭ РАН.
На основе модели-прототипа, отобранной в результате анализа, выполненного в 2020 г., разработана первая версия механистической модели микропроцессов, протекающих в материале стальной оболочки твэлов РУ БР. Модель описывает поведение дефектной структуры материала оболочки, зарождение и развитие газонаполненной пористости в результате генерации трансмутационного гелия в материале оболочки при нейтронном облучении. Проведено аналитическое исследование свойств решения сформулированной системы кинетических уравнений и на этой основе произведен выбор оптимальной численной схемы для ее программной реализации. Разработанный автономный модуль HeBub протестирован на аналитических тестах и путем кросс-верификации с моделью-прототипом, а его версия, дополненная специальным интерфейсным блоком, включена в код БЕРКУТ-У/V2.6.
В результате проведенной работы была произведена оптимизация численной схемы модуля RadDam, предназначенного для расчета скорости изменения изотопного и элементного состава оболочки твэла, а также набора повреждающей дозы. В настоящее время эти расчетные данные используются в модуле HeBub, а при дальнейшей разработке кода БЕРКУТ-У планируется их использование и другими модулями. Проведена значительная переработка программной реализации данного модуля. Реорганизация численных подходов и алгоритмов позволила ускорить расчет важных характеристик: скорости наработки первичных выбитых атомов, изменения изотопного состава материала оболочки и скорости набора повреждающей дозы. Результатом оптимизации стал отказ от обращения на каждом временном шаге к базе данных TENDL-2019. Вместо этого при первом вызове модуля по известному составу оболочечной стали и нейтронному спектру конкретной установки из базы данных TENDL-2019 строится база данных для конкретной задачи, которая вызывается на каждом временном шаге для расчета скорости набора дозы и генерации изотопов, что позволяет значительно повысить скорость расчетов.
Сформулирована диффузионная модель, описывающая процесс азотирования и науглероживания оболочечной стали в результате взаимодействия с газовой фазой зазора «топливо–оболочка», содержащей газы N2, CO, CO2, выходящие из топлива в процессе облучения, а также с атомами азота и углерода, выбитыми из топлива осколками деления. На основе модели разработан автономный модуль NitCarb, выполнена его валидация посредством моделирования условий эксплуатации сборок КЭТВС-6,7, ЭТВС-4,10 и ОУ-2. Показано, что расчетные и экспериментальные данные по профилям концентрация азота и углерода в оболочках твэлов находятся в удовлетворительном согласии. Доработанный в части интерфейса автономный модуль включен в качестве модуля в состав кода БЕРКУТ-У/V2.6;
- разработана документация для пользователя двухфазного CFD модуля для расчета процессов тепло- и гидродинамики в двухфазной среде: инструкция пользователя, руководство по моделям. В инструкции пользователя приведено краткое описание программы для ЭВМ, программное обеспечение, необходимое для работы и компиляции программы для ЭВМ, описание пакета поставки программы, порядок установки и запуска программы, краткое описание моделей и алгоритмов численного решения, форматы входных и выходных файлов, пример расчета задачи. В руководстве по моделям приведены назначение и область применения программы для ЭВМ, типы объектов использования атомной энергии, для которых может использоваться программа, моделируемые режимы и допустимые значения параметров, представлена дифференциальная система уравнений для моделирования двух- и трехкомпонентной смеси, используемые уравнения состояния, описана модель для моделирования двухфазных течений при механическом равновесии скоростей фаз с учётом вязкости, теплопроводности и поверхностного натяжения. Работы по пункту 1.4.2 календарного плана выполнены специалистами ИБРАЭ РАН;
- завершена верификация и валидация кода для обоснования радиационной безопасности объектов топливного цикла COMPLEX. Все работы по данному направлению выполнены специалистами ИБРАЭ РАН:
1) выполнена кросс-верификация модулей MCU-FR и ODETTA кода COMPLEX на моделях защитных композиций с источниками излучения, характерными для РУ БР (результаты расчета мощности эквивалентной дозы (МЭД) фотонного излучения сравнивались с результатами, полученными по программному комплексу SCALE):
а) на тестовой модели натриевого трубопровода относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от 0,8% до 9,2% для натриевого трубопровода в защите из малоуглеродистой стали;
• от -8,9% до 12,9% для натриевого трубопровода в защите из свинца;
б) на тестовой модели натриевого трубопровода в остановленном реакторе для источников 22Na, 134Cs и 137Cs в защите из углеродистой стали относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от 1,6% до 15,9% для источника 22Na;
• от 4,1% до 17,1% для источника 134Cs;
• от -1,9% до 12,9% для источника 137Cs;
в) на тестовой модели сборки стальной защиты (ССЗ) относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от -21,3% до 15,0% для  ССЗ БН-800 в защите из малоуглеродистой стали;
• от -0,3% до 35,0% для ССЗ БН-800 в защите из бетона;
г) на тестовой модели облучательной сборки (ОУ) с источником 60Co относительное отклонение результатов расчетов составило:
• до 84,8% для ОУ за защитой перегрузочного бокса (ПБ) БН-800;
• от 1,5 до 23,2% для ОУ в защите из бетона;
• от 2,8 до 17,7% для ОУ в защите из тяжелого бетона;
• от 1,1 до 38,8% для ОУ в защите из свинцового стекла;
• от 1,0 до 50,5% для ОУ в защите из углеродистой стали;
д) на тестовой модели незащищенной ТВС БН-800 с различным топливом относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от -15,2% до 1,1% для топлива на основе высокофонового плутония;
• от -6,4% до 16,3% для топлива на основе низкофонового плутония;
е) на тестовой модели ТВС БН-800 с низкофоновым плутонием в транспортном упаковочном комплекте (ТУК) ТК-С68 относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от -19,3% до 8,0%;
ж) на тестовой модели незащищенной ТВС БН-1200 с различным топливом относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от -13,0% до 0,8% для МОКС топлива на основе плутония ВВЭР-440;
• от -14,9% до -1,3% для МОКС топлива на основе плутония ВВЭР-1000;
• от -4,9% до 5,9% для МОКС топлива на основе плутония равновесного состава БН;
3) на тестовой модели ТВС БН-1200 в механизме перегрузок свежих сборок (МП СС) с различным топливом относительное отклонение результатов расчетов составило:
• от -21,2% до -16,4% для МОКС топлива на основе плутония ВВЭР-440;
• от -32,9% до -24,6% для МОКС топлива на основе плутония ВВЭР-1000;
• от -9,9% до -1.0% для МОКС топлива на основе плутония равновесного состава БН;
2) проведено моделирование контейнера для хранения и перевозки мастер-смеси и получена оценка МЭД от нейтронного и фотонного излучения по коду MCU-FR;
3) проведено моделирование реактора БРЕСТ-ОД-300 с защитой и получена оценка МЭД от нейтронного излучения по коду MCU-FR;
4) проведено моделирование аппаратов ЗЯТЦ и получена оценка МЭД от фотонного излучения по коду MCU-FR для моделей:
а) высокотемпературной проходной печи спекания таблеток;
б) высокотемпературной садочной печи синтеза нитридов;
в) установки мембранного осветления;
г) установки электрохимического растворения диоксида плутония;
5) проведены расчеты экспериментов по измерению мощности амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) от транспортного контейнера КТ-340, содержащего ЭТВС-12, ЭТВС-16. Результаты расчетов МАЭД по кодам ODETTA и MCU-FR согласуются в пределах 7,3% для нейтронного излучения и 41,3% для фотонного излучения;
- разработаны дополнения к верификационному отчету кода ODETTA. В результате выполнения работ разработано дополнение к верификационному отчету кода ODETTA в части расчета мощности дозы нейтронного и фотонного излучения. Проведены расчеты моделей защитных композиций с источниками излучения, характерными для РУ БР. Выполнено сравнение с результатами расчетов по прецизионным кодам SCALE и MCU-FR, в результате которого получены следующие результаты:
• от 4,1% до 13,2% для источника 22Na;
• от 4,4% до 29,2% для источника 134Cs;
• от 0,6% до 39,4% для источника 137Cs;
• до 84,8% для источника 60Co;
• от 1,3% до 2,2% для незащищенной ТВС БН-800 с обогащенным ураном;
• от -15,2% до -14,7% для незащищенной ТВС БН-800 с высокофоновым плутонием;
• от -6,4% до -6,2% для незащищенной ТВС БН-800 с низкофоновым плутонием;
• от 7,6% до 19,2% для ТВС БН-800 с высокофоновым плутонием в ТУК ТК-С68;
• от -19,3% до -7,7% для ТВС БН-800 с низкофоновым плутонием в ТУК ТК-С68;
• от -1,5% до 0,8% для незащищенной ТВС БН-1200 с МОКС топливом с плутонием ВВЭР-440;
• от -3,3% до -1,3% для незащищенной ТВС БН-1200 с МОКС топливом с плутонием ВВЭР-1000;
• от -4,9% до -4,1% для незащищенной ТВС БН-1200 с МОКС топливом с плутонием равновесного состава БН;
• до 7,3% для нейтронного излучения в модели КТ-340 с ОТВС;
• до 41,3% для фотонного излучения в модели КТ-340 с ОТВС.
Поскольку в аттестованной версии 2.1 кода ODETTA обоснование расчетных параметров ограничено плотностью потока и удельными скоростями реакций нейтронного излучения, то полученные на данном этапе результаты позволят в дальнейшем расширить аттестационный паспорт в части мощности дозы нейтронного и фотонного излучения;
- разработаны дополнения к верификационному отчету кода HYDRA-IBRAE/LM, подготовлены обосновывающие материалы по коду HYDRA-IBRAE/LM.
Выпущено дополнение к верификационному отчету кода HYDRA-IBRAE/LM, подготовлены обосновывающие материалы по коду HYDRA-IBRAE/LM: отчёт, содержащий результаты обоснования использования программы для ЭВМ при построении расчетной модели (расчетных моделей) процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии; cведения об области применения программы для ЭВМ для включения их в аттестационный паспорт программы для ЭВМ; материалы, необходимые для проведения тестирования программы для ЭВМ: исходные данные, использованные при проведении расчетов, результаты которых представлены в отчете; инструкция пользователя программы для ЭВМ, содержащая описание применения программы для ЭВМ и описание порядка ввода исходных данных, используемых в программе для ЭВМ при построении расчетных моделей;
- разработаны дополнения к верификационному отчету кода CORNER, подготовлены обосновывающие материалы по коду CORNER.
Выполнена кросс-верификация кода CORNER с аттестованным прецизионным кодом MCU-FR на моделях РУ БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. 
Результаты кросс-верификации для модели РУ БРЕСТ-ОД-300:
• относительное отклонение Кэф по CORNER и MCU-FR составляет 0,1%;
• допплеровский коэффициент реактивности (KD) по CORNER и MCU-FR согласуется в пределах 4% отн.;
• свинцовый пустотный эффект реактивности по CORNER и MCU-FR согласуется в пределах 0,14%ΔK/K для отдельных подзон и 0,32%ΔK/K (4,8% отн.) для всей модели;
• эффективность групп РО СУЗ по CORNER и MCU-FR согласуется в пределах от -2,1% до 4% отн.;
• максимальное относительное отклонение энерговыделения по CORNER и MCU-FR составляет 5,3% в сборках без РО СУЗ и 7,3% в сборках с РО СУЗ.
Результаты кросс-верификации для модели РУ БН-1200:
• относительное отклонение Кэф по CORNER и MCU-FR составляет 0,2%;
• эффективность групп РО СУЗ по CORNER и MCU-FR согласуется в пределах от -3,4% до 4,9% отн.; согласие между CORNER и проектными данными – до 10,8%;
• допплеровский коэффициент реактивности (KD) между CORNER и MCU-FR, а также CORNER и проектными данными согласуется в пределах 10% отн.;
• относительное отклонение энерговыделения между CORNER и проектными данными – 4% в среднем по а.з.
Выпущено дополнение к верификационному отчету кода CORNER, подготовлены обосновывающие материалы по коду CORNER: отчёт, содержащий результаты обоснования использования программы для ЭВМ при построении расчетной модели (расчетных моделей) процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии; cведения об области применения программы для ЭВМ для включения их в аттестационный паспорт программы для ЭВМ; материалы, необходимые для проведения тестирования программы для ЭВМ: исходные данные, использованные при проведении расчетов, результаты которых представлены в отчете; инструкция пользователя программы для ЭВМ, содержащая описание применения программы для ЭВМ и описание порядка ввода исходных данных, используемых в программе для ЭВМ при построении расчетных моделей.
По сравнению с верификационным отчетом аттестованной версии кода в расширенную версию отчета, содержащего результаты обоснования использования программы для ЭВМ при построении расчетной модели (расчетных моделей) процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии, вошли следующие существенные результаты:
1) выполнен расчет актуальной (в соответствии с проектными данными) модели РУ БРЕСТ-ОД-300, в аттестованной версии использовалась устаревшая модель;
2) выполнен расчет модели БН-1200 с МОКС топливом, в аттестованной версии использовалась только модель БН-1200 со СНУП топливом. Кросс-верификация проведена не с диффузионным (хоть и аттестованным) кодом, а с аттестованным Монте-Карло кодом MCU-FR;
3) проведены расчеты допплеровского коэффициента реактивности для свинцовых систем, в имеющемся аттестационном паспорте этот параметр не был обоснован;
полученные результаты расширяют верификационную базу за счет увеличенного количества расчетных вариантов (конфигураций), то есть позволяют снять замечания (которые нашли отражения в аттестационном паспорте для таких параметров, как эффективность систем РО СУЗ и мощность ТВС) экспертов о малом количестве расчетов, проведенных для обоснования того или иного параметра.
Результаты работы будут использоваться для:
- подготовки расширенных по сравнению с первыми версиями обосновывающих материалов по кодам ODETTA, ЕВКЛИД/V1, BPSD;
- валидации кодов нового поколения.
Валерий
Стрижов
Фёдорович
Заместитель директора
Доктор физико-математических наук
Старший научный сотрудник
V-5004-2018
6701551071
18232
0000-0003-2244-6612
РОССИЯ
Ольга
Цацулина
Валерьевна
Заместитель директора
РОССИЯ
58.33.15
Ядерные реакторы по назначению
58.33.05
Расчеты ядерных реакторов
01.01.PQ
MATHEMATICS
01.01.UR
PHYSICS, MATHEMATICAL
01.02.EW
COMPUTER SCIENCE, SOFTWARE ENGINEERING
Анна
Аксенова
Евгеньевна
раздел 5
РОССИЯ
Мария
Беликова
Викторовна
раздел 3
РОССИЯ
Александр
Белов
Анатольевич
раздел 6
РОССИЯ
Галина
Блохина
Сергеевна
раздел 17
РОССИЯ
Андрей
Болдырев
Викторович
разделы 4
РОССИЯ
Дарья
Каменская
Дмитриевна
раздел 4
РОССИЯ
Дмитрий
Колташев
Александрович
разделы 6, 17, 19
РОССИЯ
Сергей
Кузьмичев
Александрович
раздел 3, подразделы 20.2, 20.3
РОССИЯ
Алексей
Леонов
Анатольевич
подраздел 5.5
РОССИЯ
Артем
Макаревич
Андреевич
подразделы 5.4, 5.6, 5.8, 5.10, 5.11
РОССИЯ
Настасья
Мосунова
Александровна
разделы 3-6, 17-20
РОССИЯ
Владимир
Озрин
Драганович
раздел 4
РОССИЯ
Павел
Половников
Васильевич
раздел 4
РОССИЯ
Дмитрий
Протасов
Александрович
раздел 3
РОССИЯ
Мария
Скорикова
Игоревна
раздел 4
РОССИЯ
Владимир
Тарасов
Иванович
раздел 4
РОССИЯ
Карен
Хачатрян
Саркисович
раздел 3
РОССИЯ
Алексей
Шершов
Владимирович
подраздел 20.3
РОССИЯ
Роман
Шурыгин
Евгеньевич
раздел 19
РОССИЯ
Валерий
Березнев
Павлович
разделы 6, 17, 19
РОССИЯ
Дмитрий
Вепрев
Павлович
раздел 3
РОССИЯ
Антон
Коротков
Александрович
подраздел 5.7
РОССИЯ
Вадим
Лаврентьев
Иванович
разделы 3, 4
РОССИЯ
Виктор
Медведев
Николаевич
раздел 4
РОССИЯ
Александр
Палагин
Викторович
раздел 18
РОССИЯ
Эдуард
Усов
Викторович
раздел 3
РОССИЯ
Владимир
Чуданов
Васильевич
раздел 5
РОССИЯ
ГОСКОРПОРАЦИЯ "РОСАТОМ"
ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ"
1077799032926
Организация
Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Государственные корпорации
ИБРАЭ РАН
ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ НАУКИ ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОГО РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК
1027700196468
ЛЕОНИД
МАТВЕЕВ
ВЛАДИМИРОВИЧ
Организация
Министерство науки и высшего образования Российской Федерации
Федеральные государственные бюджетные учреждения