7. Программные комплексы для моделирования тяжёлых аварий и их последствий

При рассмотрении тяжёлых аварий на АЭС единственным способом анализа их протекания и оценки последствий является моделирование с помощью программных комплексов [1]. Программные комплексы ориентированы на выяснение возможности удержания продуктов деления в пределах АЭС и, если это невозможно, на оценку величины выброса и его влияния на окружающую среду, здоровье населения и персонала.

Программные средства подразделяют на два класса – коды улучшенной оценки и интегральные коды. Они анализируют один и тот же круг явлений, различаясь степенью детальности моделей.

Коды улучшенной оценки детально описывают отдельные составляющие аварийного процесса и, соответственно, позволяют более точно отразить сложные особенности системы, например, в переходных процессах.

Интегральные коды используют более простые модели или корреляции, но описывают поведение всей системы в целом и, как правило, применяются для анализа всего комплекса аварийных процессов на АЭС.

В настоящее время для некоммерческого применения России переданы американские коды, например:

- код улучшенной оценки RELAP/SCDAP;

- интегральные коды MELCOR, MAAP.

Их разрешили использовать только для верификации отечественных кодов, контрольных расчётов и экспертных оценок.

В рамках международных программ от европейских стран получены, в частности:

- код улучшенной оценки ATHLET-CD;

- интегральные коды ESCADRE и ICARE2/CATHARE;

- коды DRASYS и RALOC для расчёта процессов в контейнменте;

- код WECHSL для анализа взаимодействия расплава активной зоны с бетоном.

Чернобыльская авария показала необходимость разработки отечественных кодов, так как для анализа этой аварии пришлось прибегнуть к использованию зарубежных кодов. Разработка отечественных кодов началась уже в 1986 году, примеры некоторых из них приведены ниже.

В конце 90-х гг. была начата разработка российского интегрального кода для анализа и обоснования безопасности АЭС с РУ технологии ВВЭР при тяжелых авариях СОКРАТ  (Система Отраслевых Кодов для Расчетного Анализа Тяжелых аварий). Первая версия кода СОКРАТ/В1 состоит из трех основных модулей (РАТЕГ (разработчик – ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»); СВЕЧА (разработчик – ИБРАЭ РАН); HEFEST (разработчик – ИБРАЭ РАН)) и предназначена для комплексного численного моделирования динамики физико-химических, теплогидравлических и термомеханических процессов, происходящих в РУ при тяжелых запроектных авариях. Эта аттестованная в Ростехнадзоре версия использовалась и продолжает использоваться для анализа безопасности экспортных и сооружаемых в России проектов АЭС с РУ технологии ВВЭР.

С 2011 г. выполняются работы по расширению функциональности кода СОКРАТ. Существующая на данный момент последняя версия кода обладает широкими возможностями и не уступает лучшим мировым аналогам. Модульный состав последней версии кода показан на рис.2.

Отметим, что код СОКРАТ также был адаптирован для обеспечения возможности выполнения расчетного анализа безопасности АЭС с РУ на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: версия кода СОКРАТ-БН.

Параллельно в России проводятся работы по созданию нового поколения расчетных кодов, базирующихся на последних достижениях в области разработки физико-математических моделей, технологий программирования и вычислительных методов. В частности, с 2012 г. по заказу ФРКП АО «Концерн Росэнергоатом» в кооперации АО «ВНИИАЭС» – ИБРАЭ РАН разрабатывается программно-технический комплекс «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР». Создание программно-технического комплекса и передача его в эксплуатацию запланирована на 2019 г.

Программно-технический комплекс «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР» представляет собой совокупность интегрированных в общей среде расчетных кодов, обеспечивающих согласованный расчет многообразных физических процессов в системах АЭС с РУ технологии ВВЭР, при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации АЭС, включая моделирование тяжелых аварий. Программно-техническим комплексом моделируется широкий спектр процессов таких как: нейтронная физика активной зоны, тепломассоперенос в системах реакторного и турбинного отделений, электромеханические процессы в оборудовании электрической части энергоблока, управляющие воздействия системы автоматики, распространение продуктов деления в первом контуре и защитной оболочке, разрушение активной зоны, поведение расплава на днище корпусе реактора и в устройстве локализации расплава.

Для моделирования различных режимов работы АЭС с РУ на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем в рамках проекта «Коды нового поколения» проектного направления «Прорыв» разработан интегральный универсальный код ЕВКЛИД. В состав кода ЕВКЛИД включены следующие основные модули:

-HYDRA-IBRAE/LM (ИБРАЭ РАН, АО «НИКИЭТ», АО «ОКБМ Африкантов») – системная теплогидравлика (рассматриваются натриевый, свинцово-висмутовый теплоносители, а также процессы, происходящие в воздушных теплообменниках и пароводяном контуре);

• CELSIST (АО «НИКИЭТ») – ячейковая теплогидравлика;

• ApMod (НИЯУ МИФИ) – моделирование теплогидравлических процессов в приближении пористого тела;

• DN3D (ИБРАЭ РАН) – нейтронная физика на основе диффузионного приближения;

• CORNER (ИБРАЭ РАН) – нейтронная физика на основе кинетического приближения;

• BPSD (ИБРАЭ РАН) – модуль расчета выгорания;

• OSTAT (ИБРАЭ РАН) – модуль расчета остаточного энерговыделения;

• БЕРКУТ (ИБРАЭ РАН, АО «ВНИИНМ», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ») – моделирование поведения твэла с нитридным или оксидным топливом с газовым или жидкометаллическим подслоем;

• AEROSOL/LM (ИБРАЭ РАН) – поведение продуктов деления в первом контуре РУ;

• SAFR (ИБРАЭ РАН) – моделирование процессов разрушения активной зоны;

• КУПОЛ-БР (АО «ГНЦ РФ-ФЭИ»)/HYDRA-IBRAE/LM (ИБРАЭ РАН) – процессы тепломассопереноса в помещениях АЭС;

• РОМ (ИБРАЭ РАН) – оценка радиационной обстановки за пределами промышленной площадки.

Отдельные модули описанных выше интегральных кодов могут использоваться не только в составе интегральных кодов, но и автономно.

Для решения взаимосвязанных задач термогидравлики и структурной механики графитовой кладки реактора РБМК специалистами ФЭИ и НИКИЭТ разработан программный комплекс-код R-SPACE. Совместно с кодом RELAP5 он применялся для анализа единичного и множественного разрыва топливных каналов в графитовой кладке РБМК.

В рамках уникального проекта РАСПЛАВ (российские комплексные исследования по проблеме удержания расплава в корпусе реактора) созданы код для моделирования взаимодействия расплав-бетон RASPLAV/MCCI, код для моделирования растекания расплава RASPLAV SPREAD.

Применительно к моделированию процессов в защитной оболочке (контейнменте) разработаны программа КУПОЛ и комплекс кодов PROBL-3ET- COM. Для моделирования выхода и поведения продуктов деления в контейнменте и их выбросов в окружающую среду созданы коды LEAK4 и ISTRA.