Как проверяют безопасность ядерных реакторов? Интервью с представителем Национального ядерного центра

О применяемых в Национальном ядерном центре Республики Казахстан методах и их значении для обоснования безопасности реакторов рассказывает ведущий научный сотрудник лаборатории филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК Артур Сураев, передает novoetv.kz со ссылкой на dalanews.kz.

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

— Современное компьютерное моделирование позволяет изучать процессы, происходящие внутри реактора, без проведения большого количества дорогостоящих и сложных экспериментов. С его помощью можно заранее оценить работу реакторной установки как в условиях нормальной эксплуатации, так и при проектных и запроектных авариях.

Компьютерные модели позволяют анализировать взаимосвязанные физические процессы, прогнозировать возможные изменения и принимать технические решения, направленные на повышение уровня безопасности уже на этапе проектирования и научных исследований.

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

— Для расчетного сопровождения реакторных экспериментов специалисты РГП НЯЦ РК используют современные лицензионные программные продукты: программные комплексы MCNP6.3 и ANSYS Academic Research.

Эти программные комплексы дополняют друг друга. MCNP предназначен для моделирования 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?

— Программа MCNP6.3 основана на методе Монте-Карло и использовании непрерывной библиотеки ядерных данных. Она позволяет с высокой точностью моделировать перенос нейтронов и гамма-квантов в сложной трехмерной геометрии.

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

— Какие задачи выполняет программный комплекс ANSYS?

— Программный комплекс 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 тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок при различных режимах эксплуатации.

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

— В чем значение совместного использования этих программных комплексов?

— Взаимодействие этих программ позволяет получить максимально высокую точность.

Сначала MCNP рассчитывает распределение энерговыделения в активной зоне реактора. Затем эти данные передаются в ANSYS, где рассчитываются температурные поля. После этого обновленная информация снова направляется в MCNP для проведения следующего расчета с учетом температурных обратных связей.

Такой обмен данными позволяет создать высокоточный цифровой двойник активной зоны реактора и максимально надежно прогнозировать работу ядерного топлива как в условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах.

— Можно ли полностью доверять компьютерным расчетам?

— Нет. Любая расчетная методика обязательно должна проверяться на соответствие экспериментальным данным. Этот процесс называется верификацией и является обязательным этапом применения компьютерного моделирования.

В Национальном ядерном центре Республики Казахстан в качестве экспериментальной базы для таких работ используются исследовательские реакторы ИВГ.1М и ИГР, а также специальные внереакторные экспериментальные комплексы.

Результаты, полученные в ходе исследований, позволяют уточнять математические модели, благодаря чему повышаются точность и надежность компьютерных расчетов.

— В каких сферах впоследствии применяются разработанные методики?

— После успешной верификации расчетные методики могут применяться для анализа работы тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих 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 поколений ядерного топлива, обладающего повышенной устойчивостью к аварийным воздействиям.

— Каково значение этой работы для развития атомной 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 при эксплуатации, и обеспечить научное сопровождение разработки и совершенствования реакторных технологий. Сегодня сочетание цифрового моделирования с экспериментальной проверкой считается одним из ключевых условий безопасного развития атомной энергетики.