Отчет о НИОКР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2017 года» (заключительный)

Объекты разработки: отчет о верификации и обосновании программного средства «Расчетный код ODETTA для решения задач переноса нейтронов и гамма-квантов в многогрупповом SnPm-приближении методом конечных элементов на неструктурированных тетраэдральных сетках, включая работу с сеточными данными. Версия 2.1», пакет программ ЛОГОС для моделирования течений жидкометаллического теплоносителя в оборудовании РУ на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, программные средства «Прецизионный масштабируемый вихреразрешающий CFD-модуль на базе DNS-приближения, ориентированный на петафлопсные (10¹⁵) вычислительные ЭВМ. Версия 3.0», «Трехмерный код расчета радиационной обстановки на промышленной площадке АЭС с учетом застройки. Версия 1.1 (РОУЗ)», «Программа для расчета радиационной обстановки в мезомасштабе (за пределами промышленной площадки объекта использования ядерной энергии). Версия 1.1 (РОМ)», "Динамический интегральный универсальный расчетный код для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. Версия 1.2 (ЕВКЛИД/V1.2), «Интегральный код для анализа запроектных аварий на АЭС с РУ БН. Версия 2.0. (СОКРАТ-БН/В2)», «Код для моделирования процессов переноса продуктов деления и тепломассообмена в помещениях АЭС. Версия 1.0 (КУПОЛ-БР)»; ячейковый модуль для нестационарного теплогидравлического расчета тепловыделяющей сборки, охлаждаемой жидкометаллическим теплоносителем. Проведены экспериментальные измерения отдельных параметров течения и теплообмена тяжелого жидкометаллического теплоносителя в канальных и межканальных промежутках гладкого вертикального пучка стержней с дистанционирующими решетками. Разработаны трехжидкостные модели двухфазной среды для последующего внедрения в теплогидравлический модуль HYDRA-IBRAE/LM/V2 интегрального кода ЕВКЛИД/V2, модель затвердевания и плавления свинцового теплоносителя на поверхности стенки канала для включения в теплогидравлический модуль кода ЕВКЛИД/V2 (HYDRA-IBRAE/LM/V2), равновесная термодинамическая модель затвердевания жидкого свинца для включения в теплогидравлический модуль кода ЕВКЛИД/V2 (HYDRA-IBRAE/LM/V2), пакет документации к динамическому интегральному универсальному расчетному коду для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями ЕВКЛИД/V2, интегральный расчетный код ЕВКЛИД/V2 с включенными в его состав трехжидкостной моделью, моделью затвердевания и плавления свинцового теплоносителя, модулем SAFR/V1 для расчета задач с разрушением а.з. быстрого реактора; разделы верификационного отчета интегрального кода ЕВКЛИД/V2, обосновывающие применимость кода для моделирования процессов разрушения активной зоны и переноса примесей и продуктов деления по контурам реакторной установки, погрешности расчета отдельных параметров кинетическим нейтронно-физическим модулем; CFD-код с дополнительными моделями наиболее важных процессов образования, взаимодействия, осаждения и переноса примесей в контурах со свинцовым теплоносителем; библиотеки программных модулей технологических процессов модуля фабрикации и переработки; разделы верификационного отчета усовершенствованной версии кода БЕРКУТ для нитридного топлива. Предложены усовершенствованная версия твэльного кода БЕРКУТ для моделирования термомеханического поведения одиночного твэла с оксидным (диоксидное и МОКС) топливом и газовым подслоем в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, функциональность системы управления процессами жизненного цикла расчетных кодов (СУРРК-ALM) и автоматизированной системы СУРРК-Портал, на базе которой функционирует информационный портал проекта «Коды нового поколения».