Создание новых поколений вычислительных алгоритмов, моделей и программных средств для инновационных ядерных и термоядерных энерготехнологий и ядерного топливного цикла.

В рамках работы по теме выполнено 4 НИР. По НИР «Сравнительный анализ методов решения задач нуклидной кинетики в расчетных кодах». В соответствии с современными требованиями к разработке объектов ядерной энергетики, предполагающими, в том числе, и совершенствование расчетной базы, предлагаемая программа MZK для решения задач нуклидной кинетики позволяет проводить расчеты на расширенной базе данных, используя современные файлы ядерно-физических данных. Программа MZK базируется на программах-решателях библиотеки SADEL и обеспечивает вычисление переменных ОДУ до 10^50 (в удельных единицах при значениях до 10^-25 для базовых нуклидов) с гарантированной погрешностью. Программу MZK можно рассматривать в качестве инструментального средства для реализации вычислительного эксперимента, что представляется особенно важным в отсутствие необходимых экспериментальных данных и аналитических решений для большей части нуклидов. По НИР «Верификация программы для ЭВМ, реализующей трехжидкостную модель двухфазного течения натриевого теплоносителя в тепловыделяющей сборке реакторной установки. Проведение демонстрационных расчетов». Целью работ являлась верификация и валидации, а также доработка программы для ЭВМ на основе трехжидкостной модели течения двухфазного натриевого теплоносителя в тепловыделяющей сборке реакторной установки в рамках ячейкового подхода. При выполнении работ использовались следующие методы исследований: обзор и аналитический анализ литературы, определение наиболее важных явлений и построение соответствующей таблицы (PIRT), выбор экспериментов подходящих для валидации, построение матрицы верификации и валидации, моделирование экспериментов и сравнение величин, полученных в расчёте с экспериментом. В результате выполнения работ создана программа для ЭВМ «Программа для моделирования двухфазных режимов течения натриевого теплоносителя в тепловыделяющей сборке в рамках ячейкового подхода. Версия 1.1 (SubChannel-Na/V1.1)». Проведена валидация программы на экспериментах с натриевым теплоносителем. Созданная программа для ЭВМ является новой и превосходит по полноте описания процессов в натриевом теплоносителе модели, используемые в настоящее время в ячейковых кодах. Область применения результатов: разработанная программа двухфазного течения натриевого теплоносителя в тепловыделяющей сборке реакторной установки в рамках ячейкового подхода после валидации и аттестации программы может использоваться для обоснования безопасности РУ на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. По НИР «Доработка алгоритмов, использующихся в нейтронно-физическом коде на базе многогруппового SnPm приближения и метода конечных элементов, в части повышения быстродействия при моделировании переноса нейтронов на неструктурированных тетраэдральных сетках». Обзор отечественных нейтронно-физических кодов показал, что в качестве итерационного метода используется один из релаксационных методов: метод простой итерации, метод Якоби, метод Гаусса-Зейделя или метод верхней релаксации, которые не ресурсоемки и просты в реализации, но имеют невысокую скорость сходимости. Существуют более эффективные и современные итерационные методы решения СЛАУ – проекционные методы на подпространствах Крылова. Эти методы обладают целым рядом достоинств: они устойчивы, допускают эффективное распараллеливание, работу с различными строчными (столбцовыми) форматами и предобуславливателями разных типов, сходятся быстрее релаксационных методов. По НИР «Исследование процесса окисления твэлов с использованием физико-математических моделей кода СОКРАТ-В1/В2 на данных экспериментов с оболочками аварийно-устойчивого топлива». Объект исследований – процессы окисления оболочек твэлов аварийно-устойчивого топлива АЭС. Цель работы состоит в численном моделировании экспериментов с окислением оболочек аварийно-устойчивого топлива и расчётном анализе источников водорода, образующегося в ходе тяжёлых аварий вследствие процессов окисления оболочек твэлов на начальной стадии разрушения активной зоны водо-водяных реакторов с аварийно-устойчивым топливом. Методы проведения работы включают аналитический обзор, численное моделирование, верификацию на экспериментальных данных. Новизна работы заключается в оценке преимуществ оболочек аварийно-устойчивого топлива по сравнению с оболочками из циркониевого сплава на основе численного анализа представительных тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР. Результаты работы могут быть использованы при принятии решений о внедрении различных проектов аварийно-устойчивого топлива на АЭС, а также при анализах безопасности реакторных установок ВВЭР с активной зоной, содержащей аварийно-устойчивое топливо.