Развитие кодов и систем нового поколения на базе цифровых технологий и усовершенствованных алгоритмов решения мультифизичных задач в рамках проблемы безопасного развития инновационных ядерных энерготехнологий и ядерного топливного цикла.

В рамках работы по теме выполнено 4 НИР. По НИР «Задачи о распределении нейтронов в слабосвязных системах с помощью методов ассоциированных инвариантных подпространств» представлены решения по распределению нейтронов в плоских слабосвязных системах с помощью методов спектрального анализа. Для вычисления распределений нейтронов деления в плоских протяженных системах типа «твэл» проведен анализ применимости метода дихотомии матричного спектра — метода ассоциированных подпространств. Для таких систем предварительно формируются матрицы деления, которые оказываются несимметричными с выраженной диагональной структурой. Для выделения ассоциированных подпространств определен метод задания базисных векторов-индикаторов на основе матрицы деления и соотношений типа Зона→Система/ Система→Зона. Распределение нейтронов указывается для областей, определяемых векторами-индикаторами. Для разных наборов векторов-индикаторов исследованы получаемые распределения, сформулированы проблемы для адекватного сопоставления получаемых распределений и предложены решения. Приведены распределения нейтронов деления для слабосвязной гетерогенной системы «твэл» с разным обогащением по зонам от w =0,7% до w =90%. По НИР «Разработка программы для ЭВМ, реализующей возможности ячейкового и канального подходов для моделирования теплогидравлических процессов в первом контуре реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем» целью работы является разработка программы для ЭВМ, реализующей возможности ячейкового и канального подходов для моделирования теплогидравлических процессов в первом контуре реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем. Разработка включает: интеграцию ячейкового расчетного кода SubChannel-Na в системную оболочку SMART-LM и объединение с канальным теплогидравлическим расчетным кодом HYDRA-IBRAE, что позволяет моделировать процессы, протекающие в первом контуре реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем с более детальным расчетом активной зоны по сравнению с канальным подходом. Созданная программа обладает большей универсальностью по сравнению с каждым из входящих в неё кодов и использует их сильные стороны. Выполнены тестовые расчеты модельных задач. Также проведена валидация программы на экспериментах с течением натриевого теплоносителя в 37-стержневой сборке (Эксперимент KNS, Германия, Karlsruhe,Kaiser, 1977). Созданная программа для ЭВМ является новой и превосходит по полноте описания теплогидравлических процессов в натриевом теплоносителе как в отдельно взятом канальном коде, так и в отдельно взятом ячейковым коде. По НИР «Реализация алгоритмов ускорения сходимости итерационных процессов в коде на базе метода конечных элементов при решении задач радиационной защиты» работа направлена на внедрение современных эффективных вычислительных методов и алгоритмов в конечно-элементный расчетный код ODETTA, предназначенный для решения задач радиационной защиты. Целью работы является разработка и внедрение алгоритмов ускорения итераций при решении задач термализации нейтронов в радиационной защите, в состав которой входят такие материалы как вода, бетон, графит. Традиционно используемый итерационный метод Гаусса-Зейделя имеет низкую скорость сходимости в слабопоглощающих средах, что определяет необходимость использования алгоритмов ускорения сходимости. По результатам анализа алгоритмов ускорения внешних итераций выбрана транспортная двухсеточная схема, не требующая построения согласованного разностного аналога. По НИР «Расчётное исследование роли теплообмена излучением в развитии начальной и поздней стадий тяжёлых аварий на АЭС с легководными реакторами» на основании анализа экспериментальных данных о тепловом излучении материалов активной зоны ядерных реакторов, сопоставления с моделями теплового излучения в зарубежных кодах-аналогах и с учётом результатов расчётной оценки роли теплообмена излучением в развитии тяжёлых аварий определены недостатки и направления совершенствования модели излучения в отечественном интегральном коде СОКРАТ. Выполнен анализ чувствительности характеристик тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР к параметрам модели излучения в активной зоне на начальной и поздней стадиях разрушения. Результаты НИР могут быть использованы для планирования работ по развитию кода СОКРАТ, а также для определения оптимальных нодализационных схем активной зоны при выполнении расчётных анализов безопасности действующих и строящихся энергоблоков АЭС с ВВЭР. Также полученные результаты позволяют количественно оценить влияние неопределённостей моделирования теплообмена излучением при помощи кода СОКРАТ на неопределённости прогнозных оценок параметров, важных для безопасности при тяжёлых авариях.