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

Цель предлагаемого исследования состоит в: Повышении точности нейтронно-физических расчетов на основе методов Монте-Карло при решении задач на критичность на основе максимально полной базы ядерно-физических данных, включающей транспортные библиотеки с поточечным представлением ядерных данных, библиотеки выхода продуктов деления на полном базисе элементов выхода ПД, расширенной библиотеке одногрупповых констант с дополнительными нейтронными реакциями. Разработке бенчмарк-тестов для обоснования прецизионных нейтронно-физических расчетов в задачах изотопной кинетики ядерных реакторов; Создании программного средства нового поколения для расчёта процессов теплогидродинамики натриевого теплоносителя в пучке твэлов тепловыделяющей сборки (ТВС) реакторных установок на быстрых нейтронах. Задача будет решаться в приближении трехжидкостной модели двухфазного течения натриевого теплоносителя в пучке твэлов. Для решения задачи будет использован ячейковый метод. Применение ячейкового метода позволяет более детально, по сравнению с традиционно используемым для моделирования двухфазного течения теплоносителя канальным методом, определять распределение параметров теплоносителя (температуры, давления и других параметров) по сечению и высоте ТВС; Анализе возможностей создание реактора на быстрых нейтронах большой мощности с использованием металлического топлива с оценкой его характеристик с использованием созданных алгоритмов для обоснования работоспособности быстрого реактора большой мощности с металлическим топливом. Для оценки характеристик реактора с использованием металлического топлива, в том числе для оценки его безопасности был разработан алгоритм решения задачи переноса нейтронов в реакторе с учетом образующихся газовых полостей в нем в рамках широко используемого диффузионного приближения, планируется разработать алгоритм расчета парциальных полей нейтронов в реакторе (мгновенных, запаздывающих и нейтронов источника) для более глубокой, чем ранее, детализации нейтронно-физических характеристик реактора, а значит и для более всестороннего анализа безопасности работы исследуемого реактора; Выполнении комплекса расчётно-аналитических работ в области безопасности АЭС, включающего: анализ полноты и прототипности существующих экспериментальных данных по коагуляции, осаждению и росту гигроскопичных аэрозолей для разработки моделей и обоснования расчётов источника радиоактивных веществ в окружающую среду при тяжёлых авариях на АЭС с реакторами типа ВВЭР; численный анализ работы теплогидравлических пассивных систем отвода тепла от парогенераторов АЭС в проектных и непроектных режимах; исследование процесса окисления твэлов с использованием физико-математических моделей кода СОКРАТ/В3 на данных эксперимента QUENCH-19. Будет выполнен анализ и представлены существующие ограничения в использования существующих расчетных кодов для задач нуклидной кинетики. Будут представлены алгоритмы для получения распределений нейтронов на основе матрицы деления с использованием спектрального анализа. Будут разработаны бенчмарк-тесты для обоснования прецизионных нейтронно-физических расчетов в задачах нуклидной кинетики ядерных реакторов. Будет выполнен обзор и анализ экспериментальных данных, которые могут быть использованы для верификации разработанной программы для ЭВМ. Будет проведена верификация программы для ЭВМ, определены погрешности (неопределённости) расчёта ключевых параметров и проведены демонстрационные расчёты с анализом неопределённостей и чувствительности. Будет выполнен обзор и анализ работ, в которых изучалось влияние присутствия неконденсируемых газов на процессы тепломассообмена в двухфазных потоках натриевого теплоносителя, а также подходы к моделированию динамики размера дисперсных частиц для более точного описания процессов тепло- и массопереноса. Будет разработана усовершенствованная трехжидкостная модель двухфазного течения натриевого теплоносителя в тепловыделяющей сборке реакторной установки в рамках ячейкового подхода, учитывающая присутствие в теплоносителе неконденсируемых газов и включающая модель, отслеживающую динамику размеров дисперсных частиц (уравнение, определяющее динамику изменения плотности площади межфазной поверхности). Будет выполнен обзор и анализ работ, в которых для описания динамики дисперсных частиц применялся подход на основе кинетического уравнения позволяющий учитывать весь спектр размеров частиц для более точного описания процессов тепло- и массопереноса. Будет разработана усовершенствованная трехжидкостная модель двухфазного течения натриевого теплоносителя в тепловыделяющей сборке реакторной установки в рамках ячейкового подхода, отслеживающая динамику всего спектра размеров дисперсных частиц (на основе кинетического уравнения). Будут реализованы современные итерационные решатели Крыловского типа и проведен сравнительных анализ в части их эффективности. Будет реализована технология весовых окон для уменьшения дисперсии, основанная на совместном использовании детерминистического и стохастического нейтронно-физических кодов. Будет реализована адаптивная hp-версия метода конечных элементов, включающая адаптивное исключение или добавление узлов сетки (h-версия) и адаптивное увеличение степени базисных полиномов (p-версия). На основании результатов численного моделирования экспериментов с оболочками аварийно-устойчивого топлива будут исследованы процессы окисления оболочек твэлов на начальной стадии разрушения активной зоны водо-водяных реакторов в авариях, вызванных потерей теплоносителя. На основе аналитического обзора экспериментальных данных и существующих моделей химического взаимодействия будет определен перечень химических реакций с соединениями цезия и йода, протекающих в газовой среде первого контура и защитной оболочки, учет которых наиболее важен с точки зрения оценки результирующего радиоактивного выброса из-под защитной оболочки в окружающую среду. Для данного перечня будет сформирован перечень экспериментов, результаты которых могут быть использованы для разработки соответствующих моделей химического взаимодействия и их верификации. Полученные результаты направлены на повышение точности численного моделирования выхода радиоактивных веществ в ходе тяжёлых аварий на АЭС с реакторами водо-водяного типа и могут быть использованы как методическая основа при разработке моделей интегральных кодов и их матрицы верификации. С использованием экспериментальных данных, полученных на прототипных установках, и расчётных программ будут исследованы последствия повторного залива водой тепловыделяющих сборок на стадии их разогрева до высоких температур (1100 град. С и выше). На основании полученных результатов будут сформулированы рекомендации по времени и расходу воды, при которых последствия повторного залива не создают дополнительных угроз физическим барьерам безопасности на энергоблоке АЭС.