Ядерная энергетика и прикладная математика
Проблемы, связанные с использованием ядерной энергии, занимают одно из центральных мест в научных исследованиях Института с момента основания и по настоящее время. К ним в первую очередь относятся создание и оптимизация безопасной ядерной и термоядерной энергетики, безопасное хранение и переработка ядерных отходов, оборонная тематика.
В Институте разрабатываются физико-математические модели, численные методики и соответствующие программные комплексы, а также в проводятся прецизионные расчеты реальных установок. Созданы первые в СССР трехмерные многогрупповые программы расчета ядерных реакторов и универсальные системы обеспечения расчетов "ядерными константами", т. е. параметрами, описывающими свойства вещества. В середине 70-х годов с помощью этих комплексов были проведены многогрупповые трехмерные расчеты основных нейтронно-физических характеристик реакторов на промежуточных нейтронах.
В течение последних двух десятков лет все нейтронно-физические и тепло-гидравлические расчеты ядерно-энергетических установок различного типа и назначения проводятся в рамках разработанного в Институте пакета прикладных программ РЕАКТОР [117]. Пакет РЕАКТОР позволяет решать стационарные и нестационарные уравнения переноса нейтронов и гамма-квантов в различных приближениях в одномерной и многомерной геометриях, дает возможность использовать различные библиотеки ядерных данных. В пакет включены также некоторые зарубежные программы (LAHET (USA), WIMS (UK) и др.), которые позволили расширить класс решаемых задач (динамика водо-водяных энергетических реакторов и электро-ядерных систем).
Для решения задач защиты от проникающей радиации реализована методика совместного решения уравнения переноса для нейтронов и гамма-квантов с учетом сильной анизотропии в интеграле рассеяния.
С использованием различных версий этого пакета был выполнен ряд крупных работ.
* Проведены трехмерные расчеты стартового состояния реактора БН-350 и определены скорости основных типов реакций.
Различными цветами обозначены торцевой и боковые отражатели, защита реактора, стрежни системы управления и защиты и различные типы кассет.
* В целях обоснования проекта реактора на быстрых нейтронах БН-800 первой загрузки и улучшения его характеристик в конце 80-х годов совместно с ФЭИ (г. Обнинск) проведены расчеты различных компоновок реактора. Результатом исследований явились предложения по переходу к более плотной активной зоне (на первом этапе) и к гетерогенной активной зоне с центральной аксиальной прослойкой из воспроизводящего материала.
* В ФЭИ проведено экспериментальное моделирование первой загрузки реактора БН-800 на критической сборке БФС-48. Трехмерные полномасштабные расчеты использованы для интерпретации экспериментальных результатов на критической сборке.
* Для рабочего состояния реактора БН-600 проведена интерпретация показаний датчиков для различных типов реакций с учетом расположения детекторов в пределах тепловыделяющей сборки и решетки тепловыделяющих элементов. Результаты расчетов хорошо совпали с экспериментальными данными.
* Проведены опережающие расчеты кампании стенда-прототипа ядерной энергетической установки на промежуточных нейтронах.
В начале 90-х годов была создана независимая Межведомственная комиссия по оценке безопасности основных типов ядерных энергетических реакторов. Ряд принципиальных расчетов, связанных с научным обеспечением деятельности комиссии, был проведен в нашем институте.
На первом этапе работы комиссии проведены расчеты реактора БН-800, моделирующие расплавление активной зоны реактора. Обнаружена возможность возникновения вторичной критичности в спроектированном реакторе. По результатам работы комиссии выработаны предложения для внесения изменений в проект реактора.
На втором этапе работы комиссии в ИПМ анализировались возможные причины разрушения парогенераторов реактора ВВЭР-1000. Расчеты показали, что используемый в проекте приближенный расчет поля скоростей в парогенераторе является удовлетворительным, и гидродинамические процессы не могут привести к его разрушению.
Корректное математическое моделирование приводит к необходимости проводить одновременный расчет динамики процессов во всех тепловыделяющих элементах.
Кроме того, проведены следующие исследования:
* расчеты натриевого пустотного эффекта реактивности, измеренного в эксперименте "ZEBRA" (UK) для пяти различных стадий осушения натрия, получено хорошее совпадение с результатами эксперимента [118];
* для реактора БН-800 рассчитаны различные типы гипотетических аварий, в том числе связанные с полным отключением электричества от насосов охлаждения и начальной стадией кипения жидкого натрия;
* смоделированы основные проектные аварии реактора ВВЭР, штатные режимы, модели останова и запуска реактора.
Проведенные исследования показали, что пакет РЕАКТОР может служить базовым инструментом для экспертизы безопасности действующих и проектируемых объектов ядерной энергетики.
С первых лет работы над компьютерным моделированием ядерных реакторов и по настоящее время эти исследования ведутся в тесном контакте с учеными из РФЯЦ ВНИИЭФ (г. Арзамас), РФЯЦ ВНИИТФ (г. Снежинск), ИММ РАН (г. Екатеринбург), ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И.Лейпунского (г. Обнинск), ГНЦ РФ ИАЭ им. И.В.Курчатова, НИКИЭТ, ВНИИНМ им. А.А.Бочвара (г. Москва) и других ведущих научных центров страны.
Созданные в Институте математические модели ряда физических процессов, оригинальные вычислительные алгоритмы совместного решения задач переноса нейтронов и гамма-квантов, гидродинамики и тепломассопереноса во многом определили высокий уровень работ в этой области, достигнутый в России [119,120].