РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК Институт проблем безопасного развития атомной

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК Институт проблем безопасного развития атомной энергетики RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES Nuclear Safety Institute (IBRAE) Разработка интегрированной системы кодов для анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов В. Н. Семенов МИФИ, 31. 03. 2011 1

ФЕДЕРАЛЬНАЯ ЦЕЛЕВАЯ ПРОГРАММА «ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» НА 2010 -2020 ГОДЫ» § Основной целью Программы является «создание новой технологической платформы ядерной энергетики на базе замкнутого ядерного топливного цикла с быстрыми ректорами для атомных электростанций, обеспечивающей потребности страны в энергоресурсах и повышение эффективности использования природного урана и отработавшего ядерного топлива» 2

Реакторы на быстрых нейтронах § Ключевые характеристики быстрых реакторов § Большее число избыточных нейтронов и возможность расширенного воспроизводства топлива § Вовлечение в топливный цикл U 238 – замкнутый топливный цикл, снятие ресурсных ограничений § Снижение токсичности и объема изолируемых отходов – радиационно-эквивалентное захоронение § Высокая безопасность – концепция естественной безопасности 3

ФЕДЕРАЛЬНАЯ ЦЕЛЕВАЯ ПРОГРАММА «ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» НА 2010 -2020 ГОДЫ» § ФЦП предусматривает разработку трех технологий быстрых реакторов : § реактор со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ) • P=300 Mw, Q ≈ 1, крупномасштабная энергетика, внутренняя безопасность § реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР-100 • P=100 Mw, Q ≈ 1, региональная энергетика § реактор с натриевым теплоносителем БН-1200 • P=1200 Mw, Q≥ 1, крупномасштабная энергетика, бридинг 4

Характеристики быстрых реакторов с точки зрения безопасности Преимущества § Нет высокого давления в первом контуре § Невозможны аварии с потерей теплоносителя § Нет источников водорода в реакторном блоке § Нет проблемы водородной безопасности § Низкий запас реактивности на выгорание § Нет возможности кризиса теплообмена – для тяжелого теплоносителя. Недостатки § Возможность натриевого пожара и взаимодействия натрия с водой – для РУ БН § Водород помещении парогенераторов § Коррозионная активность тяжелого теплоносителя 5

Разработка интегрированной системы кодов ФЦП предусматривает в качестве обеспечивающей подпрограммы § Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для анализа и обоснования безопасности перспективных атомных электростанций Система кодов: § Открыта и доступна для использования всеми заинтересованными организациями, в том числе, надзорными органами § Единая система с общей системной оболочкой и интерфейсом и тремя опциями, соответствующими трем типам РУ, разрабатываемым в рамках ФЦП (БН-К, СВБР-100, БРЕСТ) 6

Необходимость разработки расчетных кодов • Обеспечение высокого уровня экономической эффективности, конкурентоспособности отечественных БР за счет оптимизации проектных решений и обоснование безопасности отвечающего современному международному уровню • Обеспечение соответствие современным подходам к разработке расчетных кодов нового поколения с использованием современных компьютерных технологий (архитектура, параллельные вычисления, суперкомпьютеры) • Обеспечение независимости от западных разработчиков кодов • Сохранение уникального интеллектуального потенциала и накопленной в России базы знаний и экспериментального опыта по физике быстрых реакторов 7

Состояние развития кодов для БР § Разработаны зарубежные сквозные коды для анализа безопасности БР § SAS 4 A (США) § SIMMER (Франция, Япония, Германия) § Отечественные разработки сосредоточены в нескольких организациях § ФЭИ (TRIGEX, DINROS, TWOCOM, GRIF-SM, BOS-TWC, COREMELT, INTERACT, ANPEX, BRUT, ACME, KONDOR, BOX, LLEAK и др ) § ОКБМ (DIN 800, Динамика 3, TANDEM, BURAN ) § НИКИЭТ (DINA, MAUNT-BR, МОНСТР, FACT-BR, DINBREST ) § ОКБ Гидропресс (Реактор-ГП, TRIANA-6, Стат-ПГ) § ИБРАЭ (JOKER, СОКРАТ, SFPR, RELEASE и др. ) 8 8

Состояние развития кодов для БР в России § Отечественные разработки по уровню моделирования в целом не уступают, а в чем-то превосходят зарубежные аналоги § Эти разработки выполнены в разное время, разными коллективами в разных организациях и не объединены в единую интегральную систему кодов для сквозного моделирования всех процессов и элементов АЭС § Отсутствует отчуждаемый от разработчика инструментарий, который мог бы независимо использоваться разными организациями, в том числе надзорными органами, для анализа и обоснования безопасности АЭС с быстрыми реакторами 9 9

Расчетные коды для водо-водяных реакторов. Сквозной интегральный код СОКРАТ § § 10 Задачи: § Анализ и обоснование безопасности АЭС с РУ ВВЭР от исходного события до оценки риска для населения § Оптимизация конструкции Кооперация: § ИБРАЭ § РНЦ «Курчатовский институт» § ВНИИЭФ § СПб. АЭП, ННАЭП § ЭНИЦ, ФЭИ, ИТ СО РАН § ОКБ ГП, ОКБМ § НПО ЛУЧ, НИИАР, ВНИИНМ, § НИТИ

Код СОКРАТ – базовые принципы § § § 11 Использование подходов «из первых принципов» Современная технология интеграции моделей и кодов Универсальность моделей Выполнение полного комплекса работ «под ключ» : § разработка физических моделей § интеграция в программный комплекс § анализ экспериментов § верификация § разработка и отладка моделей АЭС и РУ § подготовка кадров Испытания на установке Применимость к различным типам АЭС и ПАРАМЕТР (НПО ЛУЧ, РУ ОКБ ГП, ВНИИНМ, ИБРАЭ РАН

Применения расчетного кода СОКРАТ § § § Анализ эффективности работы пассивных систем безопасности ЛАЭС-2 и НВАЭС-2 для выбора их конструктивных параметров Анализ аварийных последовательностей для обоснования безопасности АЭС-2006 и для получения исходных данных для проектирования устройства локализации расплава (УЛР) и системы обеспечения водородной безопасности в ЗО Оценка выходов массы, энергии и водорода для определяющего сценария тяжелой аварии РУ В 213 при обоснования водородной безопасности 3 и 4 блок Кольской АЭС Расчеты по выбору оборудования при проектировании стендов в поддержку обоснования пассивных систем безопасности ЛАЭС-2 Для подготовки ТОБов для АЭС в Китае, Индии, ЛАЭС-2, НВАЭС-2 , РУ малой энергетики КЛТ 40 С Модель ВВЭР АЭС с РУ КЛТ-40 С 12

Перечень критических явлений, важных для безопасности для разных типов РБН § Естественная циркуляция и теплоотдача при ЕЦ во всех контурах. § Кипение теплоносителя и двухфазный теплообмен. Кризис теплоотдачи (для РУ БН) § Плавление оболочек твэлов и топлива, перемещение расплавленных материалов АЗ, фрагментация топлива (для РУ БН) § Взаимодействие топлива с теплоносителем при повреждении твэлов § Поведение паровых и газовых (Ar+H 2) пузырей в тяжелом теплоносителе (для РУ СВБР, БРЕСТ) § Эрозия, коррозия, массоперенос, физико-химические взаимодействие теплоносителя с оболочками и конструктивными элементами (для РУ СВБР, БРЕСТ) § Перенос продуктов деления и коррозии с контурах и газовой системе. 13

Перечень исходных событий для анализа запроектных аварий для РУ БН § Потеря системного электроснабжения с отказом аварийной защиты реактора § Полная потеря системного и надежного электроснабжения (АЗ срабатывает, САРХ ВТО не функционирует) § Разгерметизация полным сечением натриевых трубопроводов II контура § Взаимодействие натрия с водой в боксе парогенератора § Полная потеря системного и автономного электроснабжения с отказом аварийной защиты реактора (объединенная авария 1 и 2) § Разгерметизация основного и страховочного корпусов реактора и пожар в шахте реактора § Попадание в натрий I контура значительных количеств водорода или углеродосодержащих веществ (из маслосистемы ГЦН I контура, внутрикорпусной защиты. . . ) § Пожар с поражением систем контроля и энергоснабжения 14

Перечень исходных событий для анализа запроектных аварий для РУ СВБР-100 § Полная потеря системного и надежного электроснабжения на 48 часов § Потеря системного электроснабжения с отказом аварийной защиты реактора на 48 часов § Множественные разрывы теплообменных трубок в модуле парогенератора § Множественные разрывы теплообменных трубок с разгерметизацией газовой системы 1 контура. § Частичная блокировка проходного сечения в активной зоне. § Блокировка проходного сечения каналов охлаждения внутрикрпусной радиационной защиты. 15

Состав интегралного кода для сквознных расчетов динамических режимов §Нейтронно-физический модуль. §Теплогидравлический модуль. §Термомеханический модуль. §Модуль поведения продуктов деления в топливе. §Модуль взаимодействия теплоносителя с топливом и материалами АЗ. §Модуль миграции ПД в первом контуре, газовой подушке и системе вентиляции. §Модуль описания поведения натрия при проливах из натриевых контуров, в частности генерации и эволюции натриевых аэрозолей в помещениях и в атмосфере. §Модуль расчёта взаимодействия натрия с водой и паром в парогенераторах. §Модуль по расчету прочности конструкций. §Модуль оценки радиационной обстановки за пределами станции (включая физику натриевых аэрозолей). §Модуль поведения параметров турбоустановки и другого оборудования водяного контура. §Модуль управления. 16

Соисполнители программы по кодам Исполнители: § § § ИБРАЭ РАН ГНЦ ФЭИ им. А. И. Лейпунского ОАО ОКБ «Гидропресс» ОАО НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля ОАО «ОКБМ Африкантов» Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» § Институт прикладной математики РАН § МГУ им. М. В. Ломоносова 17

Разрабатываемые компоненты интегрированной системы кодов Тяжелоаварийный код COREMELT-ГЕФЕСТ многожидкостная многокомпонентная теплогидравлика (ФЭИ) + нестационарная диффузионная пространственная кинетика(ИБРАЭ). Новое качество – применение пространственной кинетики при описании перемещения материалов а. з. Интегральный сквозной код СОКРАТ-БН (2 -фазная теплогидравлика + точечная кинетика + термомеханика +оборудование станции (ИБРАЭ)) Новое качество покассетный совместный расчет теплогидравлики и нейтроники а. з. MFPR – топливный код для БР. Новое качество – механистический подход к описанию миграции ПД. 18

Структура единичного канала в коде COREMELT-K Структурные элементы: p, w - целые элементы конструкции активной зоны (топливные сердечники, оболочки твэлов, чехлы ТВС), wd 1– затвердевшая сталь на чехле ТВС, wd 2 – затвердевшее топливо на чехле ТВС, d 11 и d 22 – затвердевшая сталь и топливо на поверхности оболочек целых твэлов. Компоненты: f – жидкий натрий, g – пар натрия, d 1 – расплавленная сталь или частички стали, d 2 – расплавленное топливо или частички топлива. 19 Фазовые переходы: M/F -плавление-затвердевание; V/C -парообразование-конденсация. – относительная площадь проходного сечения движущихся компонент; (1 - ) – относительная площадь структуры

Интегральный расчетный код для обоснования безопасности РУ БН: СОКРАТ-БН § Теплогидравлика жидкого натрия § § Системная теплогидравлика к канальном приближении Двухфазное течение теплоносителя с учетом кипения Теплообмен в активной зоне в двухфазной области Теплообмен между натриевыми и водяными контурами § Нейтронная физика § Нейтронная кинетика в точечном приближении § Нестационарная диффузионная пространственная кинетика (ГЕФЕСТ) § Топливо и твэльная термомеханика § Код «СВЕЧА» , модули MFPR и SFPR. 20

Расчетный модуль описания поведения ПД в топливе MFPR Ø Топливный модуль MFPR включает 4 крупных блока моделей: · Транспорт газовых ПД и пузырей · Транспорт химически активных ПД • Окисление/испарение топлива в атмосфере пар/водород/воздух · Транспорт радиоактивных ПД (> 240 нуклидов) · Эволюция дефектной микроструктуры что позволяет самосогласованно и механистически описывать поведение топлива в различных режимах облучения 21

Тестирование связного кода СОКРАТ-БН Высотные профили температуры натрия, внутренней поверхности оболочки, внешней поверхности топливной таблетки, центра топливной таблетки. Расчет по коду СОКРАТ 22

Расчет начальной стадии аварии ULOF БН-600 по коду COREMELT-ГЕФЕСТ 23

Расчет начальной стадии аварии ULOF БН-600 по коду COREMELT-ГЕФЕСТ 24

Расчет начальной стадии аварии ULOF БН-600 по коду COREMELT-ГЕФЕСТ Высотное распределение средней температуры стали оболочек в разных гидравлических каналах в момент времени 20 сек. 25

Тестирование работы модернизированного топливного кода Сравнение расчетных радиальных распределений температуры топливного сердечника после выхода на режим для трех координат АЗ 26

Тестирование работы модернизированного топливного кода Расчетная эволюция (SFPR) средних по толщине оболочки напряжений 27 Расчетная поврежденность оболочек, обусловленная пребыванием под нагрузкой при высокой температуре

Фрагменты матриц верификации кода Сократ в части теплогидравлических процессов при запроектных авариях на АЭС ВВЭР-1000 Для больших течей Для малых течей Экспериментальная база РНЦ КИ, ЭНИЦ, НИТИ, ЦКТИ, НПО «Луч» , НИИАР и др. , а также научных центров Франции, Германии, США и др. 28

Верификация теплогидравлических кодов (CОКРАТ, COREMELT) Эксперимент с подогревом и кипением натриевого потока (H. M. Kottowski et al 1984, ISPRA). Схема эксперимента ISPRA 29

Верификация новой версии СОКРАТ-БН: ISPRA эксперимент с кипением натрия 30

Верификация новой версии СОКРАТ-БН: ISPRA эксперимент с кипением натрия 31

Верификация новой версии СОКРАТ-БН: Эксперимент Takahashi K. , Fujii-E Y. , Suita T, Япония Перепады давления при кипении: p 3 -между входом в экспериментальный участок и серединой первого канала, p 2 -между входом и серединой второго канала, p 1 -между входом и входом в третий канал Cлева – расчет СОГРАТ, справа - эксперимент 32

Кросс-верификация теплогидравлических кодов (эксперимент ISPRA) 33 Высотные распределения температуры натрия и стенки трубы по кодам СОКРАТ-БН и COREMELT

Верификация новой версии СОКРАТ-БН: Эксперимент Зейгарника с кипением натрия Перепад давления вдоль канала 34

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Схема эксперимента льной петли. Схема расчетной области 35

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Экспериментальные данные: мощность, входная и выходная скорости и температура 36

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Расчет: давление в накопитель ном баке 37

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Расчет: Расход теплоноси теля на входе в сборку 38

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Расчет: Расход теплоноси теля на выходе из сборки 39

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Расчет: Температура чехла ТВС на верхнем уровне обогреваемог о участка 40

Верификация кода COREMELT. Эксперимент по разрушению сборки на реакторе TREAT Поля концентраций компонент внутри экспериментальной сборки в разные моменты времени топливо Сталь оболочки ТВЭЛа Корка стали на оболочке Корка топлива на оболочке Расплавленное топливо Расплавленная сталь оболочки Пар натрия Жидкий натрий Корка топлива на чехле Корка стали на чехле Разрушенный чехол сборки 41

ВЕРИФИКАЦИЯ КОДА SFPR: Теплопроводность облученного UO 2 топлива реакторов ВВЭР (НИИАР) Эксперимент: • Однородный разогрев образцов до тестовой температуры; • Импульсный разогрев оболочки электрическим током; • Измерение температурного отклика на внутренней поверхности UO 2 таблетки Ar 3 4 2 Сравнение расчетной и измеряемой температуры в центре топливной таблетки с выгоранием 60 Мвт*сут/кг 42

ВЕРИФИКАЦИЯ КОДА SFPR: Выход ГПД из топлива в реакторных экспериментах SILOE (CEA & Ed. F, France) CONTACT 1 test PWR pellet diameter: 8. 19 mm; Pellet density: 95% TD; Grain diameter: 10 μm; System pressure: 13 MPa; Linear power: 40 k. W/m; Fission rate: 2. 4 1019 m-3 s-1 Выход Хе из таблетки UO 2 топлива рассчитанный для условий эксперимента «CONTACT 1» в зависимости от выгорания при постоянной температуре (в центре таблетки – 1747 К, на наружной поверхности таблетки – 875 К) 43 Данные Westinghouse (для сравнения)

Моделирование аварийных режимов. Анализ нарушений нормальной эксплуатации Мощност ь Расхо д Врем я, с Относительное изменение мощности, % Время = 16. 2 с Относительн ые единицы Непредусмотренное извлечение стержня РС из активной зоны Относительное изменение аксиального распределения энерговыделений в ТВС при подъёме РС Аксиальная координата(сечение ТВС) 44

Моделирование аварийных режимов. Анализ нарушений нормальной эксплуатации Несанкционированное извлечение РС из активной зоны Изменение параметров ТВС ЗБО Высота, м Изменение параметров ТВС ЗМО Тангенциальные напряжения, МПа Высота, м Тангенциальные напряжения, МПа Коэффициент теплопередачи топливо-оболочка твэл, к. Вт/м 2 К Время: 45

Моделирование аварийных режимов. К анализу проектной аварии j i а б в г а) уровень верхней части головок ТВС (H=0) б) уровень расположения термопар терморешетки (H=100 мм) в) сечение H=300 мм г) сечение H=500 мм Установившиеся поля приращений температуры натрия в горизонтальных сечениях верхней камеры при блокаде части проходного сечения ТВС с координатами (ib=60, jb=10) 46

Моделирование аварийных режимов. К анализу проектной аварии и =2 с =4 с =20 с =8 с Поле концентраций источников наиболее долгоживущей группы 6 (1/λm, =74. 85 сек) в горизонтальном сечении 47 k=21, (ib=45, jb=9)

Моделирование тяжелой аварии ULOF на реакторе БН-600 (код COREMELT) Карта расчетной области, моделирующей первый контур БН-600 48

Моделирование аварии ULOF на реакторе БН 600 (код COREMELT) Временной ход реактивности 49

Моделирование аварии ULOF на реакторе БН 600 (код COREMELT) Временной ход относительной мощности 50

Моделирование аварии ULOF на реакторе БН 600 (код COREMELT) Конечная структура активной зоны топливо расплавленное топливо корка топлива на чехле корка топлива на твэлах корка стали на твэлах Расплавленная стальная корка на чехле корка на целых твэлах жидкий натрий пар натрия 51

Основные тенденции в развитии расчетных кодов: коды нового поколения § Связанные самосогласованные физические модели (мультифизичность) § Современная архитектура расчетных кодов § 3 D расчеты: CFD методы для течений, прецизионные нейтронные расчеты, термомеханика – минимум эмпиризма § Параллельные вычисления, суперкомпьютеры (ВНИИЭФ, МГУ, ANL) § Визуализация системы ввода вывода информации, результатов расчета 52

Разработка CFD кодов в ИБРАЭ § Коммерческие CFD коды (FLUENT, STAR-CD) § Собственные разработки: - CONV-3 D - КАБАРЕ оба кода - прецизионные, с очень малой численной диффузией, приспособленные для моделирования турбулентности разные модели турбулентности (RANS, LES, DNS) Верифицированы в широком диапазоне параметров Приспособлены для параллельных вычислений § -независимость от иностранных разработчиков -отсутствие лицензионных ограничений -свобода использования любых физических моделей 53

Multi-scale resolution in CFD modeling Hierarchy of multi-scale modeling includes: § § 54 Subchannel (lumped parameters) models) § Quick computation for engineering estimations. CFD methods RANS/LES/DNS § Precision calculation Multi-Resolution Thermal Hydraulic Simulation Hierarchy (ANL approach) Subchannel Models Boundary Conditions Modeling Parameters Reynolds Averaged Navier Stokes Boundary Conditions Modeling Parameters Large Eddy Simulation Boundary Conditions Modeling Parameters Direct Numerical Simulation Increasing Domain Size § DNS (Direct Numerical Simulation) 1000 -100 millions elements LES (Large Eddy Simulation) ~100 -50 millions elements RANS (Reynolds Averaged Navier Stokes) 20, 000 millions elements subchannel models Increasing Resolution §

Валидация кодов в диапазоне параметров теплогидравлики в ТВЭС, АЗ, ТВЭЛах, Re=104 -105 Измеряемые в экспериментах величины: - Средние скорости и температура § § § Конвекция в полости с подвижной верхней крышкой NRS program Best Practice Guidelines (BPG) test 3 d convection in a lid-driven cavity flow Течение с обратным уступом ERCOFTAC test case Backward-Facing Step (BFS) flow § ERCOFTAC Workgroups on multiphase flows: experiments and simulation, ETH Zürich, Switzerland, 2003 Полностью турбулентное течение в круглой трубе при высоких числах Re ERCOFTAC-IAHR test case full turbulent flow of water in a round pipe over the Reynolds number range 4900 -25000 § ERCOFTAC/IAHR/COST WORKSHOP ON REFINED TURBULENCE MODELLING OCTOBER 12 -13, 2006, TECHNICAL UNIVERSITY OF BERLIN, GERMANY § 55 Спонсируемый OECD эталонный CFD пример: тепловая усталость в Т-образном соединении OECD/NEA Sponsored CFD Benchmark Exercise: Thermal Fatigue in a T-Junction § Kick-Off Meeting, Paris, FRANCE, 20 May, 2009 - Среднеквадратичное отклонение (rms) скоростей и температуры - Напряжения Рейнольдса - Спектры Данные величины используются для последующей валидации разрабатываемого программного обеспечения.

Геометрическая модель топливной сборки Твэльный пучок ТВЭЛ 56 Расчетная ячейка Расчетная область

Расчетные результаты (CONV-3 D): вертикальная скорость 333, 33 мм 57

Расчетные результаты (CONV-3 D) температура твэлов и теплоносителя 58

Модель топливной сборки РУ СВБР-100 59

Результат расчета (CONV-3 D, LES ): поле температур топлива и теплоносителя 60

Результат расчета (CONV-3 D, LES ): распределение температуры на поверхности твэла 61

Предполагаемые работы по применению CFD методов для обоснования проектов РУ (1/2) § Детальный CFD расчет течения натриевого теплоносителя на выходе из хвостовиков кассет и в объеме над активной зоной реактора БН-600 (БН-800). § Определение теплового следа, возникающего при снижении расхода (например, из-за частичной блокировки сечения) и увеличении подогрева в одной из кассет. Оценка отклика термопар термометрической решетки на появление горячей струи по сигналу средней температуры и по флуктуациям температуры на разных датчиках. § Подготовка исходных данных, построение расчетных сеток, проведение Интегральных расчетов на базе CFD моделирования с использованием кодов ИБРАЭ. Оптимизация конструкции внутрикорпусных устройств 62

Предполагаемые работы по применению CFD методов для обоснования проектов РУ (2/2) § Детальный CFD расчет парогенератора РУ СВБР-100 § поля скоростей и температур во входных и выходных камерах и межтрубном пространстве по 1 контуру – на основе CFD § Двухфазное течение воды-пара в трубках 2 контура – на основе канальной теплогидравлики СОКРАТ § Детальный CFD расчет парогенератора РУ БН 1200 с учетом состояния воды в 3 контуре § Проведение расчетов по обоснованию безопасности БН-1200 с анализом тяжелой аварии ULOF на основе связного кода COREMRLT-ГЕФЕСТ 63

Анализ последствий запроектной аварии с разрывом вспомогательного трубопровода 1 контура на АЭС с РУ БН-600 Расчетные линии уровня дозы внешнего облучения от радиоактивного облака через 5 часов после начала выброса 64 64

Применение CFD методов моделирования атмосферного переноса. Представления результатов. Поле концентрации.

Заключение § Цикл обновления кодов для анализа и обоснования безопасности АЭС составляет 10 -15 лет. Смена поколений кодов вызвана следующими факторами: § углублением знаний в результате появления новых данных и моделей; § развитием новых вычислительных алгоритмов, технологий и техники; § новыми требованиями к разработке проектов и обоснованию их безопасности. § За предыдущие 30 лет сменились два поколения кодов от упрощенных инженерных до кодов улучшенной оценки и интегральных сквозных кодов. В ближайшие 10 лет предстоит революционное обновление кодов с переходом к реалистичному моделированию на основе: § § § 66 многофазности; многомерности; самосогласованного описания многообразия физических процессов; новых вычислительных алгоритмов и технологий; кластерных вычислительных систем и суперкомпьютеров максимальной производительности. Разрабатываемая в рамках ФЦП ЯЭНП будет системой нового поколения.