Ұлттық ядролық орталық өкілімен сұхбат Бүгінде атом энергетикасының қауіпсіздігін жоғары дәлдікті компьютерлік модельдеусіз қамтамасыз ету мүмкін емес. Заманауи есептеу технологиялары эксперименттер жүргізгенге дейін реактор қондырғыларының жұмысын болжауға, сондай-ақ олардың қалыпты жағдайындағы және ықтимал штаттан тыс жағдайлардағы жұмысын бағалауға мүмкіндік береді. Қазақстан Республикасының Ұлттық ядролық орталығында қандай әдістер қолданылатыны және олардың реакторлардың қауіпсіздігін негіздеудегі маңызы туралы ҚР ҰЯО РМК «Атом энергиясы институты» филиалы зертханасының жетекші ғылыми қызметкері Артур Сураев әңгімелейді.
— Неліктен бүгінгі таңда компьютерлік модельдеу реактор қондырғыларының қауіпсіздігін қамтамасыз етудің маңызды құралдарының бірі болып саналады?
— Заманауи компьютерлік модельдеу реактор ішінде жүретін процестерді көптеген қымбат әрі күрделі эксперименттер жүргізбей-ақ зерттеуге мүмкіндік береді. Оның көмегімен реактор қондырғысының қалыпты пайдалану жағдайындағы, сондай-ақ жобалық және жобадан тыс авариялар кезіндегі жұмысын алдын ала бағалауға болады.
Компьютерлік модельдер өзара байланысты физикалық процесті талдауға, ықтимал өзгерісті болжауға және жобалау мен ғылыми зерттеу кезеңінің өзінде қауіпсіздік деңгейін арттыруға бағытталған техникалық шешімдер қабылдауға мүмкіндік береді.
— Мұндай зерттеулер жүргізу үшін Қазақстан Республикасының Ұлттық ядролық орталығында қандай бағдарламалық кешендер қолданылады?
— Реакторлық эксперименттерді есептік сүйемелдеу үшін ҚР ҰЯО РМК мамандары заманауи лицензиялық бағдарламалық өнімдерді – MCNP6.3 және ANSYS Academic Research бағдарламалық кешендерін пайдаланады.
Бұл бағдарламалық кешендер бірін-бірі толықтырады. MCNP нейтрондық-физикалық процестерді модельдеуге арналған болса, ANSYS реактор қондырғысы конструкцияларының жылу гидравликалық және беріктік сипаттамаларын есептеуге мүмкіндік береді. Бірлесіп олар кешенді талдаудың бірыңғай жүйесін қалыптастырады.
— MCNP6.3 бағдарламасы қандай міндеттерді шешеді?
— MCNP6.3 бағдарламасы Монте-Карло әдісіне және ядролық деректердің үздіксіз кітапханасын пайдалануға негізделген. Ол күрделі үш өлшемді геометрияда нейтрондар мен гамма-кванттардың тасымалдануын жоғары дәлдікпен модельдеуге мүмкіндік береді.
Бағдарлама көмегімен мамандар нейтрондардың көбею коэффициентін, нейтрон ағынының кеңістіктік таралуын, радиациялық қызуды және ядролық отындағы жергілікті энергия бөлінуін анықтайды. Дәл осы есептеулер реактордың жұмысына кейінгі талдау жүргізудің негізін құрайды.
— ANSYS бағдарламалық кешені қандай міндеттерді орындайды?
— ANSYS бағдарламалық кешені макрофизикалық процестерді модельдеу үшін қолданылады. Ол жылу тасығыштың қозғалысын есептеуге, бір фазалы және көп фазалы ағындарды талдауға, температураның таралуын анықтауға, әртүрлі пайдалану режимдерінде жылу бөлетін элементтер мен жылу бөлетін құрамалардың термиялық кернеуі мен механикалық беріктігін бағалауға мүмкіндік береді.
Іс жүзінде бұл бағдарлама реактор конструкциясының жылу және механикалық жүктемелердің әсерінен қалай әрекет ететінін көрсетеді.
— Бұл бағдарламалық кешендерді бірлесіп қолданудың маңызы неде?
— Осы бағдарламалардың өзара әрекеттесуі нәтижесінде ең жоғары дәлдікті алуға болады.
Алдымен MCNP реактордың актив аймағындағы энергия бөлінуінің таралуын есептейді. Кейін бұл деректер ANSYS бағдарламасына беріліп, онда температуралық өрістер есептеледі. Бұдан соң жаңартылған ақпарат температуралық кері байланыстарды ескере отырып келесі есептеуді жүргізу үшін қайтадан MCNP бағдарламасына жіберіледі.
Мұндай деректер алмасуы реактордың актив аймағының жоғары дәлдікті цифрлық телқосағын жасауға және ядролық отынның қалыпты пайдалану жағдайындағы да, авариялық режимдердегі де жұмысын барынша сенімді болжауға мүмкіндік береді.
— Компьютерлік есептеулерге толықтай сенуге бола ма?
— Жоқ. Кез келген есептік әдістеме міндетті түрде эксперименттік деректерге сәйкестігі тұрғысынан тексерілуі тиіс. Бұл процесс верификация деп аталады және компьютерлік модельдеуді қолданудың міндетті кезеңі болып саналады.
Қазақстан Республикасының Ұлттық ядролық орталығында мұндай жұмыстардың эксперименттік базасы ретінде ИВГ.1М және ИГР зерттеу реакторлары, сондай-ақ арнайы реактордан тыс эксперименттік кешендер пайдаланылады.
Зерттеу барысында алынған нәтижелер математикалық модельдерді нақтылауға мүмкіндік береді, соның арқасында компьютерлік есептеулердің дәлдігі мен сенімділігі артады.
— Әзірленген әдістемелер кейін қай салаларда қолданылады?
— Есептік әдістемелер верификациядан сәтті өткеннен кейін ВВЭР және PWR типтегі реакторларды қоса алғанда, энергетикалық реакторлардың жылу бөлетін элементтері мен жылу бөлетін құрамаларының жұмысын талдау үшін қолданылуы мүмкін.
Олар авариялық режимдер кезінде твэл қабықшаларының тұтастығын сақтау шектерін бағалауға, отынның деградациясы мен балқу процестерін модельдеуге, оның конструкциялық материалдармен өзара әрекеттесуін зерттеуге, сондай-ақ авариялық әсерлерге төзімділігі жоғары жаңа буындағы ядролық отын түрлерінің сипаттамаларын болжауға мүмкіндік береді.
— Бұл жұмыстың атом энергетикасын дамытудағы маңызы қандай?
— Заманауи компьютерлік модельдеу Қазақстан Республикасы Ұлттық ядролық орталығының бірегей эксперименттік базасымен ұштаса отырып, реактор қондырғыларының қауіпсіздігін ғылыми негіздеуге арналған бірыңғай ғылыми-техникалық платформаны қалыптастырады.
Мұндай тәсіл есептеулердің сенімділігін едәуір арттыруға, пайдалану кезінде туындайтын қауіпті төмендетуге және реакторлық технологияларды әзірлеу мен жетілдіруді ғылыми сүйемелдеуді қамтамасыз етуге мүмкіндік береді. Бүгінде цифрлық модельдеуді эксперименттік тексерумен ұштастыру атом энергетикасын қауіпсіз дамытудың негізгі шарттарының бірі болып саналады. Дереккөз: dalanews.kz