Глава 2. Программные комплексы для моделирования поведения АЭС

На данный момент разработано и используется множество различных программных комплексов для моделирования методами Монте-Карло, имеющих каждый свои недостатки и достоинства. В современном мире расчет задач транспорта нейтронов проводится в несколько этапов, каждый из которых выполняется своим программным комплексом. Общая схема выглядит следующим образом:

1) Вначале с помощью программных комплексов малогрупповых констант моделируют ТВС и получают малогрупповые константы для дальнейших расчетов. Для этого используются программы наподобие MCNP, Serpent, MCU. Результаты данных расчетов – средние температуры топливных элементов, выгорание ТВЭЛ-ов, концентрация поглотителя, «отравление», мощность. На данном этапе обычно моделируют в квазистационарном состоянии.

2) Следующий шаг – расчет на основе полученных констант трехмерной зоны реактора и получение полной информации об активной зоне реактора. Для данной процедуры используют ТВС-М, ATHLET, DYN3D.

Среди программных комплексов, позволяющих проводить моделирование в квазистационарных состояниях выделяют MCU и MCNP, как программные комплексы с длинной историей и огромным количеством как наработок, так и людей в штате разработчиков. К ним приближается Serpent, пока что предназначенный только для расчетов реакторов серии ВВЭР и использующий только один метод вычислений.

MCNP и MCU позволяют применять все описанные выше неаналоговые методы для уменьшения времени расчетов и увеличения точности полученных результатов и нередко используются для сравнения полученных результатов другими программными комплексами. Данные коды называют прецизионными т. к. они дают хорошую точность при подсчете малогрупповых констант, однако при дальнейших расчетах они неприменимы, т. к. решают только квазистационарные задачи и не способны к решению задач термодинамики, являющихся следующим этапом в расчетах при построении модели реактора. Однако у программных комплексов, решающих эти задачи, есть серьезные проблемы с точным заданием модели реактора, т. к. чаще всего ТВС в них для упрощения решения задается в виде усредненной модели реального ТВС, в отличие от модели ТВС прецизионных программных комплексов. Поэтому все эти программы обладают свойством взаимодополняемости друг друга в расчетах.

Реальный численный эксперимент в таких условиях проводится с использованием нескольких различных программных комплексов со схожими моделями для проверки результата. Данный метод широко используется по всему земному шару.

Для расчетов все эти модели используют заранее заготовленные библиотеки данных, предоставленные различными научными лабораториями. На данный момент все эти библиотеки можно конвертировать, а то и просто переписывать для разных программных комплексов, т. к. обычно эти библиотеки являют собой просто зашифрованный(не обязательно) текстовый файл, где хранятся все сечения рассеяния для необходимых элементов. Существенным недостатком данных библиотек является то, что нет полной уверенности в достоверности этих данных и поэтому требуется проверка данных библиотек на реальных физических примерах, где все уже давно рассчитано с достаточной степенью точности.

Использование кодов требует знания(обычно) скриптового языка, на котором написан входной файл для данных кодов, что требует компетенции специалиста и понимания физических процессов, проходящих в модели. Для удобства использования производители данных кодов стараются делать синтаксис как можно более универсальным, чтобы переход от одного кода к другому был проще. При этом часть из использующихся кодов, к примеру, MCU и MCNP, начали писать еще в конце 80-х годов прошлого века, вследствие чего данные программы испытывают ограничения, присущие программам тех лет. MCNP, например, требует от пользователя писать не более 80 символов в строке, т.к. больше не помещалось в те времена на экране в одной строке терминала.

Многие коды, перечисленные выше, обычно не используются по одиночке, а, как это очень часто бывает, дополняют друг друга, образуя т.н. программные комплексы, позволяющие полностью промоделировать поведение АЭС с учетом всех физических аспектов данной задачи: от нейтронного расщепления, заканчивая теплогидравликой паровых турбин и механическим влиянием на все элементы АЭС.