Содержание к диссертации
ВВЕДЕНИЕ 4
ГЛАВА 1. НЕИТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРОВ С ТОПЛИВНЫМИ
КОМПОЗИЦИЯМИ НА ОСНОВЕ МИКРОТВЭЛОВ 21
1.1 Резонансное поглощение-"эффект двойной гетерогенности" 27
1.2 Спектр нейтронов в топливных композициях с микротвэлами 33
Спектр нейтронов замедления 34
Термализация нейтронов 36
1.3 Перенос нейтронов в пористых средах 40
Коэффициент диффузии в пористой среде 41
Гомогенизация для транспортных уравнений 46
1.3.1.1. Алгоритм формирования случайной шаровой засыпки 50
Эффективность органов регулирования 53
Эффект воды 61
ГЛАВА 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ФИЗИКИ ВТГР 69
2.1 Модели комплексного расчета ВТГР 69
2.1.1 Нейтронно-физический расчет элементарной ячейки 73
2.1.1.1 Инженерные ячеечные программы расчета ВТГР '. 75
Методики и программы полномасштабного расчета реактора 78
Программный комплекс ГОТАР 79
Расчет областей со сложной геометрией. Программа КРИСТАЛЛ 83
PSn-метод расчета поля нейтронов в реакторе 87
2.2 Детерминированные модели и программы прецизионного класса 90
2.2.1 Ячеечные расчеты. Программа UNKjCell 90
Библиотека ядерных данных 94
Сечения замедления в области разрешенных резонансов 97
Расчет резонансного поглощения в ячейках с микротвэлами 103
Расчет выгорания 106
Расчет переноса нейронов в реакторе методом характеристик. Программа UNK_Gro..... Ill
Описание метода характеристик .113
Случайный выбор направления характеристик 119
Итерационная схема 121
Анизотропия рассеяния 122
Решение сопряженной задачи 125
ГЛАВА 3. ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ ВТГР 126
3.1 Урановый топливный цикл (открытый топливный цикл) 129
3.1.1 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы 129
Зависимость размножающих свойств и выгорания топлива от загрузки 131
Зависимость размножающих свойств и выгорания топлива от обогащения 133
Зависимость размножающих свойств и выгорания топлива от размера микротвэла 134
3.1.2 Расход природного урана в ВТГР для открытого топливного цикла 136
3.2 Ториевый топливный цикл для высокотемпературных реакторов 139
3.2.1 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с шаровыми твэлами 142
Зависимость размножающих свойств свежего топлива от загрузки 143
Зависимость размножающих свойств свежего топлива от обогащения 145
Зависимость размножающих свойств свежего топлива от размера микротвэла 146
Изменение размножающих свойств в процессе выгорания 147
ВТГР с призматическими топливными кассетами 150
Основные результаты для ВТГР с ториевым топливным циклом 153
3.3 Плутоний-ториевый топливный цикл для высокотемпературных реакторов 155
ГЛАВА 4. МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ДЛЯ СИСТЕМНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПЕРСПЕКТИВ
РАЗВИТИЯ АЭ 159
4.1.Математические модели развития атомной энергетики 160
Высокотемпературные реакторы для атомной энергетики России 164
Высокотемпературные реакторы в ториевом топливном цикле 173
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 180
ПРИЛОЖЕНИЕ 1. РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ РАСЧЕТОВ ДЛЯ МЕТОДА ХАРАКТЕРИСТИК.
186
ПРИЛОЖЕНИЕ 2. РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ РАСЧЕТОВ ЯЧЕЕК РЕАКТОРОВ РАЗЛИЧНЫХ
ТИПОВ 192
ЛИТЕРАТУРА 195
Введение к работе
Постоянно возрастающие потребности мировой экономики в области энергообеспечения открывают новые перспективы развития атомной энергетики. Несмотря на то, что ввод новых мощностей в предыдущие двадцать лет был незначителен, производство электричества на АЭС заметно возросло. За последнее десятилетие XX века в развитых странах OECD рост производства электроэнергии за счет атомной энергетики составил около 10% [1], причем, практически весь этот прирост достигнут за счет увеличения КИУМ (коэффициента использования установленных мощностей). Это говорит о существенном повышении надежности АЭС, их безопасности и экономичности, предопределяет перспективы на будущее.
На существенное развитие атомной энергетики ориентированы «Энергетическая программа России» [2] и «Стратегия развития атомной энергетики России в XXI веке» [3].
Аналогичное положение характерно и для мировой энергетики. В. большинстве серьезных экспертных оценок формирование условий устойчивого развития мировой экономики однозначно связывают с интенсивным развитием атомной энергетики [4,5,6]. Даже в кругах «зеленого движения» все чаще высказываются мнения, что «нападки на атомную энергетику были исторической ошибкой зеленого движения» [7].
В целом, развитие мирового энергетического рынка в последние годы указывает на формирование новых тенденций в энергетической политике XXI столетия.
В этом контексте, более активно развиваются программы новых, перспективных направлений в области реакторостроения [3,5,6], организуются международные экспертные программы развития атомной энергетики, такие как INPRO, G4. Заметная часть новых разработок ориентирована на развитие
5 водородной энергетики, способной кардинально повлиять на обеспечение устойчивого развития энергетического сектора на длительную перспективу.
Во всех этих программах будущего развития высокотемпературные реакторы рассматриваются как одно из наиболее перспективных направлений.
Основные цели этой диссертационной работы кратко формулируются в следующем виде.
Расчетно-экспериментальный анализ ряда физических процессов, специфичных для высокотемпературных реакторов, важных для обеспечения их качественного расчетного моделирования.
Разработка методик и программ детерминированного расчета нейтронно-физических процессов, обеспечивающих высокий уровень точности.
Исследование перспективных топливных циклов высокотемпературных реакторов. Оценка эффективности различных топливных циклов на основе системного анализа с использованием математического моделирования развития системы атомной энергетики.
Представленные в диссертационной работе материалы сгруппированы в четыре главы.
В первой главе диссертационной работы представлены результаты изучения некоторых физических процессов, важных для корректного расчета нейтронно-физических характеристик высокотемпературных реакторов. Обсуждаются особенности спектрального распределения нейтронов в ВТГР. Особенности расчета эффективности органов регулирования, размещаемых в боковом отражателе. Рассмотрен специфический эффект, связанный с прострелами нейтронов в пористых композициях активной зоны, и влияние этого эффекта на транспорт нейтронов. Проанализирован реактивностныи «эффект воды» и особенности его моделирования в экспериментах.
Во второй главе диссертации более подробно представлено описание математических моделей, ориентированных на расчет нейтронно-физических характеристик реакторов. Дан краткий ретроспективный анализ работ по
созданию инженерных программ расчета реакторов. Более подробно представлены разработанные автором методики и программы расчета, ориентированные на выполнение прецизионных детерминированных расчетов. К таким методикам относится детальный расчет спектра нейтронов в области разрешенных резонансов в гетерогенных системах, который обеспечивает высокую точность нейтронно-физического расчета топливных композиций реакторов разных типов, методика детального расчета выгорания топлива и энерговыделения в облученном топливе, методика и программа полномасштабного расчета реактора методом характеристик.
В третьей главе диссертации представлены результаты расчетных исследований топливных циклов высокотемпературных реакторов. Рассмотрены урановый и ториевый топливные циклы, приведены оптимальные составы топливных композиций.
В четвертой главе диссертации рассмотрены вопросы системного моделирования перспектив развития атомной энергетики. Представлены результаты исследований развития атомной энергетики в среднесрочной и долгосрочной перспективе с использованием высокотемпературных реакторов, как в открытом, так и замкнутом топливных циклах.
В приложениях представлены некоторые результаты верификационных расчетов, демонстрирующие достоверность и точность развитых методик и программ.
Актуальность работы, в первую очередь, определяется все возрастающим интересом к атомной энергетике как крупномасштабной альтернативе традиционным энергетическим ресурсам;
Потребностью надежного расчетного сопровождения непосредственно нейтронно-физических исследований действующих и проектируемых реакторов;
7 Использованием системных исследований при обосновании оптимальных вариантов нового этапа ее развития. Определения наиболее эффективных областей применения реакторов конкретного типа и их топливных циклов.
Практическая значимость работы состоит в следующем.
Представлены результаты исследований, ряда специфичных для ВТГР, физических процессов, важных для обеспечения качественного проектирования;
Разработаны методики и программы нейтронно-физического расчета реакторов, высокой степени точности, основанные на детерминированных алгоритмах и имеющие универсальный характер по отношению к реакторам разных типов. Разработанные методики и программы внедрены и используются при выполнении проектных исследований в разных организациях отрасли;
Представлены результаты исследований топливных циклов высокотемпературных реакторов, определены оптимальные составы их топливных композиций. Это позволяет уже на современном этапе исследований определить наиболее перспективные направления развития ВТГР как одного из элементов системы атомной энергетики;
Разработана программа для системного анализа перспектив развития атомной энергетики и выполнены исследования, связанные с предполагаемым развитием высокотемпературных реакторов. Эта программа (DESAE) в настоящее время рассматривается в качестве основного моделирующего инструмента в рамках проекта ИНПРО, развивающегося под эгидой МАГАТЭ.
Научная новизна представленных материалов состоит в следующем.
Представлены подробные исследования резонансного поглощения в топливных композициях высокотемпературных реакторов с учетом эффекта «двойной гетерогенности» и пространственного распределения температуры в тепловыделяющих элементах;
Детально проанализирован эффект прострела нейтронов («streaming effect») в пористых средах. Предложены и реализованы в виде программ методики
8 расчета транспорта нейтронов в средах как со стохастической, так и с регулярными укладками сферических тепловыделяющих элементов;
Рассмотрен «эффект воды» в высокотемпературных реакторах, проанализированы его составляющие и особенности экспериментального моделирования с использованием гетерогенного способа размещения водородосодержащих материалов в экспериментальных критсборках;
Проанализированы особенности эффективности органов регулирования в зависимости от их местоположения в отражателях активной зоны;
Выполнены и проанализированы результаты исследований топливных циклов высокотемпературных реакторов. На основе анализа нейтронно-физических особенностей высокотемпературных реакторов и системных исследований перспектив развития энергетики, выбраны наиболее приоритетные варианты;
Разработаны методики и программы расчета спектра нейтронов с детальным описанием резонансного поглощения нейтронов;
Разработана методика и программа полномасштабного расчета реактора на основе метода характеристик со стохастическим выбором угловых направлений;
Разработана методика и программа, ориентированная на системные исследований перспектив развития атомной энергетики.
Положения, выносимые на защиту
Расчетный и теоретический анализ эффекта прострела нейтронов ("streaming effect") в реакторах с пористой структурой активной зоны;
Расчетно-экспериментальный анализ «эффекта воды» в топливных композициях высокотемпературных реакторов;
Исследования топливных циклов высокотемпературных реакторов, выполненные с учетом системных требований;
Разработка методики и программы расчета нейтронно-физических характеристик среды с учетом детального расчета спектра нейтронов в области разрешенных резонансов;
Разработка методики и программы полномасштабного расчета реактора на основе метода характеристик со стохастическим выбором угловых направлений;
Разработка методики и программы, ориентированной на проведение системных исследований перспектив развития атомной энергетики;
Апробация работы. Результаты работы докладывались на всесоюзных, российских и международных научных семинарах, конференциях, симпозиумах. Отдельные части представленной работы неоднократно отмечались на различных научных конкурсах на лучшую научную работу, в том числе дважды были отмечены премией ИАЭ им. И.В. Курчатова в 2003 и 2004 гг. в области фундаментальных исследований.
Публикации. По теме работы опубликовано более 100 научных работ в виде научных статей в отечественных и зарубежных журналах и сборниках докладов, препринтов и научно-технических отчетов ИАЭ.
Личный вклад автора. В работе обобщены результаты многолетних исследований в области физики высокотемпературных реакторов, разработки математических моделей и программ для нейтронно-физических расчетов реакторов, системных исследований перспектив развития атомной энергетики. Большая часть методик расчета и программных средств создана в соавторстве под научным руководством автора диссертации. По тематике данной работы подготовлены и защищены две кандидатские диссертации сотрудниками ИАЭ, в которых автор был научным руководителем.
Автору данной работы принадлежат:
Расчетно-теоретический анализ особенностей физики ВТГР (эффекта прострела нейтронов ("streaming effect") в реакторах с пористой структурой активной зоны, анализ «эффекта воды» в топливных композициях
10 высокотемпературных реакторов, исследования топливных циклов высокотемпературных реакторов);
Постановка задачи, разработка методики и программы для расчета нейтронно-физических характеристик среды, с учетом детального описания спектра нейтронов в области разрешенных резонансов;
Разработка методики и программы полномасштабного расчета реактора на основе метода характеристик со стохастическим выбором угловых направлений;
Формулировка проблемы системных исследований, разработка методики и программы, ориентированной на проведение исследований перспектив развития атомной энергетики;
Высокотемпературные реакторы
В 70-80 годы прошлого века в СССР разрабатывались несколько проектов высокотемпературных реакторов, предполагающих комплексное использование: производство электроэнергии и высокопотенциального тепла для промышленных нужд ВГ-400, ВГМ [8,9,10,11], использование облученного топлива в качестве источника у-излучения для радиационного упрочнения материалов АБТУ [12]. В настоящее время в Японии построен прототип высокотемпературного реактора [33], ведется интенсивное проектирование модульного высокотемпературного реактора в ЮАР [13], разрабатывается совместный российско-американский проект реактора GTMHR [14]. Это -перспективы, но высокотемпературные реакторы имеют и заметную историю. В ФРГ работали высокотемпературные реакторы AVR [15], THTR [16], в реактор Fort St. Vrain в США [17]. Эти реакторы успешно эксплуатировались в течение многих лет. Одинаковым и принципиально важным для этих реакторов является использование технологии микротоплива. Технология изготовления топливных композиций на основе микротэлов, по мнению большинства специалистов, является наиболее эффективной с точки зрения обеспечения безопасности, и ее перспективы связывают не только с высокотемпературными реакторами, но с реакторами других типов [18,19,20,21,22,23,24].
Микротвэлы
Микротвэлы представляют собой сферические частички ядерного топлива диаметром порядка 200-1000 мкм, окруженные защитными покрытиями из пироуглерода и карбида кремния [25]. Эти покрытия обладают высокой прочностью по отношению к удержанию продуктов деления при глубоких выгораниях топлива до 100000-150000 МВтСут/тт (10-15% тяжелых атомов) и при высоких температурах до 1600С. На основе микротвэлов формируются топливные матрицы - графит с диспергированными в нем микротвэлами. Из топливной матрицы формируют компакты различной формы. Преимущественно, эта технология ориентирована на использование в
12 высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах (ВТГР - HTGR). В качестве теплоносителя в таких реакторах используется гелий, а в активной зоне практически единственным конструкционным материалом является графит. Непосредственно тепловыделяющие элементы изготавливаются разной формы: или в виде шаровых графитовых твэлов, или в виде гексагональных графитовых колонн, в которых размещаются компакты из топливной матрицы в форме стержней.
Технология изготовления микротвэлов и топливных композиций на их основе имеет уже достаточно длительный опыт практического использования. Энергетические реакторы как с шаровыми тепловыделяющими элементами, так и с призматическими колоннами, как было сказано выше, длительное время работали в ФРГ (AVR, THTR-300), в них активная зона загружалась шаровыми твэлами. В США (Fort St. Vrain) был построен реактор с использованием призматических топливных колонн. Во всех случаях был подтвержден факт высоких качеств микротоплива, обеспечивающих практически полное удержание продуктов деления.
В период интенсивного развития ядерной энергетики активные работы по созданию высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов проводились и в СССР. Были разработаны проекты реакторов АБТУ, ВГ-400, ВГМ. Во всех этих проектах предполагалось использование шаровых твэлов.
В реакторе АБТУ предусматривалась многократная перегрузка топлива,
причем, вне реактора шаровые твэлы должны были проходить по специальному
контуру, где проводилось бы облучение различных изделий остаточным у-
излучением продуктов деления для производства радиационно-
модифицированных материалов, обладающих повышенными
эксплуатационными характеристиками.
Проект ВГ-400 был ориентирован не только на производство электроэнергии, но и получение высокопотенциального тепла, которое могло бы быть использовано, в частности, для паровой конверсии метана. Этот проект
13 был одной из первых конкретных разработок использования атомной энергии в целях водородной энергетики, о которой в настоящее время говорят уже не как об отдаленной перспективе, а как об одной из наиболее актуальных проблем современности.
Проект высокотемпературного реактора реактор ВГМ, который разрабатывался в кооперации со специалистами ФРГ, отражал уже новые тенденции, проявившиеся в ядерной энергетике - максимальное повышение безопасности. После аварии в Чернобыле большое внимание стали уделять анализу гипотетических аварий и разработке конструкций, способных им противостоять.
В качестве катастрофических аварий преимущественно анализируются два их типа - реактивностные (RICA), обусловленные неконтролируемым вводом большой положительной реактивности и теплоотводные (LOCA) -аварии, при которых нарушается отвод тепла от активной зоны. Оба этих типа аварий способны привести к полному разрушению защитных барьеров в реакторе, в результате чего может произойти недопустимо большой выход радиоактивности в окружающую среду. С точки зрения противодействия этим гипотетическим авариям, реакторы типа ВГМ (Высокотемпературные Модульные Реакторы) оказались чрезвычайно перспективны. Высокие прочностные свойства микротвэлов и отрицательные коэффициенты реактивности позволяют им выдерживать достаточно большие реактивностные «удары». А по отношению к теплоотводным авариям они вообще обладают уникальным качеством. Даже при полной потере принудительного охлаждения активной зоны удается обеспечить такие условия развития процессов в активной зоне, что только за счет механизма теплопроводности максимальная температура топлива в активной зоне, разогреваемой за счет остаточного энерговыделения, не превышает границ, гарантирующих сохранение целостности микротвэлов.
В настоящее время в России, совместно с США, разрабатывается проект высокотемпературного реактора, ориентированного на выжигание оружейного
14 плутония. Важным аргументом, стимулирующим эту разработку, является использование в этих реакторах микротвэлов, способных обеспечить практически полное выжигание оружейного плутония (до 80-90%), удовлетворить самым жестким требованиям по безопасности и создать реальный технологический задел для более широкого внедрения этого типа реакторов в будущую атомную энергетику.
Так, коротко, можно представить историю и современное положение в области разработки высокотемпературных реакторов.
Математическое моделирование
Роль и место расчетно-теоретических исследований при развитии конкретной технологии постоянно повышается. В настоящее время расчетно-теоретическое обоснование развития конкретной технологии стало неотъемлемой частью самой технологии. Без него невозможно выполнить даже предварительный этап постановки проблемы, и, в последующем, без соответствующего виртуального сопровождения поддерживать ее развитие и эксплуатацию. Обоснование надобности конкретных разработок, определение основных параметров будущей технологии, ее области применимости - все это - область расчетно-теоретического анализа. Более того, необходимо иметь ввиду, что некоторые перспективные технологии обладают такими качествами, что в целом ряде случаев практически исключают возможность экспериментальной проверки. Это, в значительной части, относится и к атомной энергетике. Например, для оценки таких процессов, которые потенциально способны вызвать аварийные ситуации. Провести представительный анализ поведения реактора в аварийных режимах в экспериментальном плане, зачастую, просто не представляется возможным. В таких сложных объектах как ядерный реактор роль расчетно-теоретических исследований является, по существу, доминирующей. Ограниченность экспериментального обоснования безопасности обуславливает высокие требования к точности расчетных исследований, и требования эти со стороны
15 надзорных органов постоянно повышаются. Собственно, все это и определяет главную тенденцию развития математического моделирования - повышение точности расчетов отдельных физических процессов и комплексность расчетного анализа, обеспечивающего получение достоверной оценки на основе согласованных решений нейтронно-физической, теплофизической, термомеханической задач.
Еще одна сторона вопроса - область прогностических исследований, результатом которых является выбор направления развития атомной энергетики и ее технологий. Исследования в этом направлении составляют весьма специфический класс исследований. Математическое моделирование в реакторной физике базируется на понимании физики процессов и в предельном случае представляет собой виртуальный аналог реального физического явления. Конечно, здесь всегда присутствуют ограничения, связанные с неопределенностями и ограниченностью наших знаний о физике процесса и исходной информации, но, в целом, общая тенденция этих исследований -максимальное приближение к реальности.
Иная картина в области математических моделей для прогностических исследований. В этой области присутствуют существенные ограничения, связанные не только с неопределенностью исходной информации, но принципиально недетерминированный характер развития экономических, социальных и экологических процессов, для которых нет вообще никаких научно подтвержденных теорий. Наименее противоречивое объяснение методической стороны этих исследований состоит в использовании математических моделей, обобщающих наши эмпирические представления о путях развития в будущем. А наиболее достоверной частью этих расчетов являются расчеты динамики материальных балансов, которые в значительной степени определяют и тенденции развития, и экономику. По существу, расчеты с использованием таких математических моделей создают как бы информационную основу для работы экспертов.
Здесь следует обратить внимание на следующее интересное обстоятельство. Математическое моделирование является, с одной стороны, вспомогательным инструментом как при исследовании физики реакторов, так и сложных процессов развития технологий, экономики и общества в целом, с другой, все больше становится и самостоятельным инструментом познания. Все чаще исследования непосредственно виртуальной модели реальности служат основанием при принятии решений. Рассматривая все более сложные, коррелированные процессы, развивающиеся во времени, мы, зачастую, не имеем другой возможности проверки результатов кроме как с помощью математических моделей, которые мы сами и создаем. В такой ситуации, по большому счету, серьезно размываются критерии достоверности, поскольку реальная практика непосредственно не участвует в оценке достоверности модели. Наиболее наглядные примеры этому - исследования аварийных процессов на АЭС или любые прогностические исследования.
Эти рассуждения по поводу проблемности в обосновании достоверности, математического моделирования высказаны здесь только в виде констатации реального положения. В рамках данной работы, очевидно, нет надобности подробно обсуждать этот вопрос, в большей мере, относящийся к области философии, но обратить на него внимание интересно.
В этой работе изучаются вопросы физики реакторов с топливными композициями на основе микротвэлов, и соответствующая часть работы выполнена в рамках «классической» методологии, когда все расчетные результаты верифицируются на экспериментальных данных и подтверждаются ясным пониманием физики процессов.
Преимущественно, в диссертации анализируются специфические нейтронно-физические процессы, присущие высокотемпературным реакторам.
Методическая часть работы посвящена обсуждению разработанных автором методик, математических моделей и программ для расчета нейтронно-физических характеристик реакторов с топливными композициями на основе микротвэлов. Здесь следует отметить, что особой физики
17 высокотемпературных реакторов, отличной от физики реакторов других типов, нет. Просто, в реакторах с микротопливом отдельные физические процессы проявляются в большей мере, в сравнении с реакторами других типов, другие менее значительны, и предмет анализа физики этих реакторов состоит в расстановке приоритетов и оценке необходимой точности математических моделей. Так же следует отметить и то, что вопросы физики высокотемпературных реакторов довольно тщательно и многократно изучались. В этой связи следует назвать монографии [25,26,27,28,29], многочисленные работы как отечественных, так и зарубежных авторов по различным аспектам физики ВТГР, опубликованные в сборниках ВАНТ [30] в период 1976-1990гг. Так что нет острой необходимости акцентировать излишнее внимание на академической стороне этих вопросов. В этой работе внимание сконцентрировано на обсуждении деталей, частных вопросах, но весьма важных для точного расчетного анализа.
Несмотря на то, что непосредственно физическое содержание различных проблем понятно, главная задача, в настоящее время, сосредоточена на получении численной оценки эффектов с высокой степенью точности, а эта задача, в ряде случаев, все еще представляет сложную проблему.
Важным вопросом является и методология исследований. Расчетно-теоретические исследования физики реакторов проводятся с помощью вычислительных программ, в которых реализованы разные приближенные методы расчета. До настоящего времени, даже использование самых современных суперЭВМ не позволяет отказаться от приближенных расчетов, заменив их прямым моделированием, т.е., выполнить проект, базируясь только на методах прямого моделирования физики переноса, обычно, к этим методикам относят исследования, выполненные с использованием методов Монте-Карло.
В настоящее время роль вычислительных программ, основанных на приближенном решении уравнения переноса нейтронов, остается превалирующей, а прецизионные программы используются, главным образом,
18 в качестве численного эксперимента для целей верификации и изучения отдельных эффектов. «Взрывной» рост вычислительных мощностей в течение последних 10-15 лет существенно расширил расчетные возможности детерминированных программ. Это позволило качественно повысить точность моделирования физических процессов, вплотную приблизившись по точности к расчетам, которые принято называть прецизионными. Математическое моделирование различных физических процессов, и не только в области реакторных исследований, превратилось в самостоятельную научную область.
В то же время, следует заметить, и об этом свидетельствует практика, что создание и разработка достоверных, тщательно верифицированных методик и программ требует значительного времени, и сроки создания реакторных программ зачастую составляют десятки лет. Собственно, столь длительный срок связан не непосредственно с написанием программ, а с проблемами их верификации и внедрения в расчетную практику, завоевания доверия у пользователей.
Данная работа охватывает интервал времени более 25 лет. В работе представлен ретроспективный анализ методических работ и программ, созданных автором. Обсуждаемые в работе методики и программы создавались в разное время и ориентировались на имеющуюся в то время вычислительную технику. По этой причине, в данной работе представлен в обзорном виде ряд инженерных программ и методик, разработанных автором ранее. Более подробно рассматриваются современные методики и пакеты программ последнего поколения. Эти последние разработки имеют уже универсальный характер, в полной мере соответствуют мировым тенденциям, ориентированны на современную и перспективную вычислительную технику.
Представленные в работе методики и программы относятся к классу, так называемых, детерминированных методик. Небольшие приближения в математическом описании реальных физических процессов, использование современных библиотек ядерных данных позволяют рассматривать их как универсальные программы, пригодные для расчета реакторов разного типа. Эта
19 сторона будет отмечена в диссертации в форме примеров расчетов различного рода benchmark задач.
Другая часть работы, так же непосредственно связанная с математическим моделированием, посвящена разработке программ и методов математического моделирования для прогностических исследований перспектив развития атомной энергетики. Изучение вопросов, связанных с перспективой развития атомной энергетики имеет прогностический характер, и, как было отмечено выше, наиболее приемлемым и, пожалуй, единственным инструментарием для такого рода оценок являются исследования, выполненные с использованием математических моделей. Главным результатом таких исследований является определение глобального направления развития атомной энергетики как, например, ориентация на открытый или замкнутый топливные циклы, развитие перспективных технологий. На основе математического моделирования можно составить представления о перспективе, провести сравнения реакторов различных типов, понять наиболее приоритетные направления инновационных разработок.
Эта область исследований была постоянно в центре внимания научной деятельности в «Курчатовском Институте» и всегда рассматривалась как составная часть исследований ориентированных на перспективу. В институте эпизодически выпускались научные исследований в виде «Экспертных оценок перспектив развития атомной энергетики» [31,32], в которых были представлены взгляды на будущее развитие атомной энергетики, определялись приоритетные направления, анализировался потенциал и темпы развития. Конечно, эти документы носили характер научных исследований, и, тем не менее, они в значительной степени способствовали административным органам, и, в первую очередь, Министерству ориентироваться в выборе политики развития отрасли. В последние годы внимание к прогностическим исследованиям повысилось и не столько у нас в стране, сколько в мире. Все более ясным становится то обстоятельство, что без развития крупномасштабной атомной энергетики человечество не в состоянии будет
20 удовлетворить свои энергетические потребности. И выбор пути развития атомной энергетики, ее будущей структуры - это первостепенный вопрос, на который необходимо иметь ответ.
Как было сказано ранее, математические модели этого направления, в большей мере, являются составной частью информационно-экспертных систем, и решения, полученные с их помощью, способствуют большему пониманию особенностей различных сценариев развития энергетики.
