Реверс-инжиниринг теплогидравлических кодов как способ повышения устойчивости и точности моделей

Марсель Эдуардович Крылов

Реверс-инжиниринг теплогидравлических кодов как способ повышения устойчивости и точности моделей

Марсель Эдуардович Крылов

Аннотация

В статье рассматривается подход реверс-инжиниринга к модернизации теплогидравлических расч ётных кодов для атомной энергетики, направленный на повышение устойчивости и точности математических моделей. Актуальность темы обусловлена необходимостью обновления программных комплексов, широко применяемых для анализа теплогидравлических процессов в ядерных реакторах, под современные требования по безопасности и интеграции с цифровыми платформами. В статье представлены постановка задачи, методология реверс-инжиниринга моделей, формализация уравнений теплообмена и массообмена для автоматической кодогенерации, а также результаты разработки улучшенных физических моделей. Описаны методы верификации, включая кроссплатформенное тестирование и сопоставление с экспериментальными данными. Приводятся результаты применения предложенных подходов, демонстрирующие улучшение устойчивости численных схем и возрастание точности моделирования аварийных режимов. Рассмотрены перспективы интеграции полученных моделей в системы “цифрового двойника” и применения искусственного интеллекта для дальнейшего повышения надёжности теплогидравлических вычислений. Предложенный подход способствует созданию более совершенных средств расчёта для анализа теплогидравлических процессов и улучшению ядерной безопасности.

Ключевые слова

реверс-инжиниринг, теплогидравлический код, ядерный реактор, устойчивость модели, точность расчёта, верификация, кодогенерация, цифровой двойник, двухфазный поток

Полный текст:

PDF

Литература

Андрианова, Е. А. Разработка математических моделей и программ для системных исследований развития атомной энергетики: автореф. дис.... канд. техн. наук: 05.13.18 / Андрианова Елена Александровна; [Место защиты: Нац. исслед. центр “Курчатовский институт”]. – Москва. 2012. – 162 с.

Киселев, А. А. Программный комплекс для расчетного обоснования радиационной безопасности населения при запроектных авариях на объектах ядерной энергетики: дис.... канд. техн. наук: 05.14.03 / Киселев Алексей Аркадьевич; [Место защиты: ИПБ РАН]. – Москва. – 2014. – 169 с.

Петросян, А. В. Разработка и верификация расчетного кода для анализа аварий, связанных с перемешиванием теплоносителей с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора ВВЭР-1000: автореф. дис.... канд. техн. наук: 05.14.03 / Петросян Артем Валерикович; [ВНИИ по эксплуатации АЭС]. – Москва. – 2005. – 21 с.

OECD NEA. Status Report on Thermal-Hydraulic System Codes: State-of-the-Art and Current Applications for Licensing. – NEA / CSNI / R (2016) 14, Paris: Nuclear Energy Agency.– 2016. – 247 p. (OECD report on thermalhydraulic codes state-of-art).

Im, H. G. Overview of the MARS Code Development and Applications for Safety Analysis in Korea / Н. G. Im // Proceedings of the Korean Nuclear Society Spring Meeting. – 2023. – P. 1 – 6. (Development of MARS code in Korea).

Avramova, M. Comparative analysis of CTF and TRACE thermal-hydraulic codes using OECD / NRC PSBT benchmark void distribution database / M. Avramova, К. Ivanov, К. Velkov, Т. Kozlowski, С. Morel // Proc. 14th Int. Top. Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14). Toronto. – 2011. – 15 p. (Comparison of subchannel code CTF vs system code TRACE).

Sun, L. Development and Validation of Multiscale Coupled Thermal-Hydraulic Code Combining RELAP5 and Fluent Code / L. Sun L., M. Peng, G. Xia, Х. Wang, M. Wu // Frontiers in Energy Research, 2021. – 8 (Feb): 613852. DOI: 10.3389/fenrg.2020.613852 (Coupling of RELAP5 with CFD improves simulation fidelity).

Dolganov, K. S. Ocenka vozmozhnosti koda SOKRAT modelirovat’ processy rastvoreniya dioksida urana zhidkim cirkoniem / K. S. Dolganov, А. Е. Kiselev, N. I. Ryzhov, D. Yu. Tomashik, M. F. Filippov, R. V. Chaly, T. A. Yudina., S. A. Shevchenko, D. A. Yashnikov, N. A Kozlova // Atomnaya йnergiya. – 2018. – 125(2). – pp. 82–90. DOI: 10.1007/ s10512-018-0446-x. (Russian: Оценка возможности кода СОКРАТ моделировать процессы растворения топлива жидким цирконием).

Herranz, L. E. Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks / L. E. Herranz, F. Ravento' s, C. Ahnert, G. Jime'nez , C. Queral, G. Verdo' , R. Mirу, S. Gallardo // Nuclear Espaсa.– 2013. – № 343, pp. 27 – 34. (Overview of Spanish research programs on nuclear safety).

ATHLET Mod 3.1 Cycle A Program Overview. GRS (Gesellschaft fur __ Anlagen– und Reaktorsicherheit) Report. – 2017. – 50 p. (Technical overview ofATHLET code version 3.1).

Ashurko, Yu. M. Vliyanie nejtronno-fizicheskoj modeli na raschet tyazheloj avarii s kipeniem natriya v bystrom reaktore / Yu. M. Ashurko, А. V. Volkov, K. F. Raskach, N. V. Solomonova // Atomnaya e'nergiya. – 2017. – 122(4). – pp. 183–189. (Influence of neutronic model on severe accident calculation in SFR).

Kim, H. Razrabotka svyazannogo koda MARS / FRAPTRAN i ego primenenie dlya analiza avarii s poterey teplonositelya (LOCA) / Н. Kim // Proc. Water Reactor Fuel Performance Meeting, Jeju, Korea. Sept 2017. – (In Russian: Ким Хён. Разработка связанного кода MARS / FRAPTRAN...)*.

Parshikov, I. A. Raschetnyj analiz avarijnyh rezhimov reaktornoj ustanovki s ispol’zovaniem teplogidravlicheskogo koda KORSAR / I. А. Parshikov, D. S. Soloviev, S. L. Soloviev // Yadernaya i radiacionnaya bezopasnost. – 2014. – № 2, pp. 17 – 24. (Use of KORSAR code for analysis of reactor accident regimes).