哈萨克斯坦国家核中心介绍反应堆安全计算机建模方法

哈萨克斯坦共和国国家核中心 (NNC RK) 近日介绍了其在反应堆装置安全论证中采用的现代计算机建模方法。该中心原子能研究所分支机构实验室首席科研人员阿尔图尔·苏拉耶夫 (Arthur Suraev) 表示，高精度计算模型已成为评估反应堆正常运行、设计基准事故及超设计基准事故工况的重要工具。

苏拉耶夫介绍，计算机建模能够在开展复杂、昂贵实验之前，对反应堆内部的中子物理、热工水力和结构响应等过程进行预评估。通过分析相互关联的物理过程，研究人员可在设计和科研阶段识别潜在变化，并据此优化安全相关技术方案。

目前，NNC RK在反应堆实验计算支持中使用MCNP6.3和ANSYS Academic Research等授权软件。MCNP6.3基于蒙特卡罗方法和连续能量核数据库，可在复杂三维几何结构中模拟中子和伽马量子的输运过程，用于计算中子增殖系数、中子通量空间分布、辐射发热以及核燃料中的局部能量释放。

ANSYS则主要用于宏观物理过程模拟，可计算冷却剂流动，分析单相和多相流，确定温度分布，并评估不同运行模式下燃料元件和燃料组件的热应力及机械强度。该软件能够反映反应堆结构在热负荷和机械负荷作用下的行为。

两类软件的耦合使用可提高计算精度。通常先由MCNP计算堆芯能量释放分布，再将数据传递至ANSYS计算温度场;随后，更新后的温度信息再反馈至MCNP，用于考虑温度反馈效应的后续计算。通过这种数据交换，研究人员能够建立堆芯高精度数字孪生模型，更可靠地预测核燃料在正常运行和事故工况下的行为。

苏拉耶夫同时强调，计算方法不能脱离实验验证。NNC RK利用IVG.1M和IGR研究堆，以及专门的堆外实验装置，对计算模型进行验证。实验结果可用于修正数学模型，从而提升计算结果的准确性和可信度。

经过验证的计算方法可用于分析VVER和PWR等动力堆燃料元件及燃料组件的运行表现，包括评估事故工况下燃料元件包壳完整性保持限值，模拟燃料退化和熔化过程，研究燃料与结构材料之间的相互作用，并预测新一代事故容错燃料的性能。

NNC RK认为，现代计算机建模与实验平台结合，可形成用于反应堆装置安全论证的科研技术体系，有助于提高计算可靠性、降低运行风险，并为反应堆技术研发和改进提供支持。