Открытый доступ Открытый доступ  Ограниченный доступ Доступ для подписчиков

Формализация теплогидравлических моделей для автоматизированной кодогенерации и оптимизации расчетов

Марсель Эдуардович Крылов

Аннотация


Цель исследования – разработка подхода к формализации теплогидравлических моделей атомных установок с последующим автоматическим генерированием вычислительного кода. В работе используется методология создания формального описания (DSL/XML/Modelica-подобный язык) для моделей двухфазного теплоносителя и автоматического преобразования этого описания в код расчёта языка программирования C++. Полученные результаты включают демонстрационный расчёт теплогидравлики тепловыделяющей сборки ВВЭР; автоматизированно сгенерированный модуль успешно воспроизвёл баланс массы, энергии и импульса с точностью, сопоставимой с существующими кодами. Область применения результатов – разработка адаптируемых расчётных кодов нового поколения, интегрируемых в цифровые двойники и тренажёры для атомной отрасли. Выводы подтверждают, что формализованное описание моделей и кодогенерирование ускоряют разработку расчётных модулей, повышают их адаптивность и снижают число ошибок по сравнению с ручным программированием.

DOI: 10.71841/ES.elst.2026.1137.04.03


Ключевые слова


теплогидравлическая модель, двухфазный поток, автоматическое генерирование кода, формализация моделей, цифровой двойник, ядерный реактор, ВВЭР, Modelica, DSL, C++.

Полный текст:

PDF

Литература


OECD NEA. Status Report on Thermal-Hydraulic System Codes: State-of-the-Art and Current Applications for 28 2026, ¹ 4 Licensing. NEA / CSNI / R(2016)14. – Paris: Nuclear Energy Agency, OECD, 2016. – 247 p. – URL: https: // oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-02/csni-r2016-14.pdf (дата обращения: 08.05.2025).

Im Ho-Gon. Overview of the MARS Code Development and Applications for Safety Analysis in Korea // Proc. of the 2023 Spring Meeting of the Korean Nuclear Society. – 2023. – P. 6. – URL: https: // www.kns.org/files/pre paper/49/23S-304-%EC%9E%84%ED%98%B8%EA%B3%A4(I).pdf (дата обращения: 08.05.2025).

Generic Issue 141: Improving the Reliability of Open Phase Condition Detection Systems // Generic Issues Program (NUREG-0933). – U. S. Nuclear Regulatory Commission. –URL: https: // www.nrc.gov/sr0933/Section%203.%20New%20Generic%20Issues/141.html (дата обращения: 08.05.2025).

Avramova, M. Comparative analysis of CTF and TRACE thermal-hydraulic codes using OECD/NRC PSBT benchmark void distribution database / M. Avramova, K. Ivanov, K. Velkov, T. Kozlowski, C. Morel // ResearchGate. – 2011. – URL: https: // www.researchgate.net/publication/258397583 (дата обращения: 08.05.2025).

Wang, X. Development and validation of multiscale coupled thermal-hydraulic code combining RELAP5 and Fluent code / X. Wang, D. Wang, X. Cheng // ResearchGate. – 2021. – URL: https: // www.researchgate.net/publication/349146773 (дата обращения: 08.05.2025).

Долганов, К. С. Оценка возможности кода СОКРАТ моделировать процессы растворения диоксидураниевого топлива жидким цирконием/ К. С. Долганов, А. Е. Киселев, Н. И. Рыжов, Д. Ю. Томащик, М. Ф. Филиппов, Р. В. Чалый, Т. А.Юдина, С. А. Шевченко, Д. А. Яшников, Н. А. Козлова // Атомная энергия. – 2018. – Т. 125, № 2. – С. 82 – 90. – DOI: 10.1007/s10512-018-0446-x.

Herranz, L. E. Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks / L. E. Herranz, F. Raventуs, C. Ahnert, G. Jime'nez , C. Queral, G. Verdu' , R. Mirу, S. Gallardo // Nuclear Espaсa. – 2013. – ¹ 343. – С. 27 – 34.

GRS. ATHLET Mod 3.1 Cycle A – Program Overview. GRS (Gesellschaft fьr Anlagen- und Reaktorsicherheit), 2017. – 134 p.

НИКИЭТ. Программа САПФИР 95.1 с библиотекой констант БНАБ-78 / С-95 для нейтронно-физических расч ётов ячеек тепловых ядерных реакторов: описание применения. – ЛКВШ 02.301.0000.00 01-01-ЛУ. – ЛКВШ 03.302.0000.00-01 31. – 2010. – 90 л.

Ким Хён. Разработка связанного кода MARS/ FRAPTRAN и его применение для анализа аварии с потерей охлаждающей жидкости (LOCA)/ Ким Хён // Материалы конф. Water Reactor Fuel Performance Meeting. – Сентябрь 2017. – Ramada Plaza Jeju, о. Чеджу, Корея.

Ашурко, Ю. М. Влияние нейтронно-физической модели на расчет тяжелой аварии с кипением натрия в быстром реакторе / Ю. М. Ашурко, А. В. Волков, К. Ф. Раскач, Н. В. Соломонова // Атомная энергия. – 2017. – Т. 122, № 4. – С. 183 – 189.

Паршиков, И. А. Расчетный анализ аварийных режимов реакторной установки с использованием теплогидравлического кода КОРСАР / И. А. Паршиков, Д. С. Соловьев, С. Л. Соловьев // Ядерная и радиационная безопасность. – 2014. – № 2. – С. 17 – 24.

Nwegbu, K. M. Nuclear thermal hydraulics modelling using automatic code generation / K. M. Nwegbu, C. E. Heaney, A. V. Jones, G. J. Gorman, C. C. Pain, P. N. Smith // Proc. 8th European Congress on Computational Methods in Applied Sciences and Engineering (ECCOMAS 2022). – Oslo, Norway, 2022. – P. 1 – 2 (abstract).

Zhang, H. Modeling and simulation of a micro gas-cooled nuclear reactor using Modelica / H. Zhang, Y. Li, Y. Zhao, J. Wang, S. Du, W. Ma // Frontiers in Energy Research. – 2023. – Vol. 11. – Article 1206755 (32 p.). – DOI: 10.3389/fenrg.2023.1206755.

Kochunas, B. Digital Twin Concepts with Uncertainty for Nuclear Power Applications / B. Kochunas, X. Huan // Energies. – 2021. – Vol. 14, No. 14. – P. 1 – 32. – DOI: 10.3390/en14144235.

Jeong, J. J. The CUPID code development and assessment strategy/ J. J Jeong., H. Y. Yoon, I. K. Park, H. K. Cho // Nulear Engineering and Technology. – 2010. – Vol. 42, No. 6. – P. 636 – 655. – DOI: 10.5516/NET.2010.42.6.636.

Gaston, D. MOOSE: A parallel computational framework for coupled systems of nonlinear equations / D. Gaston, C. Permann, J. Peterson [et al.] // Nuclear Engineering and Design. – 2009. – Vol. 239, No. 10. – P. 1768 – 1778. – DOI: 10.1016/ j.nucengdes.2009.05.021.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.


   

                  

© 1998 — 2025 НТФ "Энергопрогресс"

 

Адрес редакции:
129090, Москва. ул. Щепкина, 8, офис 101
Тел. (495) 234-74-17
E-mail: el.stantsii@gmail.com, el-stantsii@yandex.ru