Результаты адаптации и опытного применения расчётного кода СОКРАТ с использованием суперкомпьютерных технологий

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

ИБРАЭ РАН

Результаты адаптации и опытного применения расчётного кода СОКРАТ с использованием суперкомпьютерных технологий

А.В. Литышев, С.И. Пантюшин,

Д.Л. Гаспаров, О.В. Аулова, Н.В. Букин,

М.А. Быков, К.С. Долганов,

Д.Ю. Томащик, А.Е. Киселёв

Москва, Подольск, Россия

Введение

Действующие в настоящее время в России нормативные документы по безопасности атомных станций содержат требование о необходимости рассмотрения в проекте АЭС запроектных аварий (ЗПА), включая тяжелые аварии с расплавлением активной зоны.

За последние два десятилетия в России накоплен большой опыт выполнения анализов ЗПА, включая тяжёлые аварии РУ ВВЭР с использованием тяжелоаварийных кодов. В 90-е гг. для проектных задач использовались известные зарубежные коды: MARCH, MELSIM (на базе MELCOR 1.8.4), RELAP/SCDAPSIM. В 2000-е гг. разработаны и активно используются российские коды BISTRO и СОКРАТ/В1. В настоящее время вышеназванные коды являются инструментом научных исследований и выполнения проектных работ в обоснование безопасности РУ ВВЭР. Если в 90-е гг. большинство работ выполнялось с использованием зарубежных кодов, то в последние десятилетия приоритет при выполнении этих работ принадлежит российским кодам.

Расчётный код СОКРАТ/В1 является современным отечественным средством для рассмотрения тяжёлой стадии ЗПА, включая процессы разрушения и плавления твэлов активной зоны, образование и перенос неконденсирующихся газов, разрушение шахты и корпуса реактора, а также выход массы и энергии за пределы первого контура. Физико-математические модели и расчётные модули РК СОКРАТ/В1 позволяют согласованным образом описывать широкий спектр теплогидравлических, физико-химических и термомеханических явлений на внутрикорпусной стадии тяжёлой аварии. С 2008 г. РК СОКРАТ/В1 активно используется в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» для выполнения расчётов ЗПА (включая тяжёлые аварии) в рамках обоснования безопасности действующих и проектируемых АЭС с РУ ВВЭР-440, 1000, 1200, ТОИ. Также направлениями использования РК СОКРАТ/В1 являются выполнение НИОКР по обоснованию проектных решений по смягчению и преодолению ЗПА, обоснование водородной безопасности и инструкций по управлению ЗПА. К настоящему времени РК СОКРАТ/В1 аттестован в Ростехнадзоре России для анализа тяжёлых аварий для АЭС с РУ ВВЭР (аттестационный паспорт программного средства №275 от 13.05.2010 г.). После аварии на АЭС «Фукусима» номенклатура расчётов тяжёлых аварий значительно расширилась, следовательно потребуются значительные программные и системные ресурсы для выполнения работ.

В рамках работ по разработке концепции «Виртуальный ядерный остров» в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполнен комплекс мероприятий по адаптации РК СОКРАТ для использования суперкомпьютерных технологий в параллельном режиме.

В разделе «Этапы оптимизации и адаптации РК СОКРАТ для параллельных вычислений» настоящего доклада представлен обзор работ по адаптации РК СОКРАТ для использования суперкомпьютерных технологий, выполненный в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в 2010-2012 гг. Работа выполнялась в 6 этапов, по итогам которых была разработана и адаптирована для параллельных вычислений на OC Linux версия РК СОКРАТ.

В разделе «Опытная эксплуатация РК СОКРАТ в параллельном режиме» настоящего доклада описаны проектные задачи для РК СОКРАТ, адаптированного для OC Linux. На примере базовых запроектных аварий для РУ ВВЭР-1000 проведён анализ эффективности (с точки зрения времени расчёта и сопоставления получаемых результатов) модернизированной версии РК СОКРАТ в параллельном режиме и аттестованной версии для OC Windows. Также представлены рекомендации по дальнейшей оптимизации кода для более эффективного использования параллельных вычислений на суперЭВМ.

Описание РК СОКРАТ

Программный комплекс СОКРАТ/В1 разработан в рамках отраслевой программы и является развитием комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ, введённого в опытную эксплуатацию в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в 2004 г. РК СОКРАТ/В1 является совместной разработкой нескольких российских НИИ.

Программный комплекс СОКРАТ/В1 [1, 2] является современным отечественным средством для рассмотрения тяжелой стадии ЗПА, включая процессы разрушения и плавления твэлов активной зоны, образование и перенос неконденсирующихся газов, разрушение шахты и корпуса реактора, а также выход массы и энергии за пределы первого контура. Физико-математические модели и расчётные модули СОКРАТ/В1 позволяют согласованным образом описывать широкий спектр теплогидравлических, физико-химических и термомеханических явлений на внутрикорпусной стадии тяжелой аварии.

Основные задачи, решаемые при анализе тяжёлой аварии с использованием РК СОКРАТ:

- оценка источников водорода и пара для задач по обеспечению пожаро-взрывобезопасности защитной оболочки РУ;

- оценка состояния РУ, анализ отклика РУ на возможные меры по управлению тяжелой аварией;

- оценка массы и энергии расплава, выходящего из корпуса реактора при его разрушении.

На рис. 1-4 приведён пример нодализационных схем оборудования РУ ВВЭР, используемых при выполнении анализов по РК СОКРАТ.

Важной особенностью РК СОКРАТ/В1 является то, что в нём, как правило, используются детализированные реалистические модели для описания поведения оборудования РУ и явлений на внутрикорпусной стадии аварии. Число упрощенных параметрических моделей, по возможности, минимизировано.

Рис. 1 - Нодализационная схема петли с КД

Рис. 2 - Нодализационная схема парогенератора по второму контуру

Рис. 3 - Нодализационная схема корпуса реактора

.

Рис. 4 - Нодализационная схема напорной камеры реактора

Функциональное наполнение РК СОКРАТ имеет блочно-модульную структуру Основными модулями являются РАТЕГ, СВЕЧА и ГЕФЕСТ. Системный двухжидкостный теплогидравлический модуль РАТЕГ позволяет создавать полные расчётные модели РУ, включая системы управления и регулирования, и моделировать их работу с учётом следующих процессов: течение двухфазного теплоносителя с примесью неконденсируемых газов, перенос тепла в элементах РУ, теплообмен теплоноситель-стенка, теплоперенос излучением. Модуль СВЕЧА предназначен для моделирования физико-химических процессов, существенных для описания явлений деградации активной зоны в ходе ТЗПА: окисление, плавление и перемещение материалов, генерация водорода, теплообмен излучением. Модуль ГЕФЕСТ служит для моделирования взаимодействия корпуса реактора с расплавом активной зоны. В нём моделируются теплопередача, перемещение и плавление материала, перемешивание и расслоение расплава, тепловая эрозия корпуса, пограничное взаимодействие горячего материала с теплоносителем, теплообмен излучением и другие явления и процессы.

В соответствии с требованиями Ростехнадзора каждое программное средство, используемое для обоснования безопасности АЭС с РУ ВВЭР, должно быть верифицировано в границах области применения и иметь аттестационный паспорт. В 2010 г. РК СОКРАТ/В1 аттестован в Ростехнадзоре России для анализа тяжёлых аварий для АЭС с РУ ВВЭР (аттестационный паспорт программного средства №275 от 13.05.2010 г.). Ведутся работы по созданию версии СОКРАТ/В3, которая является развитием аттестованной версии и дополнена моделями нейтронной кинетики, переноса продуктов деления и борной кислоты по первому контуру. РК СОКРАТ в настоящее время используется в различных проектных и научных организациях, таких как ИБРАЭ РАН, АЭП, СПбАЭП, НИЦ КИ, ГНЦ РФ-ФЭИ, ВНИИЭФ, ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Результаты практического применения

Основные направления, по которым ведутся работы с использованием тяжелоаварийных кодов, включая СОКРАТ/В1:

- участие в Международных Стандартных Задачах;

- кросс-верификационные расчёты;

- адаптация кода применительно к РУ ВВЭР (разработка нодализационных схем, подготовка пакетов исходных данных - несколько тысяч строк, настройка физических моделей);

- выполнение анализов ТЗПА в обоснование безопасности эксплуатируемых и проектируемых РУ ВВЭР и для разработки мер по управлению тяжелыми запроектными авариями.

Все перечисленные выше задачи достаточно широко освещены в материалах научно-технических конференций «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» [3-5], отраслевых конференций [6-8], годовых отчётов ОКБ «ГИДРОПРЕСС» [9-11].

Проектные задачи для РК СОКРАТ

В настоящее время актуальной является задача повышения скорости вычислений путем применения параллельных вычислений и использования суперкомпьютеров. В рамках концепции «Виртуальный ядерный остров» в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» поставлена компактная суперЭВМ и организован доступ из ОКБ «ГИДРОПРЕСС» на вычислительные ресурсы ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ».

Этапы оптимизации и адаптации РК СОКРАТ для параллельных вычислений

В рамках разработки концепции «Виртуальный ядерный остров» в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполняются работы по адаптации базовых кодов для суперкомпьютерных технологий. Одним из направлений данной концепции является адаптация РК СОКРАТ для выполнения расчётов на суперЭВМ РФЯЦ-ВНИИЭФ (на базе OC Linux) в параллельном режиме. Далее представлен обзор выполненных в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в 2010-2011 гг. этапов данной работы, по итогам которых была разработана версия РК СОКРАТ, позволяющая проводить расчёты в параллельном режиме на компактных суперЭВМ и через удаленный доступ на вычислительном комплексе РФЯЦ-ВНИИЭФ. Под адаптацией РК СОКРАТ имеется в виду реализация конкретной технологии в отладочном режиме. Под оптимизацией подразумевается реализация технологии в рабочем режиме, а также улучшение параметров и характеристик за счёт тестирования, доработки и отладки. Под модернизацией подразумевается комплекс мероприятий с использованием аттестованной версии кода, для которой поэтапно выполнена адаптация и оптимизация.

Этап 1. Адаптация для ОС Linux

В 2010 г. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполнил комплекс работ по адаптации РК СОКРАТ для выполнения расчётов в операционной среде UNIX (OC Linux). В рамках данных работ проведен комплекс мероприятий по оптимизации алгоритмов и файловой структуры кода с целью последующей реализации технологии распараллеливания. По итогам адаптации файловой структуры разработана методика автоматической сборки исполняемого модуля в среде Linux для набора исходных текстов РК COKPAT в среде Windows. Проведено тестирование на нескольких аналитических и экспериментальных задачах, в которых были задействованы основные модули РК СОКРАТ - РАТЕГ, СВЕЧА и HEFEST. За счёт оптимизации хранения данных в памяти супэрЭВМ было получено снижение расчётного времени на компактной суперЭВМ.

Этап 2. Постановка на суперЭВМ ВНИИЭФ

В 2010 г. организована линия связи для выполнения расчётов сотрудниками ОКБ «ГИДРОПРЕСС» на суперЭВМ ВНИИЭФ. ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» организовало доступ к суперЭВМ МП-20 для проведения расчётов, не содержащих информации ограниченного распространения. С использованием данной линии на инструментальный сервер МП-20 был загружен набор исходных текстов РК СОКРАТ и модулей, осуществляющих автоматическую компиляцию исполняемого файла. С использованием удаленного доступа на сервере МП-20 был создан исполняемый файл и было проведено несколько тестовых расчётов модельных задач.

Оптимизация файловой структуры РК СОКРАТ позволила использовать набор исходных данных (input decks) идентичных для аттестованной версии (ОС Windows) и адаптированной версии для OC Linux, что позволяет исключить ошибки пользователя при сопоставлении результатов на разных операционных системах.

Этап 3. Опытная эксплуатация РК СОКРАТ на суперЭВМ

В рамках опытной эксплуатации базовых кодов ОКБ «ГИДРОПРЕСС» на суперЭВМ ВНИИЭФ на сервере МП-20 проводился комплекс расчётов аналитических и экспериментальных задач, а также расчётов аварийных режимов АЭС с РУ ВВЭР. Опытная эксплуатация проводилась с целью проверки воспроизводимости результатов расчётов базовых кодов на суперЭВМ. С использованием оптимизированной и адаптированной для OC Linux версии РК СОКРАТ проведено несколько десятков расчётов. В качестве наборов исходных данных были использованы наборы для аттестованной версии кода (OC Windows). Анализ полученных результатов на суперЭВМ показал адекватность получаемых результатов и физических явлений, характерных для режимов запроектных аварий РУ ВВЭР в границах аттестационного паспорта РК СОКРАТ.

Этап 4. Анализ алгоритмов РК СОКРАТ для использования технологии распараллеливания

Одним из основных путей повышения скорости вычислений в рамках концепции «Виртуальный ядерный остров» является использование систем параллельного вычисления на вычислительном комплексе РФЯЦ-ВНИИЭФ. Данные системы оснащены взаимосвязанной группой вычислителей (процессоров), количество которых может составлять несколько тысяч. Системы способны выполнять параллельно операции, определяемые моделирующей программой.

Для определения областей в файловой и программной структуре РК СОКРАТ, для которых возможна реализация параллельного алгоритма работы, проведен анализ алгоритмов работы РК СОКРАТ. С учётом современных модификаций, включающих в себя модули генерации и перемещения продуктов деления ядерного топлива, модуль точечной нейтронной кинетики, модуль определения мощности остаточных энерговыделений (за счёт взаимосвязи с модулями ПД и точечной нейтронной кинетики), а также модули, описывающие поведение основных теплофизических параметров в защитной оболочке АЭС (контеймента), РК СОКРАТ имеет многоступенчатую структуру с большим количеством прямых и обратных связей. Управление обменом данными и другими командами происходит за счёт командного (управляющего) модуля и набора подмодулей, что делает структуру кода иерархической и достаточно понятной.

При рассмотрении технологий распараллеливания были выбраны две наиболее эффективные - OpenMP и MPI. Однако, учитывая, что суперЭВМ, на которых планируется опытная эксплуатация РК СОКРАТ, имеет общую память, а также тот факт, что достижение значимой эффективности распараллеливания РК СОКРАТ средствами MPI весьма проблематично даже для малого числа процессоров (что связано с технологической особенностью), а при использовании машин с общей памятью логичнее использовать технологию OpenMP, ориентированную на такого рода ЭВМ, было решено осуществлять параллелизацию вычислений РК СОКРАТ с использованием технологии OpenMP.

По итогам анализа алгоритмов РК СОКРАТ были выбраны основные направления по внедрению технологии распараллеливания.

Этап 5. Корректировка РК СОКРАТ в обеспечение параллельных вычислений

В ходе корректировки РК СОКРАТ для обеспечения параллельных вычислений была проведена дополнительная модернизация и корректировка кода для исключения зависимости от платформы и разрядности ЭВМ (изначально РК СОКРАТ разрабатывался для 32 разрядных ЭВМ). С учётом использования компиляторов фирмы Intel для создания исполняемых файлов для проведения расчётов было принято решение об использовании программного продукта Intel Parallel Studio 2011 для реализации технологии распараллеливания. Был использован стандарт OpenMP для реализации многопоточных режимов расчётов.

Этап 6. Отработка и оптимизация параллельных алгоритмов РК СОКРАТ

На данном этапе выполнялась доработка РК СОКРАТ для оптимального использования технологии распараллеливания (с помощью технологии OpenMP) и многопоточных вычислений на суперЭВМ (серверы РФЯЦ-ВНИИЭФ).

Реализованная параллельная версия РК СОКРАТ была также протестирована на характерной задаче, представляющей собой расчёт эксперимента на интегральной теплогидравлической установке Орегонского государственного университета OSU MASLWR. Выигрыш от распараллеливания модулей RATEG_HYDRO и RATEG_HEAT на ~ 200 простых элементах достиг примерно 10% при решении задачи на сервере МП-20.

По итогам работ по оптимизации и отработке параллельных технологий для РК СОКРАТ сделано заключение, что использование суперЭВМ позволит решать задачи на гораздо более подробных схемах, расчёт по которым в случае однопроцессорной версии СОКРАТ/В1 для Windows приводил к значительным затратам времени. Однако основная задача данного направления работы была достигнута за счёт перехода с платформы аттестованной версии кода - OC Windows - на платформу OC Linux, а также за счёт оптимизации алгоритмов работы кода, что привело к снижению реального расчётного времени в 1,9-2,0 раза. Эффект от параллелизации вычислений составляет до 20% относительно однопоточного режима на платформе OC Linux.

Опытная эксплуатация РК СОКРАТ в параллельном режиме

управление взрывобезопасность реакторный авария сократ

Для обоснования безопасной эксплуатации блоков с реакторными установками ВВЭР-1000 (В-320) проводится расчётный анализ широкого спектра аварийных режимов. После аварии на АЭС «Фукусима» особое внимание уделяется обоснованию безопасности АЭС с РУ ВВЭР-1000 при запроектных авариях, включая тяжёлые аварии.

Расчёты с использованием адаптированного для параллельных вычислений РК СОКРАТ проводились для следующих сценариев тяжелых запроектных аварий:

- режим 1: большая течь теплоносителя первого контура и отказ активной части САОЗ (рис. 5-8);

- режим 2: полное обесточивание АЭС с наложением отказа на запуск всех дизель-генераторов (рис. 9-12).

С учётом возможности использования пакетов исходных данных (input decks) разработанных для аттестованной версии (OC Windows), на вычислительном сервере МП-20 проводились многовариантные расчёты тяжелых запроектных аварий, как в однопоточном, так и в многопоточном режиме для версии кода, адаптированной для OC Linux. Целью данных расчётов являлось определение влияния основных параметров на получаемые результаты, а также выбор оптимальных значений и номенклатуры используемых моделей для последующего использования в расчётах, выполняемых по аттестованной версии кода для отчёта по обоснованию безопасности АЭС с РУ ВВЭР-1000 (В-320).

Режим 1 - «Большая течь теплоносителя первого контура и отказ активной части САОЗ».

С учётом специфики и исходного события данной аварии из систем нормальной эксплуатации и систем безопасности функционируют только система защиты от превышения давления первого контура (импульсно-предохранительные клапана (ИПУ КД), система защиты от превышения давления второго контура (БРУ-А и ИПУ ПГ), стопорные клапана турбинной установки (СК ТГ), аварийная защита и гидроемкости первой ступени системы аварийного охлаждения активной зоны (ГЕ САОЗ). Данные системы описаны с использованием специализированных моделей с использованием модуля RATEG_HYDRO и приводятся в действие управляющими сигналами в соответствии с проектом реакторной установки РУ ВВЭР-1000 (В-320).

Проведение расчёта аварий традиционно начинается с выставления стационарного состояния в реакторной установке. Параметры, получаемые с использованием расчётных кодов (в данном случае для РК СОКРАТ) сравниваются с проектными данными. После выставления стационарного состояния выполняются непосредственно расчёты аварий. Для рассмотренной аварии (пакета исходных данных) в течение 300с с момента запуска расчёта происходит выставление стационарного состояния. В период 0-300 с начала расчёта активно задействован только модуль RATEG_HYDRO. Расчёт происходит при расчётном шаге, близком к максимальному (установлен в пакете исходных данных).

На первом этапе аварии (300-500с с начала расчёта) - активно задействованы модули RATEG_HYDRO и ANGAR за счёт резкого поступления теплоносителя из реакторной установки в помещения контейнмента, а также за счёт работы пассивной части САОЗ (интенсивное поступление теплоносителя из гидроемкостей в реакторную установку). Другие расчётные модули в данное время не требуют значительного процессорного времени. Перемещение теплоносителя по реакторной установке происходит при высоких скоростях, преобладает пароводяная смесь.

На втором этапе аварии (500-1500с с начала расчёта) - активно задействованы модули SVECHA, RADIATION и RATEG_HYDRO. На данном этапе происходит резкий разогрев тепловых структур реактора (в том числе топливных элементов), а также радиационный обмен между тепловыми структурами, который приводит к изменению геометрии и состава слоев элементов. В реакторной установке преобладает пар, который перемещается при высоких скоростях.

На третьем этапе аварии (1500-5000с с начала расчёта) - активно задействованы модули HEFEST, SVECHA, RADIATION. На данном этапе значительные массы расплавленных структур реактора, включая топливные элементы, стекают в напорную камеру реактора, изменение параметров в которой описывает модуль HEFEST. Процесс характеризуется резкими изменениями геометрии и слоев тепловых элементов, фазовыми переходами и сложными физико-химическими реакциями.

На четвертом этапе аварии (5000-15000 с начала расчёта) - активно задействованы модули HEFEST и SVECHA. На данном этапе происходит интенсивное перемешивание расплава в напорной камере реактора, деградация внутрикорпусной шахты реактора и последующая деградация корпуса реактора. После разрушения корпуса реактора расплав поступает в бетонную шахту реактора. После этого расчёт проводится до заранее определенного в исходных данных времени. В этот период основные модули не задействованы, расчёт происходит с максимально возможным (заданным в исходных данных) расчётным шагом.

Рис. 5 - Интегральная наработка водорода (режим 1)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)

Рис. 6 - Уровень теплоносителя в активной зоне (режим 1)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)

Рис. 7 - Максимальная температура оболочек твэлов (режим 1)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)



Рис. 8 - Интегральный расчётный шаг (режим 1)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)

Режим 2 - «Полное обесточивание АЭС с наложением отказа на запуск всех дизель-генераторов».

Для данного режима традиционно не учитывается изменение параметров в защитной оболочке (не используется контейментный код). Выброс теплоносителя из первого контура происходит не через разрыв трубопровода, как в режиме 1, а через клапана ИПУ КД (через барботер), следовательно, отсутствует значительное взаимное влияние реакторной установки и защитной оболочки (контаймента).

Неиспользование контайментного кода при выполнении расчёта данной аварии позволяет сократить реальное время, затрачиваемое на выполнение расчёта.

Поступление теплоносителя через системы компенсации давления первого и второго контуров моделируется при помощи граничного условия (заданного в модуле RATEG_HYDRO) с постоянными значениями основных параметров - давления, температуры и концентрации газов. Граничным условием для внешних поверхностей элементов, описывающих трубопроводы, парогенератор и реактор, является также граничное условие с постоянными значениями основных параметров.

Для расчёта данной аварии также выполняется выставление стационарного состояния в течение 300с с момента запуска расчёта. В период 0-300 с начала расчёта активно задействован только модуль RATEG_HYDRO. В реакторной установке в виде теплоносителя преобладает вода. Расчёт задачи происходит при расчётном шаге близком к максимальному (установлен в пакете исходных данных).

На первом этапе аварии (300-7000с с начала расчёта) - активно задействован модуль RATEG_HYDRO и RATEG_HEAT за счёт естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре, теплоотдачи от первого контура ко второму, выпаривания котловой воды из парогенератора и интенсивной работы систем компенсации давления в первом и втором контуре. Перемещение теплоносителя по реакторной установке происходит при средних скоростях, преобладает паро-водяная смесь. Расчётный шаг задачи близок к максимальному значению, заданному в наборе исходных данных.

На втором этапе аварии (7000-11000с с начала расчёта) - активно задействованы модули SVECHA, RADIATION и RATEG_HYDRO. К данному моменту парогенератор осушился и, соответственно, прекратился теплообмен между первым и вторым контуром. На данном этапе происходит выпаривание теплоносителя первого контура, интенсивная работа системы компенсации давления первого контура и разогрев тепловых структур реактора (в том числе топливных элементов), а также радиационный обмен между тепловыми структурами, который приводит к изменению геометрии и состава слоев элементов. В реакторной установке преобладает пар, который перемещается при средних скоростях. В данный момент происходит изменение фазового состояния теплоносителя за счёт интенсивного парообразования, что значительно замедляет расчёт аварии. Как и было отмечено в [10], значительное время расчёта занимает вычисление параметров пара и воды, тем более, если происходит фазовый переход из одного состояния теплоносителя в другое.

На третьем этапе аварии (11000-14000с с начала расчёта) - активно задействованы модули HEFEST, SVECHA, RADIATION. На данном этапе значительные массы расплавленных структур реактора, включая топливные элементы, стекают в напорную камеру реактора, изменение параметров в котором описывает модуль HEFEST. Процесс характеризуется резкими изменениями геометрии и слоев тепловых элементов, фазовыми переходами и сложными физико-химическими реакциями.

На четвертом этапе аварии (14000-21000с с начала расчёта) - активно задействованы модули HEFEST и SVECHA. На данном этапе происходит интенсивное перемешивание расплава в напорной камере реактора, деградация внутрикорпусной шахты реактора и последующая деградация корпуса реактора. После разрушения корпуса реактора расплав поступает в бетонную шахту реактора. После этого расчёт проводится до заранее определенного в исходных данных времени (40000 с). В этот период основные модули не задействованы, расчёт происходит с максимально возможным (заданным в исходных данных) расчётным шагом.

Рис. 9 - Интегральная наработка водорода (режим 2)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)

Рис. 10 - Интегральный расход теплоносителя через ИПУ КД (режим 2)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)

Рис. 11 - Максимальная температура оболочек твэлов (режим 2)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)



Рис. 12 - Интегральный расчётный шаг (режим 2)

1 - OC Windows (расчёт на 1 процессоре)

2 - OC Linux (расчёт на 1 процессоре)

3 - OC Linux (расчёт на 2 процессорах)

4 - OC Linux (расчёт на 4 процессорах)

Анализируя результаты, полученные в режимах 1 и 2, можно сделать заключение о том, что с использованием версии кода, адаптированной для OC Linux, получено хорошее согласие результатов с аттестованной версией (для OC Windows). Незначительные отличия обусловлены особенностью компиляции исполняемого файла с помощью устаревшего и не поддерживаемого в настоящее время компилятора Compaq Visual Fortran v.6.6 для версии кода под OC Windows.

Результаты, полученные с использованием версии, адаптированной для OC Linux, полностью совпадают при выполнении расчётов на 1, 2 и 4 процессорах.

Анализ времени расчёта по каждому модулю для проведенных расчётов демонстрирует, что расчёты на суперЭВМ с ОС Linux занимают в 1,9-2,0 раза меньше реального времени при хорошо сопоставимых результатах с аттестованной версией для OC Windows. Почти 80-90% расчётного времени занимает работа модулей RATEG_HYDRO и SVECHA.

При сравнении результатов, полученных на суперЭВМ в однопоточном и многопоточном режиме, выигрыш реального времени составляет 10-15% за счёт увеличения количества потоков (используемых процессоров). Данный результат достигнут за счёт реализации параллельных вычислений в модулях SVECHA и RADIATION, а также за счёт частичной реализации параллельных вычислений в модуле RATEG_HYDRO.

Рекомендации по дальнейшей оптимизации

Дальнейшая оптимизация алгоритмов кода, параллелизация отдельных модулей и увеличение элементов в нодализационной расчётной схеме позволит получать более точные результаты, отслеживать тонкие эффекты и явления, возникающие при тяжелых авариях на РУ ВВЭР и повысить эффективность использования многопроцессорных суперЭВМ для задач анализа безопасности.

При этом требуется адаптировать код под архитектуру конкретной ЭВМ (в настоящее время он адаптирован под программное обеспечение и архитектуру сервера МП-20 на базе РФЯЦ-ВНИИЭФ), а достижение одинакового ускорения расчётов одновременно для всех типов ЭВМ невозможно. Необходим взвешенный подход к постановке подобной задачи с точки зрения её практической ценности и реализуемости.

Заключение

В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» накоплен большой опыт выполнения анализов ЗПА для РУ ВВЭР с применением отечественных и зарубежных кодов.

Активная работа, по изучению, внедрению и использованию тяжелоаварийного РК СОКРАТ при взаимодействии с разработчиками кода позволяет выполнять анализы внутрикорпусной фазы тяжелой аварии с оценкой:

- хронологической последовательности событий (начало деградации активной зоны, времена повреждения ВКУ и корпуса реактора),

- выхода водорода, образующегося в результате реакций окисления материалов активной зоны и ВКУ;

- параметров кориума (состав, масса, температура), поступающего в УЛР или бетонную шахту реактора после повреждения корпуса реактора.

После проведения оптимизации РК СОКРАТ, адаптации для OC Linux и реализации технологии параллельных вычислений получаемый выигрыш реального времени по сравнению с аттестованной версией для OC Windows составляет 50% (в 1,9-2,0 раза) при хорошо сопоставимых получаемых результатах.

Данный результат достигнут за счёт частичной реализации технологии параллельных вычислений и оптимизации для модулей RATEG_HEAT и RATEG_HYDRO, оптимизации алгоритмов кода и оптимизации технологии хранения и обмена данных.

Параллельный расчёт модулей SVECHA и RADIATION позволяет получить дополнительно выигрыш 10% от общего системного времени (т.е. примерно время счёта модуля RADIATION). Наиболее ресурсоёмким является модуль расчёта свойств воды и водяного пара (входящий в модуль RATEG_HYDRO) и к настоящему времени за счёт реализации технологии параллельных вычислений время расчёта для данного модуля значительно сократилось. Следует отметить, что значение выигрыша в скорости счёта модуля RATEG_HYDRO увеличивается с ростом числа расчётных объёмов в нодализационной схеме. Таким образом, важным условием дальнейшего ускорения расчётов за счёт параллелизации РК СОКРАТ является использование более детальных нодализационных схем.

Переход на многопоточные режимы вычислений на суперЭВМ позволяет сократить реальное время вычислений относительно аттестованной версии РК СОКРАТ для OC Windows на 55-60% (до 2,2 раз).

Результаты, полученные с использованием РК СОКРАТ, можно считать адекватными, и использовать при обосновании безопасности АЭС с РУ ВВЭР для анализа тяжёлых аварий и разработки мер по управлению тяжёлыми авариями. При этом, сохраняется требование аттестационного паспорта относительно необходимости сопоставления с результатами анализа начальной стадии аварии, выполненного по аттестованным теплогидравлическим кодам (например, ТЕЧЬ-М-97 или КОРСАР/ГП).

Список литературы

1. «SOCRAT - The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents» // Bolshov L., Strizhov V. Proceedings of ICAPP '06 - Reno, NV USA, Paper 6439, 2006.

2. Программа СОКРАТ/В1. Аттестационный паспорт программного средства №275 от 13.05.2010, НТЦ ЯРБ.

3. С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин, Е.В. Сотсков, Н.В. Букин, М.А. Быков (ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик, А.Е. Киселев, В.Ф. Стрижов (ИБРАЭ РАН). «Сравнение кодов ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 при анализе начальной стадии тяжелой аварии на РУ ВВЭР-1200». Сборник трудов 6-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск, 2009

4. В.В. Щеколдин, С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин (ОКБ «ГИДРОПРЕСС»). «Анализ аварий с плавлением активной зоны РУ ВВЭР по кодам СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM». Сборник трудов 6-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск, 2009

5. Ю.С. Сорокин, В.В. Щеколдин, А.А. Тучнолобов, Л.Н. Борисов, Н.С. Филь «Оценка кодов РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ и MELCOR для анализа тяжелых аварий». Сборник трудов 3-ей международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск, 2003

6. С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин, В.В. Щеколдин, Н.В. Букин (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Д.Ю. Томащик, К.С. Долганов, А.Е. Киселев (ИБРАЭ РАН). «Анализ чувствительности кода СОКРАТ/В1 и адаптация расчётной модели для анализа тяжелой аварии на РУ ВВЭР-1000 (В-320) при работе на 104% мощности». Сборник трудов XII Международной конференции "БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС и ПОДГОТОВКА КАДРОВ 2011, Россия, г. Обнинск, ИАТЭ НИЯУ МИФИ, октябрь 2011.

7. С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин. «Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий». Сборник трудов Отраслевой научно-практической конференции «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность», ФГУП «ГХК». Железногорск, Красноярский край, 2009

8. Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С., Букин Н.В., М.А. Быков, В.А. Мохов. «Оценка тепловых нагрузок и условий удержания расплава в корпусе реактора при тяжелых авариях на РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ». XII Международной конференции "БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС и ПОДГОТОВКА КАДРОВ 2011". Сборник трудов.

9. Пантюшин С.И., Долганов К.С., Томащик Д.Ю., Моисеенко Е.В., Мохов В.В., Быков М.А. «Адаптация тяжелоаварийного кода СОКРАТ для использования суперкомпьютерных технологий». Годовой отчёт об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год. Научно-технический и рекламный сборник № 11.

10. «Опыт выполнения анализов тяжелых аварий РУ ВВЭР с использованием кода СОКРАТ/В1» // С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин, В.В. Щеколдин, Н.В. Букин (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Д.Ю. Томащик, К.С. Долганов, А.Е. Киселев (ИБРАЭ РАН) // Годовой отчёт об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2009 год. Научно-технический и рекламный сборник №10. Стр.133-139.

11. «Оценка тепловых нагрузок на корпус реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ» // Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С., Букин Н.В. Научно-технический и рекламный сборник № 11. Годовой отчёт об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2010 год. Подольск, 2011.

12. Report (TECDOC) of ICSP on “Integral PWR Design Natural Circulation Flow Stability and Thermo-hydraulic Coupling of Containment and Primary System during Accidents", December 2012.

13. С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин. «Анализ поведения кориума в напорной камере реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР». Сборник трудов 10-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск, 2008.

Список сокращений

АЭС - атомная электростанция

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу

ВКУ - внутрикорпусные устройства

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактора

ГЕ - ёмкость

Ду - диаметр условный

ЗПА - запроектная авария

ИПУ - импульсное предохранительное устройство

КД - компенсатор давления

НКР - напорная камера реактора

ОС - операционная система

ПГ - парогенератор

РК - расчётный код

РУ - реакторная установка

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны

СК - стопорный клапан

ТГ - турбогенератор

ТЗПА - тяжёлая запроектная авария

Размещено на Allbest.Ru