В 90-е годы в рамках международной программы ICAP (International Code Assessment Program) был открыт доступ российским специалистам к лучшим зарубежным расчетным кодам. В целях упорядочения работы при РНЦ «Курчатовский институт» в 1990 г. был организован Клуб пользователей иностранных теплогидравлических кодов «Термокод».
Не умаляя достоинств зарубежных кодов, положительного значения работы по их освоению российскими специалистами, необходимо отметить следующее:

• ориентация преимущественно на зарубежные расчетные коды привела бы к деградации отечественных технологий математического моделирования динамических процессов АЭС с легко предсказуемыми негативными последствиями;
• зарубежные расчетные коды, разработанные для расчетов динамики АЭС с реакторами PWR, BWR, исходно не адаптированы и не верифицированы применительно к отечественным объектам ядерной энергетики;
• все зарубежные коды переданы в российские организации без права коммерческого использования.

Таким образом, сказанное выше позволяет однозначно утверждать, что создание отечественного системного расчетного кода, не уступающего по своим характеристикам лучшим зарубежным аналогам, являлось в 1990-е – 2000-е годы одной из приоритетных задач атомной отрасли. Эта задача становилась все более острой не только по причине обеспечения технологической независимости и конкурентности отечественной ядерной энергетики, но и была актуализирована следующими обстоятельствами:

• исчерпание проектного срока службы энергоблоков АЭС первого поколения и необходимость их реконструкции с целью продления ресурса, требующие уменьшения (а в некоторых случаях даже исключения) консерватизма при обосновании безопасности;
• необходимость удовлетворения не только российским, но и международным нормам при обосновании безопасности АЭС, сооружаемых за рубежом по российским проектам;
• разработка проектов АЭС нового поколения с пассивными системами безопасности.

В связи с вышеизложенным в отделе теплофизических исследованийпод руководством Мигрова Ю.А. и при его непосредственном участии был разработан теплогидравлический расчетный код (РК) улучшенной оценки «КОРСАР», принятый в 1999 году на основании выигранного тендера в качестве отраслевого кода Минатома России. РК «КОРСАР» зарегистрирован в Российском агентстве по патентам и товарным знакам и аттестованный в надзорных органах применительно к АЭС с ВВЭР.
Важнейшая и принципиально новая задача, которая была решена при создании РК «КОРСАР», состояла в разработке и практической реализации технологических принципов общения пользователя с расчетным кодом.
В обеспечение функционирования кода в режиме гибкой топологической схемы были разработаны:

• язык описания данных;
• интерпретатор языка;
• номенклатура и принципы связей типовых элементов нодализационных схем моделируемых объектов;
• структура информационного поля расчетного кода и принципы его заполнения;
• архитектура функционального наполнения и универсальная управляющая программа.

Для общения пользователей с кодом «КОРСАР» был разработан специализированный, достаточно мощный и мнемоничный язык DLC (Data Language for Codes), с помощью которого формируется (средствами любого текстового редактора) файл входных данных, содержащий информацию о топологии задачи и условия ее однозначности.
В распоряжении пользователя при формировании файла входных данных имеется широкий набор встроенных функций и операторов, включая возможность кодирования алгоритмов работы разнообразных средств автоматики.
Основной задачей интерпретатора языка является обработка созданного пользователем текстового входного файла, синтаксический и семантический контроль вводимых данных.
Информационное поле представляет собой набор COMMON-блоков, в которые по результатам обработки файла входных данных заносится информация обо всех элементах нодализационной схемы моделируемого объекта, о связях между элементами, а также информация об управляющих воздействиях в процессе решения задачи.
Управляющая программа реализует последовательность обращений к функциональным программным блокам в соответствии с методикой расчета и с учетом связей элементов между собой.
Функциональное наполнение РК «КОРСАР», представляющее собой программно реализованные математические модели физических явлений в элементах энергетического оборудования, имеет блочно-модульную структуру (рис.1).
Основой функционального наполнения кода является блок расчета нестационарной контурной теплогидравлики.

Рисунок 1 - Блок-схема функционального наполнения РК «КОРСАР»

Для обеспечения работоспособности блока контурной теплогидравлики в состав функционального наполнения входят два вспомогательных программных блока:

• расчет теплофизических свойств воды и водяного пара;
• расчет замыкающих соотношений теплогидравлической модели.

В состав функционального наполнения кода включены также специализированные программные модули, предназначенные для расчета динамики отдельных процессов и элементов оборудования (кинетика реактора, теплоперенос в теплопроводящих конструкциях, центробежный насос, задвижка и др.).
При анализе аварийных режимов реакторных установок, связанных с фазовыми переходами в теплоносителе, возникает необходимость рассмотрения ряда специфических явлений, сложных как по своей физической природе, так и с точки зрения их математического моделирования. Применительно к коду «КОРСАР» были разработаны и программно реализованы математические модели следующих специфических явлений:

• критическое истечение теплоносителя;
• «захлебывание» встречных потоков воды и водяного пара;
• кризис теплообмена при кипении теплоносителя в парогенерирующих каналах и в стержневых сборках;
• повторный залив;
• стратификация двухфазного потока в вертикальных и горизонтальных каналах;
• лучистый теплообмен.

Разработка, аттестация и принятие кода «КОРСАР» в качестве отраслевого позволяет:

• избежать зависимости атомной отрасли РФ от зарубежных технологий математического моделирования динамики ЯЭУ;
• выполнять расчётное обоснование безопасности действующих и проектируемых отечественных установок с атомными реакторами в реалистичном приближении.

Расчетный код «КОРСАР»:

• использовался и используется в настоящее время в ОАО ОКБ «Гидропресс», ОАО «СПб АЭП» при проведении расчетов в обоснование безопасности большинства проектируемых и сооружаемых АЭС с ВВЭР: Балаковская АЭС, Балтийская АЭС, АЭС «Белене» (Болгария), АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Куданкулам» (Индия), Калининская АЭС (4-й энергоблок), Ленинградская АЭС-2, Нововоронежская АЭС (4-й энергоблок), Тяньваньская АЭС (Китай), АЭС с ВВЭР-1500;
• в настоящее время используется для обоснования безопасности и анализа испытательных режимов ЯЭУ транспортного назначения в ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова»;
• используется для обучения студентов в СПб ГПУ (г. С.-Петербург), УГТУ-УПИ (г. Екатеринбург), ИЯЭ (г. Сосновый Бор).