Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат физико-математических наук Шиленко, Борис Львович

• Шиленко, Борис Львович
• кандидат физико-математических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Шиленко, Борис Львович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ МЕТОДОЛОГИИ АНАЛИЗА ИНЦИДЕНТА НИПС.

1.1. Краткое описание аварий типа ATWS и инцидента НИПС как «предвестника» аварии UTOP.

1.2. Описание основных физических процессов, сопровождающих инцидент.

1.3. Критерии обоснования безопасности в инциденте.

1.4. Разложение анализа инцидента по предметным областям.

1.5. Вероятностный подход к обоснованию безопасности в условиях неопределенностей моделирования.

1.6. Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ПОДХОДЫ К АНАЛИЗУ ИНЦИДЕНТА НИПС.

2.1. Роль нейтронно-физического анализа инцидента НИПС.

2.2. Представление нестационарного распределения энерговыделения при движении поглощающего стержня.

2.3. Сравнение методов расчета линейных нагрузок в начале и в конце инцидента.

2.4. Основные функции нейтронно-физического анализа в обосновании проектного инцидента НИПС.

2.5. Взаимосвязь нейтронно-физического и динамического анализов инцидента.

2.6. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ПРОГРАММНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ АНАЛИЗА ИНЦИДЕНТА НИПС В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ.

3.1. Подходы к реализации современной технологии решения задач на ЭВМ, принятые в системе DSJCRW.

3.2. Системный подход к замыканию нейтронно-физического моделирования инцидента и анализа расчетных функционалов.

3.3. Определение возможностей целевой системы анализа.

3.4. Функциональная структура ПСА верхнего уровня.

3.5. Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DSICRW.

3.6. Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ ПОДГОТОВКИ СЦЕНАРНЫХ МОДЕЛЕЙ.

4.1. Краткий обзор систем подготовки нейтронно-физических расчетных моделей.

4.2. Требования к подсистеме подготовки сценарных моделей DSSMDB.

4.3. Процесс формирования сценарной модели.

4.4. Фазы работы пользователя в подсистеме.

4.5. Компоненты и программное обеспечение подсистемы.

4.6. Перестраиваемая база сценарных моделей для быстрых реакторов.

4.7. Принципы физической организации базы FRMDB.

4.8. Генератор баз типовых картограмм расчетных моделей GENMAP.

4.9. Выводы к главе 4.

ГЛАВА 5. РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ ИСПОЛНЕНИЯ ВЫЧИСЛИТЕЛЬНЫХ СЦЕНАРИЕВ.

5.1. Логика функционирования подсистемы DSSSCR.

5.2. Функциональное обеспечение подсистемы DSSSCR.

5.3. Распределение внешней памяти в подсистеме.

5.4. Выводы к главе 5.

ГЛАВА 6. РЕАЛИЗАЦИЯ ПОДСИСТЕМЫ АНАЛИЗА ФУНКЦИОНАЛОВ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ.

6.1. Требования к подсистеме анализа функционалов потока нейтронов.

6.2. Роль и функции подсистемы DSSANL в технологии анализа инцидента НИПС

6.3. Фазы работы пользователя в подсистеме анализа DSSANL.

6.4. Компоненты и программное обеспечение подсистемы.

6.5. Выводы к главе 6.

ГЛАВА 7. ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММНОЙ СИСТЕМЫ DSJCRW К АНАЛИЗУ ИНЦИДЕНТА НИПС В РЕАКТОРАХ ТИПА БН.

7.1. Краткий обзор применения системы DSICRW и аспекты верификации проблемных программ.

7.2. Применение системы DSICRW в проектных исследованиях БН-600 гибридная активная зона.

7.3. Выводы к главе 7.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах»

В последние годы ядерная энергетика (ЯЭ) России частично оправилась от шока Чернобыльской катастрофы. Определены стратегия дальнейшего развития ЯЭ [1] и ее роль в энергетике страны [2]. Сегодня это одна из немногих отраслей экономики России превзошедшая показатели 80-х годов (по выработке электроэнергии). После долгого перерыва вводятся в эксплуатацию и строятся новые энергоблоки (Волгодонская АЭС, Калининская АЭС, Белоярская АЭС). В обществе растет понимание необходимости и неизбежности ЯЭ для нашей страны.

Три главных фактора будут определять успех в развитии ЯЭ в России: безопасность, экономичность, открытость для общества.

Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу. В результате АЭС становятся все более сложными и дорогими, что может привести к потере конкурентоспособности АЭ. С другой стороны, одним из принципов стратегии безопасного роста ЯЭ является принцип «естественной безопасности», который является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путём распространения его на весь топливный цикл с учётом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения.

По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности и экономичности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут близки к затратам в современных АЭС с легководными реакторами.

В настоящее время значительно возросли требования к безопасности АЭС, а в связи с этим возросли требования и к точности расчетных предсказаний физических характеристик ядерных реакторов.

Одной из важнейших задач обоснования безопасности АЭС является обеспечение контроля событий, связанных с управлением реактора при изменении его реактивности в случае инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня (НИПС) системы СУЗ.

В ФЭИ с участием автора диссертации был выполнен ряд работ по развитию методов анализа и разработке средств обоснования безопасности в случае инцидента НИПС в применении к реакторам типа БН. Основным результатом этих работ явились предложения ФЭИ по улучшению и развитию французской методологии [З-б] в применении к реактору типа SPHX и модификации этой методологии в применении к реакторам типа БН [7].

Анализ проектной аварии НИПС преследует цель обосновать отсутствие плавления топлива в инциденте и непревышения других пределов безопасной эксплуатации реакторной установки при срабатывании аварийной защиты реактора. Эта задача может быть решена на основе моделирования совокупности нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в реакторе, и анализа полученных распределений функционалов потока нейтронов в отдельных твэлах.

Обоснование непревышения пределов безопасной эксплуатации в инциденте НИПС оказывается сложной задачей по следующим основным причинам:

Рассматриваемый инцидент необходимо моделировать для произвольного момента микрокампании реактора движением любого поглощающего стержня. Каждая из многих комбинаций этих двух факторов отличается спецификой протекания переходных процессов.

Потенциально опасные в инциденте твэлы заранее неизвестны и не могут быть определены из анализа номинального состояния.

Для обоснования непревышения пределов безопасной эксплуатации при проектной аварии НИПС необходимо проанализировать большой объем информации о изменяющихся состояниях твэлов в реакторе.

Таким образом, для расчетного моделирования и анализа инцидента НИПС требуется программное средство класса системы, в котором автоматизировались бы процессы применения методов анализа инцидента НИПС.

Целью диссертационной работы является разработка программной системы нейтронно-физического анализа инцидента НИПС с возможностью расширения ее проблемного обеспечения на анализ ожидаемых переходных процессов в авариях без срабатывания аварийной защиты [8] (Anticipated Transients Without Scram, или сокращенно ATWS) в стадии до кипения теплоносителя и разрушения твэлов.

Содержание работы изложено в семи главах.

В первой главе приведены описание и место инцидента НИПС в различных классификациях аварийных режимов, описание основных физических процессов, сопровождающих инцидент и структура методологии анализа инцидента. В главе определяется роль и основные задачи целевой программной системы DSICRW (Diagnostic System for analysis of fast reactor in Inadvertent Control Rod Withdrawal), разработанной в поддержку развивающейся в ФЭИ методологии анализа инцидента.

Во второй главе приведены подходы и методы нейтронно-физического анализа инцидента НИПС, заимствованные из французской методологии и развиваемые в ФЭИ. Рассматривается требование к обоснованию безопасности реакторной установки в проектных авариях, в частности для инцидента НИПС, исключить плавление топлива. Конец инцидента НИПС определяется для системы детектирования мощности реактора по показаниям нейтронных датчиков, предусмотренной проектами реакторов типа БН. В главе проводится сравнение определений и методов расчета основных параметров методологии, принятых в Ядерном Центре Кадараш и реализованных автором в целевой программной системе анализа инцидента DSICRW.

В третьей главе приведены проектные решения и обоснование конфигурации программного средства DSICRW как специализированной системы анализа. Эти проектные решения были приняты в результате анализа современной технологии решения задач на ЭВМ и традиционной технологии нейтронно-физических расчетных исследований в ФЭИ. В главе показана современная потребность выполнения на ЭВМ замкнутого согласованного по информации цикла работ от постановки задачи пользователем до получения результатов анализа в виде тематических карт активной зоны и ТВС, других форм плоской и объемной визуализации. ЭВМ в этом цикле отводится роль удобного партнера со средствами интеллектуального интерфейса, управляемого формальными знаниями пользователя системы. В завершение главы приведено описание технологии анализа инцидента НИПС, реализованной в системе DSICRW.

В четвертой главе приведены проектные решения и описание программной реализации подсистемы подготовки сценарных моделей DSSMDB в составе системы DSICRW. Подсистема подготовки DSSMDB реализована с использованием формализма сценарных моделей на основе перестраиваемой базы сценарных моделей и визуального генератора базы типовых картограмм для реакторов типа БН.

В пятой главе приведены проектные решения и описание программной реализации подсистемы исполнения вычислительных сценариев DSSJ3CR в составе системы DSICRW. Логика функционирования подсистемы заимствована и конкретизирована из проекта интегрированной программной системы (ИПС) CODYNA [9,10], в разработке макета которой участвовал автор диссертации. В данной главе нашли отражение информационно-функциональная схема DSICRW и ее связи по данным со схемами расчетов по теории возмущений и динамического анализа, а также генеральная спецификация переменных подсистемы.

В шестой главе приведены проектные решения и описание программной реализации подсистемы анализа функционалов потока нейтронов DSSANL в- составе системы DSICRW. Функционирование подсистемы основано на управлении переменным множеством баз многомерных функционалов и сервисных баз данных для достижения целей анализа инцидента НИПС, обозначенных в главе 1. Данное управление является уникальной разработкой автора диссертации, открывающей новые возможности по проведению компьютерного функционального анализа на множестве линейных и билинейных функционалов. В главе нашли отражение фазы работы пользователя (физика-аналитика) в подсистеме, ее компоненты и программное обеспечение анализа инцидента НИПС со средствами графической отчетности.

Седьмая глава посвящена применению системы DSICRW к анализу инцидента НИПС в иностранных и отечественных реакторах типа БН разной мощности и аспектам верификации проблемного обеспечения системы. Наиболее последовательно все методы автоматизации анализа были применены в проектных исследованиях гибридной активной зоны БН-600, предназначенной для утилизации оружейного плутония. В соответствии со стратегией анализа были подготовлены сценарные модели в подсистеме DSSJVEDB, исполнены вычислительные сценарии в подсистеме DSSSCR и проанализированы базы функционалов в подсистеме DSSANL для нескольких случаев инцидента НИПС в разных состояниях гибридной активной зоны в процессе выгорания топлива в микроцикле и извлечения разных поглощающих стержней. В конце главы приведен обзор результатов проведенного с помощью системы DSICRW автоматизированного анализа.

Актуальность работы по созданию современной программной системы анализа инцидента НИПС заключается в возрастающих требованиях к качеству проводимых расчетных исследований аварий, углубленном и более детальном анализе изучаемых физических процессов и находит подтверждение в работах по развитию методологии анализа инцидента в ФЭИ.

Научная новизна диссертационной работы состоит:

В реализации уникальной программной системы анализа DSICRW на основе модифицированной с участием автора методологии анализа инцидента НИПС и разработанного в ФЭИ пакета комплексов нейтронно-физических программ PBP-3D.

В автоматизации поиска вероятностным методом потенциально опасных твэлов с возможностью последующей оценки штрафа мощности реактора.

Во внедрении уникальной технологии подготовки и автоматической генерации форматированных входных данных для расчетов на основе перестраиваемого сценария моделирования, которая может применяться в разных физических предметных областях, например, в оптимизации проектных активных зон по альтернативным критериям.

В реализации уникального управления переменным множеством баз многомерных функционалов и сервисных баз данных для проведения компьютерного функционального анализа с применением реляционной алгебры, которое может применяться в разных физических предметных областях.

В автоматизированном выполнении замкнутого цикла работ, начиная с визуальной подготовки расчетных моделей и заканчивая отчетами о проведенном анализе. Во всех фазах работ можно выполнить как импорт данных в соответствующую базу данных, так и разные функции экспорта, важнейшими из которых являются функции экспорта данных в файлы для кодов смежных предметных областей, таких как динамический анализ, теплогидравлический расчет и анализ безопасности.

Личный вклад автора:

1. Разработка архитектуры системы анализа DSICRW и спецификаций для программирования всех подсистем.

2. Разработка концептуальных схем базы сценарной модели, базы функционалов потока нейтронов и сервисных баз данных.

3. Разработка формализма сценариев моделирования и интеллектуального интерфейса физика-аналитика.

4. Разработка визуального генератора типовых плановых и аксиальных картограмм моделей реакторов.

5. Разработка и отладка базового набора процедур пакетной обработки подсистемы моделирования в среде операционной системы Windows 2000.

6. Проектирование и программирование всех подсистем и их модулей за исключением комплексов нейтронно-физического расчета и процедур доступа и запросов к расчетным архивам.

7. Разработка и программирование управляющей программы верхнего уровня системы DSICRW.

8. Выполнение с помощью системы DSICRW автоматизированного анализа инцидента НИПС в различных конфигурациях активных зон быстрых реакторов.

На этапах разработки и применения целевой системы работа велась в сотрудничестве со специалистами ФЭИ М.Ф. Воротынцевым, А.И. Зининым и В.К. Пышиным, вклад которых конкретизируется ниже.

Главы 1,2 и 7 написаны на основе научных публикаций, выполненных в соавторстве с М.Ф. Воротынцевым. Физическая постановка задач и физические формулировки алгоритмов и критериев анализа твэльных распределений аксиальных линейных нагрузок также принадлежат этому автору.

A.И. Зинин является разработчиком кодов трехмерного нейтронно-физического расчета для целевой системы.

B.К. Пышин является разработчиком в соавторстве с М.Ф. Воротынцевым кода DYNAN динамического анализа аварий ATWS на стадии до кипения теплоносителя и разрушения твэлов.

Практическая значимость.

Система DSICRW использовалась в течение последних пяти лет для изучения характеристик деформации поля энерговыделения в инциденте НИПС для нескольких типов быстрых реакторов средней мощности типа БН-600, БН-800 и большой мощности 1200-1600 МВт, отличающихся видом топлива и их функцией (бридеры, выжигатели плутония и младших актинидов).

Упорядоченные в хронологическом порядке расчетных исследований инцидентов НИПС с помощью системы DSICRW типы реакторов составляют следующий список:

SUPERPHENIX-1200 (SPHX);

БН-800;

БН-600, проект гибридной активной зоны;

БН-1600;

JFR-1300 и другие проектные варианты реакторов в рамках контрактов МНТЦ (№650, №1321).

На защиту выносятся:

1. Алгоритмы методологии анализа инцидента НИПС, реализованные в системе DSJCRW.

2. Принципы и средства поддержки современной технологии решения задач на ЭВМ, внедренные в систему DSICRW.

3. Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DSICRW.

4. Метод анализа переменного множества таблиц многомерных функционалов потока нейтронов с применением реляционной алгебры.

5. Программная система анализа DSICRW инцидента НИПС.

Результаты работы докладывались на семинарах "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов", ФЭИ, г.Обнинск в 1996-2002г.г. Материалы и основные положения диссертационной работы опубликованы в 13 статьях (5 международного уровня), 2 препринтах и 20 отчетах (7 международного уровня).

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Шиленко, Борис Львович

Основные результаты диссертационной работы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Разработан и опубликован аванпроект программной системы анализа поведения активных зон реакторов типа БН в переходных процессах класса ATWS.

2. Реализована экспериментальная версия программной системы DSICRW анализа инцидента НИПС на основе указанного выше аванпроекта системы анализа и проекта программной системы моделирования нестационарных процессов CODINA, призванной интегрировать модели нестационарной нейтроники с учетом обратных связей и нестационарной теплогидравлики.

3. В системе анализа DSICRW развиты и реализованы методы расчета параметров методологии на твэльном уровне представления информации в разных состояниях активной зоны в микрокампании, что привело к снятию некоторых ограничений методов и устранению нечеткости алгоритма поиска наиболее штрафующего твэла во французской методологии, не прибегая к измерениям величин в реакторе и к моделированию систем детектирования инцидента НИПС. Это позволило объективизировать поиск штрафующего твэла для произвольной компоновки активной зоны автоматизированным способом.

4. В системе DSICRW реализованы следующие элементы интеллектуального интерфейса пользователя: автоматизированная подготовка сценарных моделей, управляемая формальными спецификациями соответствий понятий физика-аналитика и моделей проблемного обеспечения системы; независимая от пользователя синтаксически правильная генерация и заполнение файлов вычислительного сценария; варьирование и подключение новых альтернативных критериев принятия решений о поведении активной зоны реактора.

5. В системе DSICRW собрана и проверена база сценарных моделей реакторов типа БН различной мощности для анализа инцидента НИПС, которые можно рассматривать как качественные входные данные нейтронно-физических тестов.

6. Разработан мастер типовых картограмм моделей реакторов в представлении известных нейтронно-физических тестов ANL, США.

7. Заимствованы из проекта интегрированной системы моделирования CODYNA, в разработке которого участвовал автор диссертации, и конкретизированы информационно-функциональная схема подсистемы исполнения вычислительных сценариев и генеральная спецификация переменных как декларативные знания о системной семантике моделируемой предметной области.

8. В системе DSICRW реализовано управление базами данных с переменным множеством таблиц многомерных функционалов и сервисными базами данных для достижения целей анализа инцидента НИПС и других нестационарных режимов в активной зоне, для которых запомнены состояния по времени. Реализованные методы обработки распределений функционалов базируются на разновидности компьютерной логики - реляционной алгебре.

9. В системе DSICRW реализован и имеет тенденцию развиваться блок экспорта файлов в смежные предметные области такие, как динамический анализ, теплогидравлический расчет, анализ безопасности быстрого реактора.

10. В технологии анализа инцидента НИПС системы DSICRW реализован системный подход к замыканию подготовки входных данных, нейтронно-физического моделирования инцидента и анализа расчетных функционалов. Эта технология может рассматриваться как частный случай технологий анализа с помощью формальных сценариев, задающих структуру анализа.

Система DSICRW как приложение операционной системы Windows 98/2000 неоднократно использовалась в работах по анализу безопасности реакторов типа БН. С помощью системы в течение последних пяти лет изучались характеристики деформации поля энерговыделения в инциденте НИПС для нескольких типов быстрых реакторов средней мощности (БН-600, БН-800) и большой мощности 1200-1600 МВт, отличающихся видом топлива и их функцией (бридеры, выжигатели плутония и младших актинидов). При этом архитектура системы и ее основные методы не претерпели заметных изменений, что показывает возможности настройки системы на различные конфигурации и физические особенности активных зон.

Важнейшим направлением дальнейшего развития системы является наращивание возможностей подсистемы исполнения вычислительных сценариев и совершенствование методов анализа многомерных функционалов потока нейтронов. Рассмотрим основные задачи развития системы:

1) Для анализа инцидента НИПС реализованы частные случаи обобщенного сценария (заимствован автором из сценарного подхода в технологии создания диалоговых систем) с управляющими схемами «цепочка» и «цепочка в цикле». Интерпретация сценария в обобщенном виде требует реализации сложного планирования входных данных и рассматривается автором в качестве одной из задач разработки системы анализа аварий типа ATWS.

2) Деформация формы нейтронного поля и распределение доплеровской постоянной в инциденте НИПС носит ярко выраженный азимутально-несимметричный характер, что должно учитываться в динамическом анализе инцидента. Из этого вытекает потребность разработки в рамках проекта DSICRW подсистемы 3-х мерной теории возмущений на базе программного комплекса PBP-3D.

3) Информационно-функциональная схема подсистемы исполнения вычислительных сценариев имеет связи по данным со схемами решения задач теории возмущений и динамического анализа и может быть развита и дополнена для включения этих классов задач в контур перспективной системы анализа.

4) Генеральная спецификация переменных подсистемы как декларативное знание о стандартных переменных, участвующих в расчетах, также может быть переопределена в случае подключения в подсистему моделирования новых классов задач.

5) Для подключения новых классов проблемных задач требуется развитие j метаописаний структурных наборов расчетной базы данных РБД с целью безболезненного развития проблемного обеспечения системы.

6) Необходимо проведение анализа неопределенности всех параметров, вовлеченных в модифицированную методологию анализа инцидента НИПС, и построение верифицированной многопараметрической зависимости для линейной нагрузки плавления для отечественных реакторов типа БН.

7) Требуется разработка и интегрирование в систему DSICRW кода моделирования систем детектирования инцидента НИПС.

8) Требуется развитие процедур экспорта данных для кодов анализа безопасности с целью подготовки канальных распределений коэффициентов обратных связей и переменного по времени форм-фактора энерговыделения.

Программная система DSICRW значительно повышает производительность труда физика-аналитика при автоматизированном анализе инцидента НИПС, анализе многомерных полей функционалов потока нейтронов для разных состояний активной зоны в нестационарных процессах и обеспечивает нейтронно-физической информацией коды анализа безопасности. Об этом свидетельствет успешное выполнение всех международных контрактов в указанные сроки с положительными отзывами из Франции и США.

Система анализа DSICRW и ее подсистемы построены на гибко перестраиваемых и сменяемых формальных спецификация и базах данных, что позволит развить систему DSICRW в систему анализа процессов типа ATWS. Автор также рассчитывает применить разработанные универсальные механизмы управления системы DSICRW в других физических предметных областях, где необходим анализ переменного множества многомерных функционалов.

В заключение автор хотел бы отметить, что его длительное сотрудничество с М.Ф. Воротынцевым, А.И. Зининым, В.К. Пышиным и А.И. Невиницей оказало важное влияние на содержание представленной работы. Большая помощь в работе над диссертацией была оказана научным руководителем В.В.Коробейниковым. Всем им автор выражает свою благодарность.

156

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Шиленко, Борис Львович, 2003 год

1. Стратегия развития атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы РФ на период до 2010г. Энергетическая стратегия России,- М.:ЦНИИАИ.1996.

2. Роль ядерной энергетики в электроэнергетике России на ближайшую перспективу (до 2010г.).- М: РНЦ «Курчатовский институт», 1992.

3. Sardain P. et al. Methodology for Analysis of Inadvertent Control Rod Withdrawal Incident. Technical Report within Framework of Business Confidential CEA/MINATOM Fast Agreement, 26 August 1997.

4. Официальные сообщения французских экспертов на 5-7 рабочих заседаниях группы №3 в рамках соглашения о сотрудничестве между КАЭ, Франция и Минатомом РФ в области реакторов на быстрых нейтронах.

5. Багдасаров Ю.Е., Воротынцев М.Ф., Шиленко Б.Л. и др. Усовершенствованная методология анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня. Отчет ФЭИ, инв.№138/99, п.3.1. контракта №5010 27В00 8200 с СЕА, 1999.

6. Багдасаров Ю.Е., Воротынцев М.Ф., Шиленко Б.Л. и др. Сравнительные расчеты и анализ. Отчет ФЭИ, инв.№268/99, п.3.2 Контракта №5010 27В00 8200, 1999г.

7. Багдасаров Ю.Е., Воротынцев М.Ф., Шиленко Б.Л. и др. Методология анализа и обоснования безопасности в инциденте несанкционированного извлечения поглощающего стержня в реакторах типа БН. Отчет о НИР ФЭИ инв.№10229, 1999.

8. Ваньков А.А., Воротынцев М.Ф. Пышин В.К. и др. Концепция пористой активной зоны реактора типа БН с повышенными свойствами безопасности Препринт ГНЦ-РФ ФЭИ-2438. -Обнинск, 1995.

9. Невиница А.И., Шиленко Б.Л. Интегрированная программная система ИПРС: Концепция и системная архитектура // Сборник трудов семинара «Нейтроника-92»,-Обнинск: ФЭИ, 1994., С.84-87.

10. П.Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах.-М.:Энергоатомиздат, 1986.

11. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. Госатомнадзор СССР. Москва, 1990.

12. Воротынцев М.Ф., Зинин А.И., Шиленко Б.Л. и др. Предварительный анализ проектной аварии несанкционированного извлечения стержня КС в БН-800 с учетом эволюции формы поля энерговыделения во времени. Отчет ГНЦ ФЭИ, инв. №6703, 1997.

13. The SAS4A LMFBR ACCIDENT ANALYSIS CODE SYSTEM. ANL/RAS83-38. REVISION2. 1988.

14. MELT III-A NEUTRONICS THERMAL-HYDRAULIC COMPUTER PROGRAM FOR FAST REACTOR SAFETY. VOLUME I. HEDL TME 74-47. 1974.

15. Morris H. and De Groot, Optimal Statistical Decisions. Mc Graw-Hill Company, New York, 1970.

16. Воротынцев М.Ф., Шиленко Б.Л. и др. Разработка программных компонент системы диагностики потенциально опасных ТВС и твэлов в инциденте несанкционированного извлечения поглощающего стержня. Отчет ФЭИ, инв.№9815, 1998.

17. ИНСТРУКЦИЯ по эксплуатации реактора БН-600 и его СУЗ. Белоярская АЭС, 1990.

18. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. Пер. с англ. под ред. В.М. Артамкина. М., Атомиздат, 1974г.

19. Воротынцев М.Ф., Зинин А.И., Шиленко Б.Л. и др. Полный нейтронно-физический анализ аварии «Несанкционированное извлечение одного из стержней группы КС или РС». Отчет о НИР ГНЦ РФ ФЭИ инв.№9582, 1998.

20. Шиленко Б.Л., Воротынцев М.Ф. Разработка аванпроекта программной системы анализа поведения A3 реакторов типа БН в переходных процессах класса ATWS. Препринт ГНЦ-РФ ФЭИ-2714. Обнинск, 1998.

21. Зинин А.И. Пакет прикладных программ РБР-80 комплексного расчета и оптимизации быстрых реакторов. Отчет ФЭИ инв. №6899, 1984.

22. Багдасаров Ю.Е., Воротынцев М.Ф., Коробейников В.В. и др. Критический анализ современной методологии анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня. Отчет ФЭИ инв.№320/98, п.1.1. контракта №501027В008200 с СЕА, 1997.

23. Воротынцев М.Ф., Пышин В.К., Шиленко Б.Л. и др. Программа DYNAN для анализа безопасности быстрых реакторов на стадии выбора концепции. Отчет ФЭИ инв.№10715, 2001.

24. Интеллектуализация ЭВМ / Сборник "Перспективы развития ВТ", №2,- М.:Высшая школа, 1989.

25. Борисов В.М. Разработка пакетов программ вычислительного типа. М: Изд-во Моск. Ун-та, 1990. - 124с.-ISBN 5-211-01712-9.

26. Анисимов В.И. и др. Смысловая модель предметной области автоматизированного проектирования РЭАУ/ УсиМ, 1990, №1.

27. Левин Р., Драг Д., Эделсон Б. Практическое введение в технологию искусственного интеллекта и экспертных систем с иллюстрациями на бейсике. М.:Финансы и Статистика, 1991.

28. Диго С.М. Проектирование и использование баз данных,- М.:Финансы и статистика,1995.

29. Зизин М.Н., Шушаков А.В. Интеллектуальная программная оболочка ShEPR для математического моделирования ядерных реакторов. Общее описание. ПрепринтИАЭ-5701/5.-М.:РНЦ "ЮТ', 1994.-20с.

30. Деметрович Я., Кнут Е., Радо П. Автоматизированные методы спецификации.-М.Мир, 1989.

31. Digital Fortran. Language Reference Manual. DEC, Maynard, Massachusetts, April 1997.

32. Мешков A. , Тихомиров Ю. Visual С++ и MFC. Программирование для Windows NT Windows 95: В трех томах. СПб:ВНУ-Санкт-Петербург, 1997.

33. Каратыгин С., Тихонов А., Тихонова Л. Работа в Visual FoxPro на примерах,-М. :БИНОМ., 1995.

34. Вестник Maplnfo. Вып.2. Материалы II Всероссийской конференции пользователей Maplnfo./Под редакцией Стакуна А.А. М.: Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана,1996.-64с.

35. Lesk М.Е., Schmidt Е. Lex A Lexical Analyzer Generator. - Bell Laboratories, Murray Hill, New Jersy 07974, 1975.

36. Мишра С., Бьюли А. Секреты ORACLE SQL. СПб: Символ-Плюс, 2003.

37. Георгиев В.О., Еникеев А.И. Сценарный подход в технологии создания диалоговых систем// УсиМ, №2, 1993.

38. Кислицына Т.С., Пивоваров, Серегин А.С. Адаптация комплекса программ TRIGEX на ЭВМ типа ЕС. Препринт ФЭИ-1919. -Обнинск, ФЭИ, 1988.-86с.

39. Программа Z3DB.Функциональное описание. Отчет по контракту с ГНЦ РФ ФЭИ инв.№283, 1994.

40. Дементьева Д. Ю., Зизин М.Н. Тестовые двух и трехмерные нейтронно-физические расчёты с помощью семейства JAR-подобных программ // Сборник трудов семинара "Нейтроника-92".- Обнинск:ФЭИ, 1994.

41. Зизин М.Н. Автоматизация реакторных расчетов/ Серия "Физика ядерных реакторов", №3. -М.: Атомиздат, 1974.-104с.

42. Соловьев П.В. Fortran для персонального компьютера.- М.:Арист, 1991.-223с.

43. Бахман П. и др. Программные системы. Применение. Разработка. Обоснование. -М.:Мир, 1988.

44. Зизин М.Н. Системное и прикладное обеспечение задач математического моделирования ядерных реакторов. Диссертация на соискание ученой степени доктора ф.м. наук,- М.:РНЦ "КИ", 1994.

45. Парасюк И.Н., Сергиенко И.В. Пакеты программ анализа данных: технология разработки, М.:Финансы и статистика, 1988.

46. ЧичваринН.В. Экспертные компоненты САПР,- М.Машиностроение, 1991.-240с.:ил.

47. Чери С., Готлоб Г., Танка Л. Логическое программирование и базы данных. М.:Мир, 1992.

48. Иоффин А.И. Системы поддержки принятия решений. //Мир ПК №5, 1993.

49. Шиленко Б.Л. Разработка перестраиваемой базы сценарных моделей системы DSICRW: Концепция и архитектура// Сборник трудов семинара «Нейтроника-99».-Обнинск: ФЭИ, 1999.

50. Шиленко Б.Л., Сушнова Н.Б. и др. Версия планировщика F вычислительного процесса PLEX-F на языке FOXPRO для интеллектуальной программной оболочки SHIPR // Сборник трудов семинара «Нейтроника-94». Обнинск: ФЭИ, 1996.

51. Гавриленко Д.М., Куцаев А.С. Препроцессор для прочностного расчета//Компьютеры и автоматизация инженерного труда. Серия «Кибернетика-неограниченные возможности и возможные ограничения»,- М.:Наука, 1990.

52. База данных для производства физических, теплофизических и прочностных расчетов реакторной установки с ВВЭР ОКБ (БДР РУ) //Техсправка №8-08/694 от 09.12.1991.

53. Кравченко И.Н. Проектирование и программная реализация инфомационно-поисковой системы «Сертификатные и паспортные данные экспериментальных ТВС активных зон быстрых реакторов». Отчет ФЭИ, инв.№5894, Обнинск, 1990.

54. Спенс P. CLIPPER. Руководство по программированию. Версия 5.01/Пер. с англ.-Минск: Тивали, 1994.-480с,- (Мир науки).

55. Структуры данных ППП «САПРФИР». Выпуск 2: совм. отчет ИАЭ, НИТИ/ В.В. Тебин, В.К. Осипов, А.С. Иванов и др. -инв. №36/843488.-ИАЭ, 1988, 65с.

56. Зизин М.Н. и др. Демонстрационная версия фронтальной оболочки для подготовки исходных данных для реакторных расчетов в среде интеллектуальной программной оболочки SHIPR// Сборник трудов семинара «Нейтроника-94».-Обнинск:ФЭИ, 1994.

57. Ильин В.П. О структурах данных и алгоритмов в задачах математической физики/ Препринт ВЦ СО АН СССР №938. -Новосибирск, 1992.

58. Горбунов-Посадов М.М. Конфигурации программ. Рецепты безболезненных изменений. -М.: Малип, 1994.

59. Горев A. Visual FoxPro 5.0. Книга для программистов М.: Журнал "FoxTalk" ТОО "Эдэль", 1997-5 52с. :ил.

60. Шиленко Б.Л. Генератор базы типовых картограмм моделей быстрых реакторов GENMAP как компонента системы SLOG // Сборник трудов семинара «Нейтроника-98». Обнинск: ФЭИ, 1998.

61. Калянов Г.Н. CASE структурный системный анализ (автоматизация и применение). -М.:"Лори", 1996.

62. Шиленко Б.Л. Реализация подсистемы подготовки сценарных моделей DSSJVDDB для анализа инцидента НИПС в системе DSICRW // Сборник трудов семинара «Нейтроника-2000». Обнинск: ФЭИ, 2001.

63. Каратыгин С.А., Тихонов А.Ф., Тихонова Л.Н. Visual FoxPro 6 -М.:ЗАО «Издательство БИНОМ», 1999.-784с. :ил.

64. Каррабис Дж.-Д. Программирование в dBASE III PLUS.-M.: Финансы и статистика, 1991.

65. Грей П. Логика, алгебра и базы данных/ Пер. с англ. Х.,И. Кирилова, Г.Е. Минца; Под ред. Г.В. Орловского, А.О. Слисенко.- М.Машиностроение, 1989.-368с.: ил.

66. Проектирование пользовательского интерфейса на персональных компьютерах. Стандарт фирмы IBM.-Вильнюс, Фирма DBS Ltd. 1992.

67. Ринейский А. А., Воротынцев М.Ф. Модификация в комплексе RHEIN модулей расчета температурных и мощностных коэффициентов реактивности с привязкой к подготовке групповых констант системой АРАМАКО-С1. Отчет о НИР ФЭИ, инв.№ 8313 , 1992.

68. Пышин В.К., Воротынцев М.Ф., Щиленко Б.Л. и др. Программа DYNAN для анализа безопасности быстрых реакторов на стадии выбора концепции. Отчет о НИР ФЭИ, инв. №10715, 2001.

69. Эпштейн В.Л., Сеничкин В.И. Языковые средства архитектора АСУ.- М.:Энергоиздат, 1982.

70. Habetler G.J., Martino М.А. Existence Theorems and Spectral Theory for the Multigroup Diffusion Model.- Appi Math., 1961, v. 11, p. 127.

71. Шишков Л.К. Методы решения диффузионных уравнений двумерного ядерного реактора. М.; Атомиздат, 1976, с. 81-108.

72. Воеводин В.В.,Кузнецов Ю.А. Матрицы и вычисления,-М.: Наука, 1984, с.201—211.

73. Аоки М. Введение в методы оптимизации,- М.гНаука, 1977, с. 171-174.

74. Булеев Н.И. Пространственная модель турбулентного обмена. М.:Наука, 1989, с. 171174.

75. Серегин А.С. Аннотация программы ТРИГЕКС для малогруппового нейтронно-физического расчета реактора в трехмерной геометрии.//ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, выпуск 4 (32), 1983.

76. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Поляков А.Ю Цибуля A.M. Аннотация программы CONSYST // ВАНТ, Серия: Ддерные константы, выпуск 2, 1999 г.

77. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Система групповых констант БНАБ-93 // ВАНТ, серия «Ддерные константы», №1, 1996 г.

78. Невиница А. И, Черный В. А, Зизин М. Н. Нейтронно-физические расчеты тестовой модели реактора типа БН-800 в интегрированной программной системе IPR // Сборник трудов семинара «Нейтроника-98». Обнинск: ФЭИ, 27-29 октября 1992 г.

79. Пивоваров В.А., Зинин А.И. и др. Развитие комплекса программ ACADEM для нейтронно-теплогидравлического расчета тепловых реакторов. Отчет о НИР ФЭИ инв.№8985, 1994.

80. Трауб Дж. Итерационные методы решения уравнений. Пер. с английского,- М.: Мир, 1985, с. 90-91.

81. Деккер, Вервер Я. Устойчивость методов Рунге-Кутта для жестких нелинейных дифференциальных уравнений. Пер. с английского,- М.: Мир, 1988, с. 285.

82. Шиленко Б.Л. Реализация подсистемы анализа функционалов потока нейтронов DSSANL в составе системы DSICRW // Сборник трудов семинара «Нейтроника-2001».-Обнинск:ФЭИ, 2002.

83. Шиленко Б.JI. Разработка и тестирование программного обеспечения диагностики потенциально опасных ТВС и твэлов в инциденте НИПС как компоненты системы SLOG // Сборник трудов семинара «Нейтроника-98».-Обнинск:ФЭИ, 1999.

84. Додж М., Кината К., Стинсон К. Эффективная работа с Microsoft Excel 97. СПб: Питер. 1998.-1072с. :ил.

85. Malcolm Sambridge, Jean Braun and Herbert Mc Queen. Geophysical parametrization and interpolation of irregular data using natural neighbours. Geophys. J. Int. 000, 000-000 (1994).

86. Aggarwal A., Guibas L.J. , Saxe J., Shor P.W. A linear time algorithm for computing the Voronoi diagram of a convex polygon. 19th ACM Symp., Theory of Computing, 1987, p.p. 39-47.

87. Alan E. Walter, Albert B. Reynolds. FAST BREEDER REACTORS. Pergamon PRESS.

88. Багдасаров Ю.Е., Воротынцев М.Ф., Зинин А.И., Шиленко Б.Л. и др. Детальные нейтронно-физические расчеты на основе методов и кодов ФЭИ. Отчет ФЭИ, инв.№20/99, п.2.2.1. контракта №5010 27В00 8200 с СЕА, 1998.

89. Salvatores М. (СЕА, France). Reactor Physics and Role of Experiments. International Conference on the Physics of Reactors: PHYSOR 96. Breakthrow of Nuclear Energy by Reactor Physics. September 16-20, 1996. VI, p. 0-9 0-20.

90. Багдасаров Ю.Е., Воротынцев М.Ф., Зинин А.И., Шиленко Б.Л. и др. Расчеты в поддержку критического анализа методологии CRW. Нейтронно-физические расчеты. Отчет ФЭИ, инв.№01/98, п.2.1.1. контракта №5010 27В00 8200 с СЕА, 1997.

91. Шиленко Б-.Л, Воротынцев М.Ф., Коробейников В.В. Применение программного обеспечения системы DSICRW к анализу эволюции поля энерговыделения в реакторе типа БН в инциденте НИПС / Препринт ГНЦ-РФ ФЭЙ, №2766.-Обнинск, 1999.

92. Кузнецов И.А. и др. Анализ переходных процессов в реакторе БН-600 с гибридной активной зоной при ошибочном извлечении из активной зоны регулирующих и компенсирующих стержней. Отчет ФЭИ, инв.№47-11/449, этап 9 контракта №IP-WR07DLM с ANL, США, 2002.

93. Воротынцев М.Ф., Елисеев В.В., Шиленко Б.Л. и др. Анализ инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня реактора большой мощности типа БН-1600. Отчет о НИР ФЭИ инв.№ 10447, 2000.

94. Сборник. Атомные Электрические станции АЭС, вып. 7, 1984., стр. 125.

95. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (ОПБ-88). Госатомнадзор СССР, М., 1989.