Разработка математических моделей и программного обеспечения для расчетов водо-водяных энергетических реакторов большой мощности с прецизионным модулем нейтронно-физического расчета тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат наук Бикеев Артём Сергеевич

  • Бикеев Артём Сергеевич
  • кандидат науккандидат наук
  • 2020, ФГБОУ ВО «Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана (национальный исследовательский университет)»
  • Специальность ВАК РФ05.13.18
  • Количество страниц 161
Бикеев Артём Сергеевич. Разработка математических моделей и программного обеспечения для расчетов водо-водяных энергетических реакторов большой мощности с прецизионным модулем нейтронно-физического расчета: дис. кандидат наук: 05.13.18 - Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ. ФГБОУ ВО «Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана (национальный исследовательский университет)». 2020. 161 с.

Оглавление диссертации кандидат наук Бикеев Артём Сергеевич

Введение

Глава 1. Разработка программного комплекса МСи-ТРА

1.1. Назначение и структура программного комплекса

1.2. Структура и итерационная схема теплофизического модуля

1.3. Математические модели стационарной теплогидравлики

1.4. Температура топлива

1.5. Отравление реактора

Выводы по главе

Глава 2. Разработка математической модели ВВЭР

2.1. Постановка задачи

2.2. Исследование степени необходимой детализации в описании геометрии ТВС

2.3. Разработка шаблонов с описанием геометрии и материального состава ТВС и РУ

2.4. Гибридная схема КАСКАД-МСи

2.5. Оптимизация списка нуклидов для метода суммарного изотопа

2.6. Оптимизация шага расчёта и числа радиальных зон в разбиении твэгов

Выводы по главе

Глава 3. Верификация программного комплекса МСи-ТРА и математической модели ВВЭР

3.1. Моделирование пусковых экспериментов

3.2. Сравнение БС-1 и модели изолированного канала

3.3. Сравнение «покассетного» и «потвэльного» способов учёта обратных связей

3.4. Сравнение с программным комплексом КАСКАД

3.5. Сравнение с программой РАДАР

Выводы по главе

Глава 4. Практическое применение программного комплекса МСи-ТРА и

математической модели ВВЭР

4.1. Верификация программ комплекса КАСКАД для расчёта топлива, изготовленного из регенерированного урана

4.2. Верификация программы БИПР-7А для уранового и уран-эрбиевого топлива

4.3. Проверка результатов проектных расчётов

4.4. Проведение численных исследований

Выводы по главе

Основные выводы и заключение

Список сокращений и условных обозначений

Список литературы

Приложение

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», 05.13.18 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка математических моделей и программного обеспечения для расчетов водо-водяных энергетических реакторов большой мощности с прецизионным модулем нейтронно-физического расчета»

Введение

Объектом исследования является реактор ВВЭР большой мощности. Реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) - это корпусной энергетический ядерный реактор, в котором лёгкая вода используется одновременно в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов. Общее название реакторов этого типа в других странах - PWR (Pressurized Water Reactor), они являются основой мировой ядерной энергетики.

В настоящее время в эксплуатации находятся реакторы ВВЭР следующих конструкций: ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, где числовой показатель характеризует электрическую мощность реакторной установки. Реакторы типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 также называют реакторами ВВЭР большой мощности.

Актуальность темы исследования. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР зависят от тепловой мощности реактора. Зависимость вызвана наличием так называемых обратных связей, обусловленных физическими процессами, протекающими в активной зоне.

При работе ВВЭР на номинальной мощности наблюдается значительная неравномерность в распределении температурных полей в активной зоне. Неравномерность распределения температуры топлива оказывает заметное влияние на микроскопические сечения взаимодействия нейтронов с ядрами актиноидов в резонансной области энергий (эффект Доплера). Температура теплоносителя и, соответственно, его плотность непрерывно изменяются с увеличением высотной координаты активной зоны, что приводит к изменению замедляющих и поглощающих свойств теплоносителя. В процессе работы реактора образуются продукты деления, в число которых входит 135Xe, имеющий очень большое сечение захвата тепловых нейтронов и период полураспада около 9 часов.

Для корректного решения уравнения переноса нейтронов (уравнения Больцмана) в стационарном состоянии активной зоны ВВЭР на номинальной мощности необходимо учитывать обратные связи, а именно зависимость

нейтронных сечений от самого решения через температуру топлива, температуру и плотность теплоносителя, концентрацию 135Xe.

В детерминистических программах нейтронно-физического расчёта активных зон ВВЭР для учёта обратных связей используется, как правило, внешний цикл итераций. На внешнем цикле итераций последовательно проводят нейтронно-физический расчёт для определения поля энерговыделения в активной зоне, и теплофизический расчёт для определения параметров теплоносителя и температуры топлива. Результаты теплофизического расчёта используются в следующем нейтронно-физическом расчёте и так далее до достижения согласованности двух расчётов. В качестве примера использования такого подхода для учёта обратных связей можно привести широко использующиеся для нейтронно-физического расчёта полномасштабных активных зон ВВЭР программы БИПР-8 [20] и MOBY-DICK [53].

Метод Монте-Карло является наиболее универсальным методом в численном моделировании переноса различного вида излучения, так как не накладывает ограничений на геометрию рассматриваемой системы и позволяет моделировать взаимодействие излучения с веществом на основе информации из файлов оценённых ядерных данных без дополнительных приближений и огрублений. Расчёт по реализующей метод Монте-Карло программе можно интерпретировать как «численный эксперимент», погрешность измерения в котором определяется статистической погрешностью расчёта и погрешностью используемых файлов оценённых ядерных данных.

В вышедшей в декабре 1970 года в США книге «Теория ядерных реакторов» [4] за авторством видных американских учёных Джорджа Белла и Самюэля Глесстона, известного в России как одного из авторов классической монографии «Основы теории ядерных реакторов» [12], приведены следующие слова: «Задачу о распределении нейтронов можно было бы решить, подставляя в уравнение переноса полный набор сечений, которые описывают вероятности взаимодействия нейтронов, вместе с данными, характеризующими распределение материалов в системе. Затем можно было бы получить численное решение каким-либо

подходящим методом расчёта, например, методом Монте-Карло. На практике это, однако, оказывается невозможным. Прежде всего, сечения и их изменение с энергией нейтронов имеют весьма сложный вид и подчас неизвестны. Далее, расположение материалов в реакторе носит столь сложный характер, что уравнение переноса невозможно решить за разумное время даже с помощью вычислительной машины» [4].

Однако бурное развитие компьютерных технологий и стремительный рост вычислительных мощностей за последние 50 лет, а также разработка новых алгоритмов, программного и константного обеспечения расчётов позволяют использовать математические методы прямого моделирования переноса нейтронов - методы Монте-Карло для решения всё более сложных задач.

В последние несколько лет наметилась тенденция к включению блоков теплофизического расчёта в состав реализующих метод Монте-Карло программ, предназначенных для расчёта нейтронно-физических характеристик рассматриваемых систем. В качестве примера можно привести программы Serpent 2 [70] и MC21 v.6 [71] в состав которых включены и в последнее время активно развиваются модули теплофизического анализа активной зоны.

Кроме того, разрабатываются программные комплексы, объединяющие стохастические программы нейтронно-физического расчёта с теплогидравлическими программами. В качестве примера можно привести программные комплексы KIT(MCNP5/SUBCHANFLOW) [68], MCNP6/CTF [46], TRIPOLI/ANSYS [66], BGCore system (MCNP/THERMO) [57], MCB/FLUENT [69], Serpent 2/CFD codes (OpenFOAM) [59], Serpent-MOOSE [73] и другие.

Можно выделить два основных направления использования данных программ и программных комплексов.

Первое направление - это расчёты фрагментов активных зон. Как правило, данные расчёты применяются для исследования «тонких» эффектов, таких как оценка влияния количества радиальных зон в разбиении твэла на высотное распределение температуры топлива [47] или влияние температуры топлива на прекращение переходного процесса [72].

Второе направление - это расчёты полномасштабных активных зон. Как правило, данные расчёты применяются для получения референсного результата расчёта нейтронно-физических характеристик активной зоны с учётом обратных связей с целью верификации детерминистических инженерных программ [57, 71].

Для расчётов фрагментов активных зон применяются как методы вычислительной гидродинамики (СЕВ), так и приближённые поячейковые методы. Для расчётов полномасштабных активных зон в настоящее время применяются только приближённые поячейковые методы, что связанно с большой трудоёмкостью и длительным временем расчёта при использовании методов вычислительной гидродинамики.

Несмотря на широкий спектр имеющихся программных средств, в НИЦ «Курчатовский институт» в начале 2010-х годов возникла необходимость разработки собственного инструмента для нейтронно-физического расчёта стационарного состояния ВВЭР методом Монте-Карло с учётом обратных связей. Данная необходимость была вызвана, в первую очередь, трудностями с получением, освоением, технической поддержкой, сопровождением и аттестацией имеющихся зарубежных программных средств. Кроме того, большинство имеющихся на тот момент программных средств находились в стадии разработки или опытной эксплуатации и были ориентированы на расчёт зарубежных реакторов РТО [57, 58, 68, 75].

В Курчатовском институте разработана, верифицирована и аттестована программа МСи-РЭ [39] - универсальная модульная программа для численного моделирования переноса различного вида излучений методами Монте-Карло в трёхмерных системах с легководным замедлителем. В НИЦ «Курчатовский институт» накоплен большой опыт расчётов ВВЭР с использованием программы МСи-РЭ, как модельных задач, таких как расчёт двумерных и трёхмерных ячеек и полиячеек, так и полномасштабных активных зон.

В конце 2010 года в НИЦ «Курчатовский институт» была инициирована и начата работа по анализу возможностей учёта обратных связей в программе МСи-РЭ для нейтронно-физического расчёта активных зон ВВЭР большой

мощности. Была поставлена задача разработать на базе программы MCU-PD программный комплекс для нейтронно-физического расчёта активной зоны ВВЭР большой мощности в стационарном состоянии с учётом обратных связей на доступных в НИЦ «Курчатовский институт» многопроцессорных вычислительных кластерах с числом ядер 1000 и более.

Для решения поставленной задачи необходимо было:

- выбрать математические модели стационарной теплофизики активной зоны ВВЭР, а также способ расчёта равновесной концентрации 135Xe;

- разработать итерационную схему учёта обратных связей;

- реализовать модели стационарной теплофизики и итерационную схему в виде подключаемого к программе MCU-PD теплофизического модуля;

- разработать математическую модель активной зоны ВВЭР и её ближайшего окружения с разбиением материалов теплоносителя и топлива в активной зоне на заданное количество равновысотных слоёв и с необходимой для оценки целевых характеристик степенью детализации геометрии;

- провести верификацию модели ВВЭР и программы MCU-PD с подключённым к ней теплофизическим модулем.

В тексте диссертации термином «математическая модель ВВЭР» обозначается файл исходных данных программы MCU-PD с описанием материального состава и геометрии рассматриваемой системы, а также с указанием необходимых параметров моделирования.

В процессе решения задачи возникала необходимость добавления новых математических моделей стационарной теплофизики, уточнялись исходные данные, оптимизировалась работа реализованных в теплофизическом модуле подпрограмм и функций, их взаимодействие между собой, а также с другими модулями программы MCU-PD. С использованием простых моделей ВВЭР проводились тестовые расчёты. На основе проведённых тестов, а также возникающих новых задач структура, математические модели, алгоритмы и итерационная схема теплофизического модуля непрерывно уточнялись и

изменялись. Параллельно велась разработка полномасштабной модели ВВЭР. Проводились численные исследования степени необходимой детализации в описании геометрии отдельных, наиболее сложных для моделирования конструкционных элементов, исследования по выбору оптимальных параметров моделирования, разрабатывались файлы прототипы с описанием геометрии и материального состава ТВС и реакторной установки. Математическая модель ВВЭР претерпевала значительные изменения, увеличивалась детализация описания геометрии и материального состава многих конструкционных элементов, которые оказывают заметное влияние на нейтронно-физические характеристики активной зоны: опорной и дистанционирующей решётки ТВС, направляющего и инструментального каналов, выгородки и других элементов. Увеличивалась автоматизация создания модели реактора. Разработан интерфейс КАСКАД-МСи, предназначенный для автоматизированного создания модели реактора и постпроцессорной обработки результатов расчётов. Использование интерфейса позволило снизить вероятность появления ошибок в исходных данных и почти вдвое уменьшить время счёта благодаря использованию в качестве начального приближения в итерационном процессе учёта обратных связей распределений параметров теплоносителя и топлива, полученных в расчёте по программному комплексу КАСКАД. Комплекс программ КАСКАД используется для решения основных задач ядерного проектирования активной зоны ВВЭР [60].

Цель работы - разработка математических моделей и программного обеспечения для решения стационарного уравнения переноса нейтронов в активной зоне ВВЭР большой мощности методом Монте-Карло с учётом обратных связей.

Для достижения поставленной цели решены следующие основные задачи:

1. С использованием модулей программы MCU-PD разработан программный комплекс для решения методом Монте-Карло стационарного уравнения переноса нейтронов в активной зоне ВВЭР с итерационным учётом обратных связей.

2. Проведены исследования влияния на нейтронно-физические характеристики ВВЭР различных параметров расчёта. Выбраны оптимальные с

точки зрения длительности расчёта и вносимой методической погрешности параметры расчёта.

3. С учётом проведённых исследований разработана математическая модель активной зоны ВВЭР и её ближайшего окружения.

4. Проведена верификация разработанного программного комплекса и математической модели ВВЭР.

Методы исследования. При решении задач, возникших в ходе выполнения диссертационной работы, использовались различные классы математических методов: методы Монте-Карло для прямого моделирования переноса нейтронов, численные методы решения уравнений переноса тепла, сохранения массы и динамики сплошной среды, нуклидной кинетики, а также теории ошибок, вычислительной математики и параллельных вычислений.

Научная новизна. В диссертации получены следующие новые научные результаты:

1. Разработана математическая модель ВВЭР, позволяющая проводить за приемлемое время расчёты методами Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ВВЭР с учётом обратных связей с допустимой для решения практических задач точностью.

2. Предложена и реализована модификация численного метода Хоогенбума итерационного решения системы уравнений, описывающих стационарное состояние активной зоны реактора с учётом обратных связей.

3. Разработан программный комплекс для решения методом Монте-Карло однородного стационарного уравнения переноса нейтронов в активной зоне ВВЭР с итерационным учётом обратных связей.

Практическая значимость. Для повышения технико-экономических показателей эксплуатируемых и проектируемых ВВЭР, в настоящее время активно разрабатываются новые топливные циклы с увеличенными значениями тепловой мощности активной зоны и длительности работы реактора между перегрузками, с расширением сырьевой базы за счёт использования урана и плутония, извлечённых

из отработавшего ядерного топлива, а также с использованием новых конструкционных материалов в ТВС.

Новые топливные циклы ВВЭР разрабатываются с использованием инженерных программ, реализующих в рамках детерминистического подхода различные приближения при решении уравнения переноса нейтронов. Поэтому инженерные программы имеют довольно жёсткие ограничения на область применения и допустимые значения параметров расчёта. Для разработки перспективных топливных циклов, для которых наблюдается превышение указанных в аттестационном паспорте инженерной программы допустимых значений параметров расчёта, таких как обогащение топлива, содержание 0ё203, Ег203, 236и в топливе, глубина выгорания топлива и другие, необходимо предварительно проводить верификацию инженерной программы.

Разработанный в рамках диссертационной работы программный комплекс позволяет проводить нейтронно-физический расчёт активной зоны ВВЭР в стационарном состоянии с учётом обратных связей. Достигаемая благодаря использованию метода Монте-Карло высокая точность в оценках нейтронно-физических характеристик ВВЭР может быть использована для уточнения, тонкой настройки и верификации инженерных программ, штатно используемых при проектировании топливных циклов и обосновании безопасности ВВЭР.

Разработанные в рамках диссертационной работы программный комплекс и математическая модель ВВЭР использовались для верификации входящих в комплекс «КАСКАД» программ БИПР-7А [30] и ПЕРМАК-А [31] для расчёта топливных загрузок с топливом из регенерированного урана, а также уран-эрбиевого топлива.

Кроме того, полученные в диссертационной работе результаты нейтронно-физических расчётов активной зоны ВВЭР с учётом обратных связей были использованы для независимой проверки и подтверждения точности проектных расчётов 3-го энергоблока Ростовской АЭС, 6-го энергоблока Нововоронежской АЭС, 3-го энергоблока АЭС «Тяньвань» (Китай), 5-го энергоблока АЭС «Пакш» (Венгрия). Использование программного комплекса и математической модели

ВВЭР для независимых проверок повышают качество и достоверность проектных расчётов основных нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора.

В рамках диссертационной работы созданы и апробированы полномасштабные модели реакторов 1-го, 2-го и 3-го энергоблоков Ростовской АЭС, 3-го энергоблока АЭС «Тяньвань», 6-го энергоблока Нововоронежской АЭС, 5-го энергоблока АЭС «Пакш» и 1-го энергоблока АЭС «Ханхикиви» (Финляндия) с первой топливной загрузкой. Благодаря детальному описанию в созданных моделях материального состава и геометрии конструкционных элементов ТВС и реакторной установки, а также описанию части закорпусного пространства, разработанные модели могут быть использованы для высокоточного решения смежных задач. Разработанные автором математические модели ВВЭР и их фрагменты используются в НИЦ «Курчатовский институт» для решения следующих задач:

- расчёт нейтронно-физических характеристик активных зон ВВЭР;

- анализ активации концевых элементов ТВС;

- расчёт флюенса нейтронов, накопленного на внутренней поверхности и в толще корпуса реактора ВВЭР-1000;

- расчёт активации сборок образцов свидетелей и закорпусных детекторов;

- анализ влияния изменения межкассетных зазоров на распределение энерговыделения в активной зоне.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Математическая модель, предназначенная для нейтронно-физического расчёта активной зоны ВВЭР с использованием разработанного программного комплекса.

2. Модификация численного метода итерационного решения системы уравнений, описывающих стационарное состояние активной зоны ВВЭР с учётом обратных связей. Модификация включает введение дополнительного условия для контроля сходимости итерационного процесса относительно оценки характеристик энерговыделения, введение зависимости параметров релаксации и числа моделируемых историй нейтронов от номера итерации, определение их

оптимальных значений, а также использование в качестве начального приближения распределений, полученных из расчёта рассматриваемого состояния реактора в комплексе КАСКАД.

3. Программный комплекс для решения методом Монте-Карло однородного стационарного уравнения переноса нейтронов в активной зоне ВВЭР с итерационным учётом обратных связей.

Достоверность и обоснованность научных положений, результатов и выводов основана на применении корректных математических моделей, сравнении результатов моделирования с экспериментальными данными, а также с результатами, полученными по аттестованным программным комплексам.

Апробация работы. Основные положения, сформулированные в диссертационной работе, были доложены на: XXII, XXIII, XXIV и XXIX межведомственных семинарах «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» (Обнинск, 2011, 2012, 2013, 2018), 21-м, 22-м, 24-м, 26-м и 27-м симпозиумах международной ассоциации AER по физике и безопасности реакторов ВВЭР (Дрезден, Германия, 2011; Пругонице, Чехия, 2012; Сочи, 2014; Хельсинки, Финляндия, 2016; Мюнхен, Германия, 2017), I, III, IV и V международных конференциях клуба пользователей комплекса программ КАСКАД (Москва, 2014, 2016, 2017, 2018), международной конференции «Актуальные проблемы вычислительной и прикладной математики» (Новосибирск, 2014), международной конференции «M&C» по математическому моделированию и расчёту ядерных реакторов (Чеджудо, Корея, 2017).

Большая часть представленной в диссертации работы отмечена премией им. академика А.П. Александрова за лучшую научную работу в 2016 году. Название работы: «Комплекс расчётных исследований нейтронно-физических характеристик реакторов ВВЭР большой мощности по программе MCU», авторский коллектив: Бикеев А.С., Олейник Д.С., Томилов М.Ю., Шкаровский Д.А., Щеренко А.И.

Публикации. Основные результаты диссертации отражены в 18 научных работах, из них 3 статьи в журнале «Вопросы атомной науки и техники, серия: Ядерно-реакторные константы» [16, 24, 33], входящем в Перечень российских

рецензируемых научных изданий, и 7 научных публикаций в изданиях, индексируемых в международных базах цитирования Scopus и Web of Science: «Атомная энергия» [5, 7], «Kerntechnik» [48, 50, 55, 81], «Annals of Nuclear Energy» [79].

Личный вклад соискателя. Все исследования, изложенные в диссертационной работе, проведены лично соискателем в процессе научной деятельности. Из совместных публикаций в диссертацию включён лишь тот материал, который непосредственно принадлежит соискателю, заимствованный материал обозначен в работе ссылками.

Структура и объём работы. Диссертационная работа состоит из введения, четырёх глав, общих результатов и выводов, списка литературы и приложения. Работа представлена на 161 странице, содержит 54 иллюстрации и 20 таблиц. Список литературы включает 83 наименования.

В первой главе диссертации приведено описание разработанного автором теплофизического модуля, его структуры, входных и выходных данных, реализованных в модуле математических моделей и итерационной схемы, а также взаимодействие теплофизического модуля с другими модулями программы MCU-PD. Программный комплекс, собранный из модулей аттестованной программы MCU-PD [39] и теплофизического модуля, получил название MCU-TPA. Программный комплекс MCU-TPA предназначен для решения аналоговыми и весовыми методами Монте-Карло однородного стационарного уравнения переноса нейтронов в активной зоне ВВЭР большой мощности с итерационным учётом обратных связей по плотности и температуре теплоносителя, температуре топлива и равновесной концентрации 135Xe.

Во второй главе приведено описание разработанной автором математической модели активной зоны ВВЭР и её ближайшего окружения, предназначенной для нейтронно-физического расчёта стационарного состояния реактора с учётом обратных связей по программному комплексу MCU-TPA. В процессе создания модели были проведены численные исследования степени необходимой детализации в описании геометрии некоторых конструкционных элементов,

исследования по выбору оптимальных параметров моделирования, а также разработан интерфейс КАСКАД-МСи, предназначенный для автоматизированного создания модели ВВЭР и постпроцессорной обработки результатов расчётов. В главе приведено краткое описание проведённых численных исследований, а также описание интерфейса КАСКАД-МСи.

В третей главе приведены основные результаты верификации программного комплекса МСи-ТРА и математической модели ВВЭР. Проведено моделирование экспериментов, выполненных на этапах физического пуска двух энергоблоков, рассчитаны отдельные состояния реакторов различных энергоблоков на минимально контролируемом и номинальном уровнях мощности, проведено сопоставление полученных с использованием программного комплекса МСи-ТРА и математической модели ВВЭР результатов расчётов некоторых нейтронно-физических характеристик с экспериментальными данными и результатами, полученными по аттестованным программам. Кроме того, в главе приведён сравнительный анализ результатов расчётов, полученных в программном комплексе МСи-ТРА с использованием различных моделей стационарной теплогидравлики и различных способов учёта обратных связей.

В четвёртой главе приведено краткое описание применения программного комплекса МСи-ТРА и математической модели ВВЭР для решения некоторых прикладных задач. Программный комплекс МСи-ТРА совместно с математической моделью ВВЭР или её фрагментами применялись для верификации программ комплекса КАСКАД [52] для расчёта топлива, изготовленного из регенерированного урана, верификации программы БИПР-7А для уранового и уран-эрбиевого топлива, а также для независимой проверки некоторых нейтронно-физических характеристик проектных расчётов.

В заключении диссертации приведены основные результаты работы.

В приложении к работе приведены аттестационный паспорт программы МСи-РЭ и свидетельство о государственной регистрации теплофизического модуля.

Глава 1. Разработка программного комплекса MCU-TPA

1.1. Назначение и структура программного комплекса

Программный комплекс MCU-TPA предназначен для решения аналоговыми и весовыми методами Монте-Карло однородного стационарного уравнения переноса нейтронов в активной зоне ВВЭР с итерационным учётом обратных связей по плотности и температуре теплоносителя, температуре топлива и равновесной концентрации 135Xe.

Рабочая версия программного комплекса для каждой конкретной ЭВМ и установленной на ней операционной системы генерируется из следующих модулей: управляющего, транспортного, составного физического, геометрического, источников, регистрационного, регистрации для выгорания, оборудования, выгорания и теплофизического. Под модулем понимается одна или несколько программных единиц с предписанным архитектурой пакета назначением и межмодульными связями, которые регламентируются интерфейсами с полностью описанными точками входа и выхода. Все используемые для генерации программы модули, за исключением теплофизического модуля, входят в пакет прикладных программ MCU. Описание модулей можно найти в статье [39]. Для генерации программного комплекса MCU-TPA использовались модули аттестованной программы MCU-PD без внесения изменений. В приложении П.1 приведён аттестационный паспорт программы MCU-PD.

Похожие диссертационные работы по специальности «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», 05.13.18 шифр ВАК

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Бикеев Артём Сергеевич, 2020 год

Список литературы

1. Аверьянова С.П., Кравченко А.Ю., Крайнов Ю.А. Расчётный анализ экспериментальных данных физического пуска первого блока Волгодонской АЭС // Российско-украинский семинар по эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР. М., 2002. С. 107-115.

2. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С.А. Андрушенко и др. М.: Логос, 2010. 604 с.

3. Бартеньев О.В. Современный Фортран. М.: ДИАЛОГ-МИФИ, 2000. 449 с.

4. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974. 489 с.

5. Бикеев А.С. Прецизионный расчёт по программе МСи некоторых нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2015. Т. 118. №2 4. С. 188-191.

6. Бикеев А.С., Большагин С.Н., Шкаровский Д.А. Сравнительный анализ результатов расчётов по программам MCU-PD, БИПР-7А и РАДАР пространственного распределения энерговыделения с учётом обратных связей // XXIII Межведомственный семинар «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики с замкнутым топливным циклом (Нейтроника-2012)». Обнинск, 2012. С. 89-102.

7. Бикеев А.С., Калугин М.А., Шкаровский Д.А. Прецизионный расчёт по программе МСи энерговыделения в активной зоне ВВЭР-1000 на номинальной мощности с учётом обратных связей // Атомная энергия. 2013. Т. 114. № 5. С. 254-255.

8. Бикеев А.С., Марин С.В., Сухино-Хоменко Е.А. Влияние детализации описания конструкции трёхмерной модели ТВС ВВЭР-1200 на нейтронно-физические параметры // Сборник докладов ежегодных межведомственных семинаров (НЕЙТРОНИКА). В 2-х томах. Обнинск. 2012. Т. 2. С. 479-487.

9. Бикеев А.С., Шкаровский Д.А., Калугин М.А. Статус интерфейса КАСКАД-МСи // 1-ая Международная конференция Клуба пользователей комплекса программ КАСКАД. М., 2014. С. 79-94.

10. Валидация программ комплекса КАСКАД для расчёта активных зон с РТ / А.П. Лазаренко [и др.] // 3-ая Международная конференция Клуба пользователей комплекса программ КАСКАД. М., 2016. С. 156-171.

11. Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М.: Наука, 1972. 720 с.

12. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. М.: Издательство Иностранной литературы, 1954. 458 с.

13. Гольцев А.О. Влияние пространственных неоднородностей на развитие нестационарных процессов в ядерных реакторах на тепловых нейтронах: дис. ... докт. техн. наук. М., 2009. 235 с.

14. Дементьев В.Г., Олейник Д.С. Расчёт нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000 методом Монте-Карло по программе MCU-PD, и сравнение результатов с программой БИПР-7А и с экспериментальными данными // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2010. № 1. С. 47-58.

15. Ермаков С.М. Метод Монте-Карло в вычислительной математике. СПб.: Нев. диалект, 2009. 192 с.

16. Использование методики приближенного расчёта сечений малозначащих нуклидов при моделировании выгорания активной зоны ВВЭР-1000 по прецизионной программе МСи / А.С. Бикеев [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерно-реакторные константы. 2018. № 4. С. 23-32.

17. Клемин А.И., Полянин Л.Н., Стригулин М.М. Теплогидравлический расчёт и теплотехническая надёжность ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980. 260 с.

18. Колмогоров А.Н., Фомин С.В. Элементы теории функций и функционального анализа. 4-е изд. М.: Наука, 1976. 542 с.

19. Косоуров Е.К., Щеренко А.И. Оптимизация аксиального поля энерговыделения с помощью профилирования содержанием гадолиния по высоте ТВС // 15 -я конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. Подольск, 2013. С. 89-98.

20. Лизоркин М.П. Расчётное моделирование нейтронно-физических и сопряжённых физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР: дис. ... канд. техн. наук. М., 2007. 109 с.

21. Моделирование по программе MCU экспериментов, выполненных на этапе физического пуска 3-го блока Ростовской АЭС с первой топливной загрузкой / А.С. Бикеев [и др.] // 3-ая Международная конференция Клуба пользователей комплекса программ КАСКАД. М., 2016. С. 80-100.

22. Новосельцев А.П., Олейник Д.С. Программа VVER Constructor // Тр. 16-ой школы семинара по физике реакторов. М., 2010. С. 215-222.

23. Олексюк Д.А. Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР: дис. ... канд. техн. наук. М., 2002. 237 с.

24. Оптимизация параметров расчётной схемы при моделировании выгорания активной зоны ВВЭР-1000 по прецизионной программе MCU / А.С. Бикеев [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер: Ядерно-реакторные константы. 2018. № 4. С. 5-14.

25. Очков В.Ф., Орлов К.А. Теплотехнические расчёты: от встроенных функций к облачным // Вестник ИГЭУ. 2014. № 1. С. 5-10.

26. Петрунин Д.М., Беляева Е.Д., Киреева И.Л. БИПР-5 - программа для расчёта трёхмерных полей энерговыделений и выгорания топлива в одногрупповом диффузионном приближении для реактора типа ВВЭР. М.: Препринт ИАЭ-2518, 1975. 32 с.

27. Пинегин А.А., Шумский Б.Е. Экспериментальные погрешности и возможность их компенсации при определении эффективности аварийной защиты и

дифференциальной эффективности группы ОР СУЗ в реакторе ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2007. №2 1. С. 76-89.

28. Полномасштабная математическая модель переноса нейтронов в активной зоне реактора ВВЭР-1000, основанная на методе Монте-Карло и реализованная на многопроцессорных ЭВМ / О.В. Зацепин [и др.] // Материалы конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2009. С. 157-169.

29. Пономаренко Г.Л. Неравномерности энерговыделения и их подавление в кассетах ВВЭР: дис. ... канд. техн. наук. Подольск, 2002. 182 с.

30. Программа БИПР-7А (версия 1.5). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер ПС в ЦЭП при РНК КИ №2 613 от 31.07.2006. Регистрационный номер паспорта аттестации ПС № 241 от 23.09.2008. Федеральная служба РФ по экологическому, технологическому и атомному надзору. М., 2008.

31. Программа ПЕРМАК-А (версия 1.3). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер ОР в ЦЭП № 518 от 21.02.2002. Регистрационный номер паспорта аттестации ОР № 136 от 21.02.2002. Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности. М., 2002.

32. Программа РАДАР-2007 (РАДАР, версия 1.1). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации ПС № 284 от 09.12.2010. Федеральная служба РФ по экологическому, технологическому и атомному надзору. М., 2010.

33. Расчёт показаний детекторов прямой зарядки по программе МСи в течение кампании по полномасштабной модели реактора типа ВВЭР с учётом обратных связей / А.С. Бикеев [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерно-реакторные константы. 2014. № 3. С. 82-84.

34. Рощектаев Б.М. Водно-химический режим АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2010. 132 с.

35. Савандер В.И., Шумский Б.Е., Пинегин А.А. Аксиальное профилирование поля энерговыделения для минимизации объёмной доли пара на выходе из ТВС ВВЭР-1200 // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2015. № 2. С. 25-35.

36. Сафонов И.А., Харина И.Л. Коррозия в пароводяной среде высоких параметров // Арматуростроение. 2010. № 3. С. 54-58.

37. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2019617419. Программный модуль, предназначенный для итерационного учёта обратных связей в программах семейства MCU при расчётах нейтронно-физических характеристик водо-водяных реакторов большой мощности. Версия 1.0. / А.С. Бикеев, Д.А. Шкаровский. Зарегистрировано в Реестре программ для ЭВМ 06.06.2019.

38. Спанье Д., Гелбард Э. Метод Монте-Карло и задачи переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1972. 270 с.

39. Статус MCU-5 / Н.И. Алексеев [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2011. №. 4. С. 5-23.

40. Тейлор Д. Введение в теорию ошибок. М.: Мир, 1985. 160 с.

41. Трёхмерный расчёт выгорания полномасштабных ТВС реактора ВВЭР по программе MCU с учётом обратных связей / А.С. Бикеев [и др.] // XXIV Межведомственный семинар «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2013)». Обнинск, 2013. С. 158-168.

42. Центр коллективного пользования «Комплекс моделирования и обработки данных исследовательских установок мега-класса» НИЦ «Курчатовский институт» [Электронный ресурс]. URL: http://ckp.nrcki.ru (Дата обращения: 26.06.2019).

43. Щеглов А.С. Разработка методик, моделей и инженерных программ расчёта теплофизических параметров твэла ВВЭР: дис. ... канд. техн. наук. М., 2008. 140 с.

44. Юдкевич М.С. Пакет прикладных программ BURNUP для расчёта изотопного состава материалов работающего реактора // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. 2011. № 4. С. 24-28.

45. Bell G.I., Glasstone S. Nuclear Reactor Theory. New York: Van Nostrand Reinhold Company, 1970. 619 p.

46. Bennett A., Avramova M., Ivanov K. Coupled MCNP6/CTF code: Development, testing, and application // Annals of Nuclear Energy. 2016. No. 96. P. 1-11.

47. Bennett A., Avramova M., Ivanov K. Effect of Subpin Feedback in coupled MCNP6/CTF // M&C 2017 - International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering. Jeju, 2017. P. 125-131.

48. Bikeev A.S., Marin S.V., Sukhino-Khomenko E.A. A comparison of the FA's models with the detailed and simplified description in the MCU code calculations // Kerntechnik. 2013. V. 78. No. 4. P. 330-338.

49. Bikeev A.S., Marin S.V., Sukhino-Khomenko E.A. A comparison of the FA's models with the detailed and simplified description of the design elements in calculations by MCU code // 21st Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Dresden, 2011. P. 85-96.

50. Bikeev A.S., Shkarovsky D.A. Results of precision calculations of three-dimensional power density in VVER-1000 core with feedbacks using MCU code // Kerntechnik. 2013. V. 78. No. 4. P. 343-346.

51. Bikeev A.S., Shkarovsky D.A. Results of precision calculations of three-dimensional power density in VVER-1000 core with feedbacks using MCU-PD code // 22st Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Prague, 2012. P. 54-62.

52. Bolobov P.A., Lazarenko A.P., Tomilov M.J. Development of the code package KASKAD for calculations of WWERs // 18 Atomic Energy Research Symposium on WWER Physics and Reactor Safety. Eger, 2008. P. 1-14.

53. Calculation of Point-Kinetics Parameters in the MOBY-DICK System / J. Svarny [et al.] // Nuclear Science and Engineering. 1998. V. 128. No. 1. P. 76-87.

54. Calculations of 3D full-scale FA models with feedbacks and burnup using MCU and BIPR-7A codes / A.S. Bikeev [et al.] // 24th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Sochi, 2014. P. 245-259.

55. Calculations of 3D full-scale VVER fuel assembly and core models using MCU and BIPR-7A codes / A.S. Bikeev [et al.] // Kerntechnik. 2015. V. 80. No. 4. P. 326-338.

56. Calculations of VVER-1000 Start-Up Physics Tests Using the MCU Monte Carlo Code / A.S. Bikeev [et al.] // 26th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Helsinki, 2016. P. 1-10.

57. Coupled neutronic thermo-hydraulic analysis of full PWR core with Monte-Carlo based BGCore system / D. Kotlyar [et al.] // Nuclear Engineering and Design. 2011. V. 241. No. 9. P. 3777-3786.

58. Coupling of MCNP with a sub-channel code for analysis of a HPLWR fuel assembly / C. Waata [et al.] // 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11). Avignon, 2005. P. 89-99.

59. Coupling Serpent and OpenFOAM for Neutronics - CFD Multi-physics Calculations / R. Tuominen [et al.] // In proc. PHYSOR 2016. Sun Valley, 2016. P. 151-164.

60. Development of codes and KASKAD complex / M.P. Lizorkin [et al.] // Kerntechnik. 2015. V. 80. No. 4. P. 314-320.

61. Development of coupling methodologies for TRIPOLI and FLICA in the frame of NURISP Project / E. Hoogenboom [et al.] // International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011). Rio de Janeiro, 2011. P. 146-163.

62. Duderstadt J., Hamilton L. Nuclear reactor analysis. New York: John Wiley & Sons, Inc., 1976. 650 p.

63. Dufek J., Gudowski W. Stochastic approximation for Monte Carlo calculation of steady-state conditions in thermal reactors // Nucl. Sci. Eng. 2006. No. 152. P. 274-283.

64. Dufek J., Hoogenboom J.E. Description of a stable scheme for steady-state coupled Monte Carlo-thermal-hydraulic calculations // Annals of Nuclear Energy. 2014. V. 68. P. 1-3.

65. Gorodkov S.S., Shishkov L.K., Sukhino-Khomenko E.A. MCU calculation of spacing grid influence on FA's axial power distribution // 20th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Espoo, 2010. P. 328-341.

66. Henry R., Tiselj I. A New Coupling CFD/Monte-Carlo Neutron Transport Scheme, Application to a Single Fuel Rod Problem // 23rd International Conference Nuclear Energy for New Europe. Portoroz, 2014. P. 406-413.

67. Internal multi-scale multi-physics coupled system for high fidelity simulation of light water reactors / A. Ivanov [et al.] // Annals of Nuclear Energy. 2014. V. 66. P. 104112.

68. Ivanov A., Sanchez V., Imke U. Development of a coupling scheme between MCNP5 and SUBCHANFLOW for the pin- and fuel assembbly-wise simulation of LWR and innovative reactors // International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011). Rio de Janeiro, 2011. P. 274-291.

69. Krolikowski I.P., Cetnar J. Neutronic and thermal-hydraulic coupling for 3D reactor core modeling combining MCB and fluent // NUKLEONIKA. 2015. V. 3. No. 60. P. 531-536.

70. Leppanen J., Viitanen T., Valtavirta V. Multi-Physics Coupling Scheme in the Serpent 2 Monte Carlo // In: Trans. Am. Nucl. Soc. 2012. No. 107. P. 1-4.

71. MC21 v.6.0 - A Continuous-Energy Monte Carlo Particle Transport Code with Integrated Reactor Feedback Capabilities / D.P. Griesheimer [et al.] // Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2013 (SNA + MC 2013). Paris, 2013. P. 1-15.

72. Multiphysics simulation of fast transients with the FINIX fuel behaviour module / T. Ikonen [et al.] // EPJ Nuclear Sci. Technol. 2016. V. 2, No. 37. P. 1-8.

73. Preliminary Serpent-MOOSE Coupling and Implementation of Functional Expansion Tallies in Serpent / L. Kerby [et al.] // M&C 2017 - International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering. Jeju, 2017. P. 107-110.

74. Robbins H., Monro S. A stochastic approximation method // Annals of Math. Stat. 1951. V. 22. No 1. P. 400-407.

75. Sanchez V., Al-Hamry A. Development of a coupling scheme between MCNP and COBRA-TF for the prediction of the pin power of a PWR fuel assembly // International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2009). Saratoga Springs, 2009. P. 368-375.

76. Sanchez V., Al-Hamry A., Broeders C.H. Development and Qualification of the Coupled Code System COBRA-TF/THREEDANT for the Pin-by-Pin Power Calculation // Proceedings of ICAPP '08. Anaheim, 2008. P. 569-578.

77. Sesonske A. Nuclear power plant design analysis. Oak Ridge: Springfield, 1973. 488 p.

78. Sidorenko V.D., Aleshin S.S. Verification of 3-d Generation Code Package for Neutronic Calculations of VVERs // 10th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Moscow, 2000. P. 178-187.

79. Simulation of VVER-1000 startup physics tests using the MCU Monte Carlo code / A.S. Bikeev [et al.] // Annals of Nuclear Energy. 2018. V. 117. P. 60-66.

80. Study of Neutron-Physical Characteristics of VVER-1200 Considering Feedbacks Using MCU Monte Carlo Code / A.S. Bikeev [et al.] // 27th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Munich, 2017. P. 345-358.

81. Study of neutron-physical characteristics of VVER-1200 considering feedbacks using MCU Monte Carlo code / A.S. Bikeev [et al.] // Kerntechnik. 2018. V. 83. No. 4. P. 299-306.

82. Tong L.S., Weisman J. Thermal analysis of pressurized water reactors. La Grange Park: American Nuclear Society, 1996. 748 p.

83. Wagner W., Kretzschmar H. International Steam Tables - Properties of Water and Steam based on the Industrial Formulation IAPWS-IF97. Berlin: Springer, 2008. 390 p.

Приложение

П.1 Аттестационный паспорт программы МСЦ-РБ

Прашжснис к апсспшиоиному паспорту N? 456 in 24 и* норн ?l1IK i

ПРИЛОЖЕНИЕ

к лтчаннонннчх наснорг) iipuipaMMHuioepciciBa.V»456oi 24 оьлмбрм 2018 i. 1. (Инине с ведения

1.1 Название программного средства (далее ПС) MCU-PD с банком данных MDBPD50.

1.2 Оргашпация-ратработчик ПС

11И11« Курчатовский институт».

1.3 Авторы ПС

Алексеев H.H.. Бикеев A.C., Болыпагин С.Н., Брызгалов В.II., Гомим Е.А.. Городков С.С., Гурсвим М.И.. Калугин М.А.. Кулаков A.C., Марин С.И., Олейник Д.С., Пряничников A.B., Сергеев Г.С., Сухиио-Хоменко Е.А., Шкаровский Д. А., Юдкевнч М.С.

1.4 Сведения о регистрации ПС и его компонентов

Программное средство «MCU-PD с банком данных MDBPD50» 3apei истрнровано в ОФАП-ЯР под № 685 от II .11.2009.

1.5 Основание для выдачи аттестационного nacnopia программного средства:

«Верификация программы MCU-PD с библиотекой констант MCUDB50 применительно к расчетам нейтронно-фтических характеристик и обоснованию ядерной безопасности ОНА') на АЭС с ВВЭР», Отчет, инв. № 241-07/34-13. НИЦ «Курчатовский институт», Москва. 2013.

«Верификация программы MCU-PD с библиотекой констант MCLDB50 применительно к расчетам потока и повреждающей доты быстрых нейтронов в материалах ВКУ и корпусов реакторов типа ВВЭР», Отчей нив. № 241-07/35-13. НИЦ «Курчатовский институт», Москва. 2013.

«Верификация программы MCU-PD с библиотекой консгат MCUDB50 применительно к расчетам радиационных характеристик ОЯТ и обоснованию радиационной безопасности ОИАЭ на АЭС с ВВЭР», Отчет, нив. № 241-07/36-13, НИЦ «Курчатовский институт», Москва, 2013.

«Дополнительный материал к верификации программного средства MCU-PD с библиотекой констант MCUDBS0 применительно к расчётам нейтронно-физичсских характеристик и обоснованию ядерной и радиационной безопасности ОИАЭ на АЭС с ВВЭРо, Отчет, нив. № 110.7.2.-ОЗвн-17, НИЦ «Курчатовский институт», Москва. 2017,

«Анализ и оценка документов, обосновывающих применение HC MCU-PD с библиотекой констант MCUDB50». ФБУ «НТЦ ЯРБ». Отчет № АО-127/2017. Москва. 2017.

Рекомендация секции № I «Нейтронно-физические расчеты» экспертного Совета по аттестации программных средств при Ростечнадзоре по составу группы экспертов (протокол заседания от 31.01.2014 № 48> и решение секции

Экспертный (Чикл по аттестации нрш ричтиых средств при Ростехн&аюрс I!5

Приложение к япсетанионним) паспорту Ме 456 III 24ост »бри 2018 I.

№ 1 об утверждении результатов зкелергизы (протокол заседания ог 20.06.2017 №56/с1-2017).

Решение экспертного Сове! а но аттестации программных средств при Ростехнадзоре (протокол заседания от 24 октября 2018 года № 73).

Экспертиза и аттестация программного средства выполнены в соответствии с требованиями руководящих документов Росгсхнадзора РД-03-33-2008 и РД-03-34-2000.

1.6 Эксперты, проводившие экспертиз) ПС

Ванеев Ю.Е.. д-р техн. наук. ИБРАЭ РАН:

Кватор В.М.. НИЦ «Курчаювский институт»;

Куликов В.И., канд. физ.-маг наук. Санкт-Петербургский филиал АО «ФЦНИВТ «СНПО «Элерон» «ВНИПИЭТ»;

Лазаренко А.П.. канд. техн. наук. НИЦ «Курчатовский институт»;

Пивоваров В. А., канд. физ.-маг. наук, ФБУ «НТЦ ЯРБ»;

Ионыкин Д.И., канд. фнз.-мат. наук. ФБУ «НТЦ ЯРБ»;

Рассказов В.В., канд. техн. наук, ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова»;

Цофин В Н.. АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

2 Назначение и область применения ПС

2.1 Назначение ПС

ПС «МСи-РП с банком данных \ШВРГ)50» предназначено для расчетов методом Монте-Карло;

нейтронно-физичеекмх характеристик активных юн реакторов типа ВВЭР или Р\\К, хранилищ ядерного топлива, средств транспортировки или фрагментов перечисленных объектов с учетом изменения нуклндного состава их материалов:

платности потока нейтронов с энергией выше 0.5 МэВ по толщине корпуса ВВЭР;

повреждающей дозы быстрых ней фонов к материалах вну трикорпусных устройств и корпусов реакторов типа ВВЭР и Р\\'И;

мощности эквивалентной дозы нейтронов и фотонов;

радиационных характеристик отработавшего ядерного топлива,

нуклндного состава облучаемых топливных композиций.

2.2 Область применения ПС по типу объекта использования атомной энергии

РУ с ВВЭР, средства транспортировки и хранения ядерного топлива ВВ')Р. размножающие нейтроны водо-водяные системы с треугольной (типа ВВЭР) или квадратной (типа Р\\'Ю решеткой стержней.

Экспертный Сов« по алгол апи н программны* срелств при Росте ».нал юре

11рн.1<т«ение к иггестшикяпюму паспорт} № 456 at 24 октамря 2018 г.

2.3 Область применения ПС по моделируемым режимам

Стационарные состояния активной юны. хранилищ TBC н контейнеров с ядерным топливом при запуске в эксплуатацию, при нормальной эксплуатации, при нарушении условий нормальной эксплуатации, стационарные состояния при авариях с разрушением указанных объектов.

2.4 Область применения ПС по условиям и параметрам расчета

температу ра воды до 350 "С;

температура топлива до 1085 "С;

концентрация борной кислоты в воде - до 9.3 г кг;

обог ащение уранового топлива по - до 10 %;

содержание Ри в урановом топливе до 30

глубина выгорания топлива в таблетке - до 60 МВт*суткг.

2.5 Погрешность, обеспечиваемая ПС в области его применения

В таблице 1 приведена оценка погрешности расчетов без учета статистической погрешности расчета по методу Монте-Карло и без учета технологической погрешности (то есть в предположении, что материальный состав, ядерные концентрации нуклидов, температура материалов и геометрия моделируемой системы заданы в исходных данных с нулевой погрешностью). Погрешности коэффициента размножения нейтронов определены на основании расчетов рсперных (бенчмарк) экспериментов. Погрешности расчета остальных параметров определены на основе сопоставления результатов расчетов по СIС с результатами измерений в экспериментах, использованных при валидаиии ПС.

Таблица 1 - Погрешность результатов расчетов по ПС

№ Характеристика Оцененная погрешность

1 Ко >ффнциент размножения нейтронов для систем с урановым топливом и треугольной решеткой 0,3 %'

2 Ко »ффициенг размножения нейтронов для систем с урановым юплииом и квадратной решеткой 0.5 %'

3 Коэффициент размножения нейтронов ,и* систем с плутониевым топливом 0.6 %'

4 Коэффициент размножения нейтронов ,ця систем с уран-плутониевым топливом 0.8 %'

5 Потвэльное распределение скорости реакции деления в свежем топливе 3%'

6 Плотность потока нейтроном с жернтей ныше0,5 М »В и повреждающая дога быстрых нейтронов (СНА): при прохождении слоев воды толщиной до 35 сх| при прохождении слоев стали (железа) толщиной до 35 см 10%' 10%'

7 Концентрация ню гонов в процессе выгорания: «'и ^Ри 5 %г 5 %•

ЗкспсртныЙ счшс! по 4ПСС1ЛПИН программных средств при Носгсхна ипрс 3 '5

Придосшашс к аггестшсиамжучу паспорт X» 456 от Маетабр« 201« I

№ Характерно! нка Оцененная пог решность

8 Изменение реакшнностн при выгорании, абс. 0.02'

Суммарная активность топлива 10%'

10 Суммарное остаточное тс пловы деление 10%'

II Мощност ь эквивалентной лозы:

от источника нейтронов :5:СГпри толщине стальной зашиты ю 20 см 10%'

от источника нейтронов ?,3СГпри толщине стальной шциты от 20 см до 35 см 20 %3

от точечного источника фотонов '"Со при толщине стальной защиты до 20 см 10 %>

от нейтронного н гамма-излучения за поверхностью транспортного контейнера при толщине стальной зашиты от 20 ем ло 35 см 40

12 Мощность эквивалентной лозы нейтронного и гамма-излучения в помещениях хранилища ОЯТ 20%'

13 Плотность потока нейтронов с энергией выше 0,1 М |В и повреждающая лоза быстрых нейтронов (СНА) во внутри корпус ном пространстве 15%'

14 Плотность потока нейтронов с энергией выше0.5 М >В н повреждающая лоза быстрых нейтронов (СНА)

на внутренней поверхности корпуса реактора 15%'

на внешней поверхности корпуса реактора 20 %'

Значение среднсквадратичеекото отклонения

Среднее отклонение е чистом погрешности экспериментальных чанных к расчетных оенчмарков 'Максимальное значение отклонения результатов расчета, полученное при верификации ПС

3 Сведения о методиках расчета, реализованных в ПС

В ПС реализовано моделирование переноса нейтронов и фотонов в трехмерных расчетных моделях аналоговыми и неаналоговыми методами Монте-Карло с использованием оцененных ядерных данных. При проведении расчетов учитываются изменения нуклндного состава материалов в процессе работы реактора. При расчете мощности эквивалентной дозы используются значения лотовых ко эффициентов в соответствии с НРБ-99'2009.

4 С везен и и обжах данных (библиотеках констант), используемых в ПС

Необходимые для расчета по ПС ядерные данные включены в банк данных \1DBPD50 (альтернативное наименование «библиотека констант МСШВ50»), являющейся неотъемлемой частью ПС. Банк данных подготовлен на основе файлов оцененных ядерных данных ENDr.B-V.-VI,-VII, .»Е^ЭЕ-З. .1ЕК-3. В1Ю\0-2. ИШ! -2002. КК1)К-98 и собственных оценок Разработчика ПС.

Экспертный Совет по аттестации ирогриимных средста при Ростсхшшчрс

ПрпнгАснис к агтссгашижному мааюргу № 456 ш 24 сяпябр* 201К I.

5 Дополнительная информация

ПС относится к пятому поколению ПС семейства «МС11» (разработанных на основе ПС «МСи-5»), ПС является развитием ПС «МСи-ЯЕА/!» и ПС «МС1_-КЕА'2». аттестованных ранее применительно к расчетам ВВЭР. Отличительной особенностью ПС пятого поколения является возможность выполнения расчетов на многопроцессорных ЭВМ с использованием полномасштабных моделей РУ.

В ПС «\1CU-PD» реализовано также молелирование переноса электронов и позитронов в трехмерных расчетных моделях аналоговыми и неаналоговыми методами Монте-Карло с непользованием оцененных ядерных данных. Данные возможности не аттестованы.

Ь Пользователи ПС

Пользователями ПС являются специалисты следующих организаций, являющиеся разработчиками ПС или прошедшие соответствующее обучение по применению ПС:

АО «ТВЭЛ»;

НИЦ«Курчатовский инсгигут».

Ученый секре(арь экспертного Совета Председатель секции № 1

по аттестации программных средств «Нейтронно-фнзнческие расчеты»

при Ростехнадзоре, жепер! ною Совета по аттестации

канд. техн. наук программных средств при

Ростехнадзоре, канд. физ. - мат. наук

--п/

С.А. Шевченко

С.М.Зарицкий

»ксиершый ( ние| ни ЛГ1СС1ШШН мршрачмныч сре.кли при Р1 *л «мал шре

П.2 Свидетельство о государственной регистрации теплофизического модуля

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.