Богдан С.Н., к.т.н. (bogdan@secnrs.ru), Ковалевич О.М., д.т.н. (kovalevich@secnrs.ru), Козлова Н.А., к.т.н. (kozlova@secnrs.ru), Шевченко С.А., к.т.н. (sshevchenko@secnrs.ru), Яшников Д.А., к.т.н. (yashnikov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье представлены результаты анализа отечественной и международной практики по оценке погрешностей программных средств, используемых для расчетных обоснований безопасности объектов использования атомной энергии. Предложен подход к оценке погрешности расчетов по программным средствам, основанный на учете неопределенности параметров расчетной модели программного средства и неопределенности измерений в экспериментах, используемых для валидации программного средства. Представлен обзор существующих в России и за рубежом методов анализов неопределенности параметров расчетной модели программных средств, используемых при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии. Приведено описание применения метода анализа неопределенностей, основанного на использовании соотношения Уилкса. Обсуждаются предложения по совершенствованию нормативных документов Ростехнадзора в части требований к погрешностям расчетов, выполняемых при обосновании безопасности ОИАЭ.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

About the calculation error evaluation in the framework of the nuclear facilities safety analysis

Bogdan S., Ph. D., Kovalevich O., Ph. D., Kozlova N., Ph. D., Shevchenko S., Ph. D., Yashnikov D., Ph. D. (SEC NRS).

The results of Russian and international practice of the code error evaluation, which used in the nuclear facilities safety analysis, are presented in the paper. The approach to the code error evaluation, based on the taking into account of the code simulation model parameters uncertainties and the uncertainties of the measurement in the validation experiments, is suggested. The review of Russian and international uncertainty analysis methods, which related with the code simulation model parameters uncertainties and used in the framework of the nuclear facilities safety analysis, is presented. The description of the application of the uncertainty method, based on the Wilks formula, is given. The suggestions about the improvement of the Russian federal rules and regulation and the safety guides in the field of the requirements for the code calculation error evaluation in the framework of the nuclear facilities safety analysis are discussed in the Conclusion.

Аникин А.Ю., Курындин А.В., Синегрибов С.В., Строганов А.А. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

По материалам девятой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», прошедшей в АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 19-22 мая 2015 года.

Обеспечение ядерной безопасности является одним из основных аспектов обеспечения безопасности при эксплуатации объектов использования атомной энергии, в частности при обращении с ядерным топливом. При этом критерием ядерной безопасности является непревышение эффективным коэффициентом размножения нейтронов (К_эфф) системы, содержащей ядерные делящиеся материалы (ЯДМ), определенного допустимого значения, установленного в федеральных нормах и правилах. Несмотря на то, что существует множество различных методов расчета К_эфф, наиболее распространенным в настоящее время является метод Монте-Карло, позволяющий с высокой точностью определять значение К_эфф сколь угодно сложных систем.

В ФБУ «НТЦ ЯРБ» для анализа ядерной безопасности используется современное программное средство (ПС) SERPENT, реализующее метод Монте-Карло. ПС SERPENT позволяет задать геометрию и материальный состав практически любой двух- или трехмерной конфигурации системы с ЯДМ.

В настоящем докладе представлены результаты работы по верификации программного средства SERPENT для расчета К_эфф различных систем, содержащих ядерные делящиеся материалы. Проведено сравнение результатов расчетов К_эфф с использованием ПС SERPENT с экспериментально измеренными значениями или результатами расчетов по общепризнанным прецизионным (реперным) программам. Верификационные расчеты К_эфф с использованием ПС SERPENT проводились для различных систем, содержащих ядерные делящиеся материалы, включая уран-водные системы с ядерным топливом реакторов типа ВВЭР, уран-водо-графитовые и уран-водные системы с ядерным топливом реакторов типа РБМК, а также ряд систем, содержащих растворы урана и плутония. Результаты выполненных расчетов показывают, что полученные с использованием ПС SERPENT значения К_эфф различных критических и подкритических систем хорошо согласуются с экспериментально измеренными значениями, а также значениями, полученными с использованием таких широкораспространенных ПС, как MCNP, MCU и SCALE.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.