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.

Савельева Е.А., к.ф-м.н. (esav@ibrae.ac.ru) (Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН).

В работе рассматриваются вопросы разработки специального программного комплекса, направленного на учет и анализ неопределенностей, связанных с параметрическим наполнением расчетно-прогностических моделей, использующихся при обосновании безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов, включая особые РАО.

Основные задачи данного комплекса состоят в создании модельно-независимых средств для анализа чувствительности расчетных моделей к изменению их параметров и оценке неопределенности результатов расчетно-прогностического моделирования. Сформулированы основы формирования такого программного комплекса.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

The concept of software system to assess uncertainties at safety demonstration of RW disposal facilities

Savel’eva Е., Ph. D. (esav@ibrae.ac.ru) (Nuclear Safety Institute of the RAS (IBRAE)).

This paper addresses the specialized software system development designed to account and analyse uncertainties related with the parametric content of calculation and predictive models applied in the course of safety demonstration of RW disposal facilities (including special RW).

This system basic purpose is to create the simulative-independent means for calculation models sensitivity analysis to their parameters changing and uncertainty assessment regarding calculation and predictive simulation results. Basis for such system creation is formulated.