Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах

Шиленко, Борис Львович

Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах

кандидата физико-математических наук: Шиленко, Борис Львович
город: Обнинск
год: 2003
специальность ВАК РФ: 05.13.18
цена: 450 рублей

Диссертация по информатике, вычислительной технике и управлению на тему «Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах»

Автореферат диссертации по теме "Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах"

На правах рукописи УДК 621.039.526:681.3.06

ШИЛЕНКО Борис Львович

ПРОГРАММНАЯ СИСТЕМА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОГО АНАЛИЗАИНЦИДЕНТАНЕСАНКЦИОНИРОВАННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ ПОГЛОЩАЮЩЕГО СТЕРЖНЯ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ

Специальность 05.13.18 - Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Обнинск - 2004

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации Физико-энергетическом институте имени А.И. Лейпунского

Научный руководитель -доктор физико-математических наук,

профессор, главный научный сотрудник ГНЦ РФ-ФЭИ,

КОРОБЕЙНИКОВ ВАЛЕРИЙ ВАСИЛЬЕВИЧ

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, начальник

лаборатории РНЦ «КИ»,

ЗИЗИН МИХАИЛ НИКОЛАЕВИЧ,

доктор технических наук, начальник отдела ВНИИАЭС,

СЕЛЕЗНЕВ ЕВГЕНИЙ ФЕДОРОВИЧ.

Ведущая организация - ФГУП НИКИЭТ имени Н.Л.Доллежаля.

Защита состоится «.......».....................2004 года в.......................час.

на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 в ГНЦ РФ-ФЭИ по адресу: 249033, г.Обнинск Калужской обл., пл.Бондаренко,1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан «..........».........................2004 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Прохоров Ю.А

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

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

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.

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 об изменяющихся состояниях твэлов в реакторе.

Таким образом, для расчетного моделирования и анализа инцидента НИПС требуется программное средство класса системы для автоматизации процессов применения методов анализа инцидента НИПС.

Целью 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 (сокращенно ATWS) в стадии до кипения теплоносителя и разрушения твэлов.

РОС НАЦИОНАЛЬНАЯ БИБЛИОТЕКА

, ¡гащ

Научная новизна работы состоит:

• В реализации уникальной программной системы анализа DS_ICRW 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. Технология может применяться в разных 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.

• 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 (SAS4A).

Практическая значимость

Система DS_ICRW 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 DS_ICRW 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).

Основные положения и результаты, вынесенные на защиту

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

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

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

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

5. Программная система анализа DS_ICRW инцидента НИПС.

Публикации

По теме диссертации соискатель имеет 40 опубликованных работ, из них 13 статей, 13 докладов на международных и российских конференциях и семинарах и 2 препринта.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения и приложения. Её основной объем без приложения составляет 163 страницы, а общий-184 страницы, включая 38 рисунков, 20 таблиц и список цитируемой литературы, содержащий 99 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность расчетного анализа инцидента НИПС в быстрых реакторах и необходимость применения современных программных средств и технологий для автоматизации сложного анализа в рамках разработанной в ФЭИ методологии обоснования безопасности быстрого реактора. Сформулированы цель диссертационной работы, ее научная новизна и практическая полезность, перечислены основные положения, выносимые на защиту, обозначен личный вклад автора, кратко изложено содержание глав работы.

Одной из важнейших особенностей переходного процесса НИПС является сильное локальное влияние извлекаемого ПС на изменение формы поля энерговыделения в ТВС, расположенных рядом с ним. Это изменение может даже превышать изменение мощности ТВС за счет динамического роста мощности реактора.

Извлечение ПС деформирует также поле энерговыделения в целом по реактору так, что формируется глобальный перекос в распределении мощностей ТВС в сравнении с распределением в начале инцидента и, соответственно, перекос в распределении максимального энерговыделения.

Локальные и глобальные изменения формы поля энерговыделения во временном интервале развития инцидента могут быть рассчитаны независимо от развития остальных процессов в реакторе. Это утверждение лежит в основе построения методологии анализа инцидента. Оно вытекает из следующего. Возмущение, вносимое непосредственно перемещением ПС и изменяющее конфигурацию активной зоны, известно априори вплоть до конца инцидента, т.к. скорость извлечения ПС постоянна. Возмущения нейтронно-физических макроконстант за счет возмущений температурных распределений, неизвестных априори, материалов активной зоны влияют на форму нейтронного поля на уровне значительно более низком, чем непосредственное перемещение ПС. Возмущения нейтронно-физических параметров за счет перестройки геометрии топливного сердечника в твэлах могли бы повлиять через эффекты гетерогенной структуры ТВС, но они отсутствуют в реакторах типа БН. Таким образом, модели для анализа эволюции формы поля энерговыделения могут быть построены априори, и соответствующий анализ может быть проведен в первую очередь до анализа в остальных областях.

Анализ инцидента НИПС требует знания кривой роста мощности реактора при извлечении ПС с учетом обратных связей. Получение этой информации является одним из предметов динамических расчетов, требуемая детальность которых зависит от целевых функций. В настоящее время разработаны коды анализа безопасности, например, 8Л84Л, МЕЬТЗЛ, в которых предпринимается попытка очень детально описать нестационарные процессы в топливе и в оболочке твэлов. Детальные распределения температуры и напряженного состояния топлива и оболочки позволяют отслеживать процесс приближения параметров к их предельным значениям (температура плавления топлива, предел упругости, предел текучести и т.д). Однако, эта информация (далее речь идет о температуре) непосредственно не используется для расчета реактивности обратных связей в топливе. Используются лишь средние значения температуры и ее изменений, средние значения, относящиеся к каналу, в который обычно объединяются до нескольких тысяч твэлов. Выделение в канал нескольких твэлов, а тем более одного твэла, оправдано в том случае, если твэлы предварительно отобраны экспертами как имеющие параметры наиболее близкие к предельно допустимым в инциденте НИПС.

Для описания же изменений средней температуры топлива в канале реактора с целью расчета кривой изменения мощности в инциденте НИПС в динамических кодах могут быть использованы более простые модели, основанные на балансе энергии, а не механистические модели поведения топлива. Детальный анализ поведения топлива и твэлов в ТВС, которые окажутся кандидатами в качестве определяющих безопасность в инциденте

НИПС, может быть проведен после расчета динамического экскурса мощности реактора.

Результаты анализа формоизменения нейтронного поля позволяют определить наиболее нагруженный твэл в каждый момент времени инцидента. Использование кривой роста мощности реактора во времени дает для этого твэла абсолютное значение максимальной линейной нагрузки в каждый момент времени.

Результаты динамического анализа инцидента совместно с результатами анализа изменения поля энерговыделения создают основу для проведения анализа поведения топлива в нестационарном процессе лишь для выделенной совокупности «опасных» твэлов.

Таким образом, анализ переходных процессов, происходящих одновременно в инциденте, расщепляется на последовательно проводимые анализы переходных процессов в отдельных областях (см. рис.1.) . При этом, нейтронно-физический переходный процесс описывается независимо от остальных аспектов полного переходного процесса перехода реактора из начального в конечное состояние. Динамический переходный процесс использует результаты количественного анализа нейтронно-физических аспектов, уже определенных для всего временного интервала инцидента, и, наконец, анализ нестационарного процесса достижения максимальной линейной нагрузкой значения начала плавления проводится на основе

результатов двух предыдущих анализов.

После выполнения детерминистического анализа переходных процессов в этих трех областях и выполнения некоторых параметризаций максимальной линейной нагрузки относительно введенной реактивности ПС может быть построена связь (соотношение) между максимальной линейной нагрузкой в конце инцидента, введенной к этому времени реактивностью ПС и установленным значением в системе контроля мощности для максимального превышения мощности реактора. Это соотношение должно рассматриваться как соотношение для соответствующих неопределенных величин. Оценка значений неопределенностей всех вовлеченных в это соотношение параметров позволяет построить распределение неопределенности максимальной линейной нагрузки в конце инцидента.

Затем должны быть построены распределения неопределенных значений для линейных нагрузок, соответствующих требованиям безопасной работы РУ.

Анализ каждого конкретного случая инцидента НИПС заканчивается расчетом вероятности избежать соответствующего предела безопасной работы РУ. Если для какого-либо случая эта вероятность окажется ниже регламентированного значения (например, 99%), то выполняется анализ с целью поиска причины, и вносятся изменения в проект, обеспечивающие требования безопасности.

Расщепление (или факторизация) переходного процесса в инциденте НИПС на последовательность раздельных анализов показана на рис.1. Это расщепление кладется в основу построения вероятностно-детерминированной

модели инцидента НИПС, что иллюстрируется схемой рис.1, и детализируется в последующих разделах.

Конфигурация загрузки АЗН в начале микрокампании Разработка расчетных моделей для анализа инцидента НИПС в предметных областях.

Расчеты Р|0 . Анализ изменения формы поля энерговыделения для набора состояний АЗН.

Динамический анализ с целью расчета кривой изменения мощности реактора.

\.................... ..........Т

Оценка Р.г в конце инцидента.

I Анализ неопределенностей параметров методологии.

Получение распределений плотности вероятности параметров.

♦

Расчет вероятности Р1ТОк1 (Р1Г < Р|Ги5) непревышения пределов _безопасной эксплуатации в конце инцидента_

Рис.1. Структура методологии анализа инцидента НИПС. (/>,„- линейная нагрузка в начале инцидента, Р^ -линейная нагрузка в

конце инцидента, Р., -линейная нагрузка начала плавления).

топлива до начала и во

время инцидента. Расчеты Р., плавления.

В главе определяется роль и основные задачи целевой программной системы DS_ICRW, разработанной в поддержку развивающейся в ФЭИ методологии анализа инцидента.

Детектирующие системы быстрых реакторов, таких как SUPERPHENIX и БН, формируют аварийный сигнал на срабатывание A3 при превышении номинальной мощности на 13%-15% по показаниям нейтронных датчиков, в то время как точка плавления топлива может быть уже достигнута4 за счет локального роста форм-фактора энерговыделения. В результате может оказаться, что предельное значение мощности реактора, не допускающее плавления топлива будет ниже установленного значения, обеспечивающего нормальную эксплуатацию реактора.

Из вышеизложенного следует первоочередность проведения нейтронно-физического анализа инцидента НИПС в общей структуре анализа. Этот анализ играет ключевую роль на стадиях

• определения совокупности стационарных состояний, являющихся стартовыми для возможных случаев инцидента НИПС,

• расчета локальной и глобальной деформации поля энерговыделения,

• определения совокупности потенциально опасных ТВС и твэлов,

• подготовки пространственных распределений коэффициентов реактивности обратных связей, необходимых для динамического анализа.

В главе проводится сравнение определений и методов расчета основных параметров методологии, принятых в Ядерном Центре Кадараш (Франция) и реализованных автором в целевой программной системе анализа инцидента DS_ICRW (Diagnostic System for analysis of fast reactor in Inadvertent Control Rod Withdrawal).

В третьей главе приведены проектные решения и обоснование конфигурации программного средства DS_ICRW 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 соответствии с требованиями современной технологии решения задач на ЭВМ пользователю программной системы (ПРС) предоставляется возможность указать на профессиональном диалекте условия задачи без задания программы (маршрута) решения. Однако разработка процессора естественного языка и даже диалекта является сложной современной задачей. В разработанной автором системе анализа DS_ICRW пользователь обеспечивается формальным языком декларирования следующих знаний:

1) трехмерных моделей реактора (МР);

2) физических сценариев (ФСЦ) в виде сценариев моделирования (СЦМ);

3) альтернативных критериев принятия решений (КПР) о поведении активной зоны реактора на основе анализа полей вычисленных функционалов.

При этом достигается определенный уровень интеллектуальности интерфейса пользователя, так как указанный выше язык учитывает соответствие понятий физика и формальных моделей, заложенных в проблемные программы системы.

Логическая схема взаимодействия компонент DS_ICRW при решении пользователем конкретной задачи представлена на рис.2.

Рис.2. Логическая схема взаимодействия компонент ПРС

Этой схеме соответствует следующий алгоритм работы пользователя в случае, если все необходимые декларативные знания введены и проверены:

1) ввести через средства общения с ПРС запрос на моделирование в виде списка:

• идентификатор модели реактора для начала ФСЦ;

• идентификатор СЦМ, соответствующий ФСЦ;

2) запустить перекодировку СЦМ в вычислительный сценарий (ВСЦ) на языке пакетно-диалоговой обработки операционной системы целевого компьютера, для которого приготовлено функциональное обеспечение ПРС;

3) запустить подготовку входных данных для всех модулей сценария и резервирование памяти для динамической БД на диске и в оперативной памяти (ДБД);

4) инициировать выполнение ВСЦ;

5) по завершению ВСЦ ввести идентификатор задачи принятия решения о поведении реактора в ФСЦ.

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. Важным пунктом главы является обоснование выбора конфигурации программного средства DS_ICRW как специализированной

программной системы анализа. В завершение главы приведено описание технологии анализа инцидента НИПС, реализованной в системе DS_ICRW.

В четвертой главе приведены проектные решения и описание программной реализации подсистемы подготовки сценарных моделей DSS_MDB в составе системы DS_ICRW. Подсистема подготовки DSSJVIDB реализована с использованием формализма сценарных моделей на основе перестраиваемой базы сценарных моделей (см. рис.3.) и визуального генератора базы типовых картограмм для быстрых реакторов (см. рис.4.), взаимодействующего с картографической системой MAPINFO помощью механизма Dynamic Data Exchange (DDE).

Расчетные модели, создаваемые в подсистеме для анализа инцидента НИПС, отличаются предельно возможной детальностью геометрии модели и областей выгорания как в плане реактора по зонам обогащения, гидравлического профилирования, очередности перегрузки ТВС, так и в аксиальном направлении. Вычислительный эксперимент готовится для фиксированного стартового состояния в процессе микрокампании топлива реактора и набора выделенных экспертом поглощающих стержней (набора сценариев извлечения).

Рис.3. Концептуальная схема базы сценарных моделей (БД РУ БР- база данных "Реакторная установка" для быстрых реакторов).

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

Рис.4. Сценарий взамодействия с MAPINFO при подготовке наборов картограмм.

Основное проблемное обеспечение подсистемы DSS_SCR состоит из комплекса DVNAN динамического анализа активной зоны на стадии до кипения теплоносителя и разрушения твэл и следующих комплексов нейтронно-физического расчета из пакета PBP-3D:

1) Z3DBT - многогрупповая 3D HEX-Z программа для расчета Кэфф, потоков и ценностей нейтронов в диффузионном приближении. Геометрическая модель реактора - практически неограниченный набор призм шестиугольного или треугольного сечения (1,6,24 и т.д. точек в плане ячейки), разбитых по высоте на однородные по составу зоны. Оригинальный метод ускорения внешних итераций с двусторонней оценкой Кэфф.

2) Z3DBT2 - трехмерная многогрупповая диффузионная программа для расчета Кэфф, потоков и ценностей нейтронов. В отличие от Z3DBT состав зон внутренних шести геометрических призм может отличаться от состава остальных призм при разбиении ячейки на 24 призмы.

3) Z3DB2 - программа моделирования выгорания в микрокампании реактора типа БН с учетом движения органов компенсации выгорания. Положение стержней вычисляется для заданной равномерной сетки по времени. Расчет прекращается при достижении решеткой КС верхней плоскости активной зоны.

4) Z3DB4 - программа моделирования микрокампании реактора типа БН с программированным движением органов компенсации выгорания по границам аксиальных расчетных слоев модели реактора.

5) система подготовки макроконстант CONSYST с библиотекой микроконстант БНАБ-90:

Кроме кодов из пакета PBP-3D, подробно описанных в главе, в системе DS_ICRW активно используется, но не сценарируются, следующие программные средства:

Ir- комплекс RHEIN- наработчик канальных распределений парциальных коэффициентов обратных связей по материалам активной зоны;

> комплекс программ и библиотек ABBN93+CONSYST+TRIGEX для сравнительных расчетов и наработки файлов 26 групповых макроконстант в формате FMAC1, которые альтернативным способом вводятся комплексами семейства Z3D для проведения согласованных расчетов.

Управление проблемным обеспечением подсистемы DSS_SCR задается сценарием моделирования инцидента НИПС, интерпретация которого выполняется набором пакетных процедур-драйверов, разработанных автором диссертации и приведенных в данной главе.

В шестой главе приведены проектные решения и описание программной реализации подсистемы анализа функционалов потока нейтронов DSS_ANL в составе системы DS_ICRW. Функционирование подсистемы основано на управлении переменным множеством таблиц многомерных функционалов (см. рис.5.) и сервисной базой данных для достижения целей анализа инцидента НИПС, обозначенных в главе 1.

Рис. 5. Иллюстрация метода анализа таблиц многомерных функционалов.

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 DS_ICRW 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 DSS_MDB, исполнены вычислительные сценарии в подсистеме DSS_SCR и проанализированы базы функционалов в подсистеме DSS_ANL для нескольких случаев инцидента НИПС в разных состояниях гибридной активной зоны в процессе выгорания топлива и извлечения разных поглощающих стержней (см. рис.6, и рис.7.).

Рис 6. Картограмма загрузки БН-600 с гибридной зоной, дифференцированная по зонам обогащения топлива

Рис 7. Разбиение гибридной зоны БН-600 на группы ТВС по признаку очередности выгрузки в стационарном режиме перегрузок. 1, 2, 3,4 - номера очереди выгрузки. Показаны ПС, для которых рассмотрен инцидент НИПС.

В состояниях ВОС (начало микрокампании) и МОС (середина микрокампании) изучены четыре случая инцидента НИПС со стержнями из группы КС и один случай с PC. В состоянии ЕОС (конец микрокампании) был рассмотрен только инцидент с PC. В каждом из трех состояний было рассчитано распределение мощностей ТВС при номинальном значении мощности реактора 1470 МВт. Эти распределения позволили ограничить количество исследуемых случаев инцидента НИПС (см. рис.7.).

В таблице 1. приведены кодировки групп ТВС и максимальные значения мощности ТВС в группах в состояниях ВОС, МОС и ЕОС. ТВС 008/040, принадлежащая группе MEZ_4 (3CO, свежезагруженная), имеет максимальную мощность во всех состояниях. ТВС 009/043 из той же группы имеет немного меньшую мощность, однако в ней обнаруживается максимальное значение начальной линейной нагрузки В окрестностях этих ТВС расположены ТВС с МОХ-топливом, которые также имеют в своих группах максимальные значения мощности. Анализ карт мощностей показал, что наиболее опасным стартовым состоянием является ВОС (требование исключить плавление топлива).

Пространственное распределение форм-фактора поля энерговыделения в активной зоне при заданном положении выдвигаемого ПС описывается массивом из 394x24x6«56-103 значений, где 394 - количество ТВС, 24 - количество аксиальных нодов по высоте активной зоны, 6 - количество контрольных объемов в элементарной гексагональной призме. Полная картина деформации форм-фактора поля энерговыделения для 13 положений выдвигаемого ПС описывается тринадцатью такими массивами, т.е. ~0.7-106 значений для каждого случая инцидента НИПС.

Деформация поля энерговыделения описывается сложной, трехмерной зависимостью, представляемой набором упомянутых выше массивов. Область основной локальной деформации сосредоточена в трехмерной окрестности выдвигаемого ПС и перемещается в направлении верхней плоскости активной зоны по мере его выдвижения.

В системе анализа DS_ICRW принят целевой способ описания деформации формы поля энерговыделения. Этот способ предполагает поиск тех характеристик деформации, которые дают входную информацию для последующего обоснования безопасности реактора в инциденте НИПС. К ним относятся

• зависимость форм-фактора локальной линейной нагрузки, удовлетворяющей назначаемому критерию отбора, от положения выдвигаемого ПС,

• координаты ТВС, твэла в ней и аксиального нода, в котором реализуется эта линейная нагрузка при каждом положении ПС,

• начальная линейная нагрузка в этом аксиальном ноде,

• глубина выгорания топлива в этом аксиальном ноде, темп роста соответствующей локальной нагрузки.

'M14SSN

»f1

Phc 8 Распределение мощности TBC в состоянии BOC

Таблица l

Максимальные значения мощности ТВ С (МВт) в группах TBC в состояниях ВОС, МОС, ЕОС Гр> пп,1 TBC кодир) ется XXX_Y, где XXX -код зоны топлива (LEZI ->ЗМО-1, LEZ2->3MO-2, MEZ->3CO, МОХ HEZ->3BO) а

Y означает очередность выгрузки TBC Kotohui РHZ - физическая зона, Cr (SA) - координата TBC (fft гексагонального ридл/мссто в pmj), PSA - мощности TBC

BOC МОС EOC

Pirz Гр\ ran Cr(SA) PSA PHZ Группа Cr(SA) PSA PHZ Гр\nni Cr(SA) PSA

LEZI LEZI 1 002ЛН1S 3 58 LEZI LEZI 1 002/005 3 69 LEZI LEZI 1 001ЛНИ) 3 83

LEZIj LEZI 1 «омом 3 58 LEZI LEZI 1 ТОЗЛШ 3 69 LEZI LEZI 1 00Г/Ш14 3X1

LEZI LEZI 2 002/006 3 73 LEZI LEZI 2 002/006 3 84 LEZI LEZI 1 ООЗЛМ9 3 83

LEZI LEZI 3 003/010 3 88 LEZI LEZI 3 003/010 3 99 LEZI LEZI 2 002/006 3 95

LEZI LEZI 4 002/007 4 06 LEZI LEZI 4 002/007 4 17 LEZI LEZI 3 001ЛЮЗ 4 13

LEZI LEZI 4 ООЗЛЮ8 4 06 LEZ2 LEZ2 1 005/013 3 68 LEZI LEZI 4 002ЛЮ7 4 27

LEZ2 LEZ2 1 005/013 3 59 LEZ2 LEZ2 1 005/018 3 68 LEZ2 LEZ2 1 005ЛЧЗ 3 77

LEZ2 LEZ2 1 005Л118 3 59 LEZ2 LEZ2 2 005/014 3 77 LEZ2 LEZ2 1 005A1I6 3 77

LEZ_2_ LEZ2 2 006/020 3 69 LEZ2 LEZ2 3 005/017 3 97 LEZ2 LEZ2 1 005/018 3 77

LEZ2 LEZ2 2 006/022 3 69 LEZ2 LEZ2 4 005/012 4 13 LEZ2 LEZ2 2 005/014 3 90

LEZ2 LEZ2 2 006/028 3 69 MEZ MEZ 1 008/015 3 90 LCZ2 LEZ2 3 (HIVOI7 4 05

LEZ2 LEZ2 3 005/017 3 88 MEZ MEZ 1 008/017 3 90 LEZ2 LEZ2 4 005Л112 4 19

LEZ2 LEZ2 4 005/012 4 04 MEZ MEZ 2 009/041 4 07 MEZ MEZ 1 008/017 3 97

MEZ MEZ 1 009/040 3 89 MEZ MEZ 3 008/039 4 31 MEZ MEZ 2 009/041 4 04

MEZ MEZ 2 009AÏ41 4 12 MEZ MEZ 4 008/040 4 42 MEZ MEZ 3 008/039 4 33

MEZ MEZ 3 008Л139 4 28 MOX MOX I 009/044 3 72 MEZ MEZ 4 009ЛМЗ 4 39

MEZ MEZ 4 008Л140 4 46 MOX MOX 2 009/026 3 67 MOX MOX 1 009Л144 3 67

MOX MOX l 009/044 3 76 MOX MOX 3 009/019 3 96 MOX MOX 2 009Д126 3 65

MOX MOX 2 010/014 3 72 MOX MOX 4 009/020 4 16 MOX MOX 3 009Л) 19 3 91

MOX MOX 2 010/044 3 72 HEZ HEZ 1 011/025 3 58 MOX MOX 4 009/020 4 16

MOX MOX 3 009/019 400 HEZ HEZ 2 011/047 3 72 HEZ HEZ 1 011/025 3 49

MOX MOX 3 010/045 400 HEZ HEZ 3 011/052 3 97 HEZ HEZ 2 Ol IAÏ47 3 62

mol MOX 4 010/046 4 17 HEZ HEZ 4 010/020 4 02 HEZ HEZ 3 Ol 1/052 3 85

HEZ HEZ 1 011/025 3 66 HEZ HEZ 4 0UV020 3 91

HE Z HEZ 2 011/047 3 81

HEZ HEZ 3 011/052 4 08

HEZ HEZ 4 010/020 4 13

Все эти характеристики определяются в каждой группе ТВС. Набор этих характеристик формирует карту «движения» точек (аксиальных нодов) с критериальными значениями линейной нагрузки в функции положения выдвигаемого ПС. Информация, содержащаяся в этих картах, вполне обозрима и является исходной для выделения ограниченного количества ТВС (твэлов) экспертами с целью проведения детального анализа поведения твэлов в инциденте НИПС. После идентификации твэлов, поведение которых показывает наибольшую скорость приближения к пределам безопасной эксплуатации, из базы данных трехмерной зависимости поля энерговыделения в инциденте извлекается набор (для всей совокупности положений ПС) аксиальных распределений энерговыделения для каждого из идентифицированных твэлов. Эта информация необходима для последующего детального анализа поведения этих твэлов.

В Приложении 4. приведена карта движения максимальных значений форм-фактора линейных нагрузок при извлечении поглощающего стержня CR1 (см. рис.8.) в состоянии ВОС.

В рамках подсистемы анализа системы DSJCRW могут быть сформированы подобные карты по другим критериям, требуемым экспертами по поведению твэлов. В проведенном анализе были использованы два критерия отбора: во-первых, максимум форм-фактора линейной нагрузки, во-вторых, максимум темпа роста форм-фактора линейной нагрузки.

Кроме того, подсистема анализа системы DS_ICRW допускает ввод временной зависимости амплитудного фактора, так что карты могут быть переформированы на абсолютные значения линейной нагрузки.

В состоянии ВОС были изучены пять случаев инцидента НИПС с поглощающими стержнями CR1<008/038> и CR2<008/042> из внешнего кольца КС, CR3<005/025> из внутреннего кольца КС, CRR - центральный КС и РС<003/014>. Анализ карт максимальной линейной нагрузки в течение инцидента для этой совокупности случаев показывает, что наиболее неблагополучным случаем оказывается случай CR1. Это обусловлено двумя причинами. Во-первых, реактивность, вводимая при извлечении этого ПС больше, чем при извлечении любого другого. Во-вторых, в окрестности CR1 расположены ТВС с максимальной начальной линейной нагрузкой или близкой к максимальной из всех физических подзон активной зоны. Первая причина ведет к тому, что фактор локального роста линейной нагрузки за счет деформации формы поля энерговыделения наибольший при извлечении CR1. Вторая причина означает, что увеличение абсолютного значения максимальной линейной нагрузки также будет наибольшим для ТВС в окрестности CR1.

На рис.9 изображена картина вариаций форм-фактора мощности ТВС, расположенных в окрестности CR1 для четырех его высотных положений. Позиции 2, 4, 7 и 13 соответствуют временам выдвижения CR1 при скорости выдвижения 0.5 см/сек равным 8.45 сек, 25.35 сек, 48.10 сек и 91.2 сек соответственно.

Наибольший рост форм-фактора максимальной линейной нагрузки тах{Рю} наблюдается в ТВС 009/043 из группы MEZ_4 и составляет (относительно начальной) 6.2% и 7.6% для позиций 7 и 13 соответственно. В

этой ТВС значение тах{Рю} равно 42.97 кВт/м. Одновременно, это значение оказывается глобальным максимумом Рю по всей активной зоне.

Характер деформации аксиального распределения форм-фактора линейной нагрузки Pf(z) от позиции выдвигаемого CR1 в ТВС009/043 показан на рис.10. В верхней части этого рисунка изображены кривые деформации Р[(:) для твэла, расположенного в последнем ряду твэлов у грани, противолежащей CR1. В нижней части рисунка тоже самое для твэла, непосредственно прилегающего к CR1.

Из рис. 10. видно, что темп роста форм-фактора линейной нагрузки при выдвижении CR1 зависит от положения твэла в ТВС. Наибольший темп роста наблюдается в верхней части твэлов, непосредственно прилегающих к выдвигаемому ПС. Анализ карты движения твэлов с максимальным темпом роста форм-фактора линейной нагрузки показывает, что относительная вариация на единицу введенной реактивности P[(z) меняется от~45% в начале движения CR1 до 30% к моменту времени -48 сек. Это означает, что вклад в рост линейной нагрузки за счет деформации поля энерговыделения в области верхних участков твэлов заметно превышает вклад за счет роста мощности реактора.

В области МОХ-топлива влияние деформации поля энерговыделения на рост максимальной линейной нагрузки немного ослаблено по сравнению с ЗСО из-за удаленности ТВС с МОХ-топливом от CR1.

Относительная вариация максимальной линейной нагрузки в ТВС с МОХ-топливом составляет величину -5.5% при выдвижении CR1 до седьмой позиции. Важно отметить, что максимальные значения PtF в начале инцидента для ТВС с МОХ-топливом заметно ниже таковых в ЗСО. В группах ТВС МОХ_1, МОХ_2, МОХ_3, МОХ_4 эти значения составляют 34.6, 34.8, 37.5 и 39.7 кВт/м соответственно.

Максимальные локальные деформации верхних участков твэлов в зоне с МОХ-топливом заметно, примерно в три раза, ниже таковых в ТВС из области ЗСО.

Случай инцидента НИПС с PC в состоянии ВОС не выявляет заметной деформации поля энерговыделения. Это обусловлено тем, что реактивность, вносимая выдвижением PC на 44% меньше реактивности CR1 в состоянии ВОС.

В этом случае влиянию деформации поля энерговыделения подвергаются ТВС из ЗМО. Наибольший вклад в рост максимальной линейной нагрузки наблюдается в ТВС 002/010 из группы LEZ1_4 (ЗМО, свежезагруженная) и он составляет 2% при полностью извлеченном PC. В ТВС из ЗСО и МОХ_зоны форм-фактор энерговыделения практически не меняется.

Из динамического анализа по программе DYNAN следует, что до момента срабатывания системы регистрации мощности реактора, максимальная температура топлива в каналах не достигает температуры плавления в рассмотренных случаях инцидента.

Дальнейшее обоснование безопасности инцидента НИПС в состоянии ВОС следует проводить на случае инцидента с CR1.

Позиция 2 ^^^^^зШ^Мйг^' ' ■ ожюом ^ ^ ■ оиюо.36 И 0.12(0 0-24 П 0.01 «о 0.12 и -0.101о 0.01 Позиция 7 " ^ " ' ^ " ^ д 0Л21о024 И -0.18)0 0 01

Позиция 4 (I -0181о 0.01 Позиция 13 " 5 0Ш1о012 ц -а 181о0 01

Рнс.9. Вариации мощности ТВС в окрестности стержня С1и.

Модель БН-600. Гибридная активная зона. Состояние "Начало микроцикла". Выдвижение КС <008/038>. Твэл <009/043_001/000>.

г [см]

нагрузки //"(г) от позиции ПС.

В конце главы приведен обзор результатов проведенного с помощью системы DS_ICRW автоматизированного анализа.

В заключении сформулированы основные результаты работы и направления развития системы DS_ICRW в систему нового поколения для анализа незащищенных аварийных процессов ATWS.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

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 DS_ICRW 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 DS_ICRW развиты и реализованы методы расчета параметров методологии, алгоритмы и критерии анализа твэльных распределений функционалов потока нейтронов в разных состояниях активной зоны в микрокампании, поиск штрафующего твэла для произвольной компоновки активной зоны автоматизированным способом.

4. В системе DS_ICRW 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 DS_ICRW собрана и проверена база сценарных моделей реакторов типа БН различной мощности для анализа инцидента НИПС.

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 DS_ICRW реализовано управление реляционными базами данных с переменным множеством таблиц многомерных функционалов и сервисными базами данных для достижения целей анализа инцидента НИПС.

9. В системе DS_ICRW реализован блок экспорта файлов в смежные предметные области такие, как динамический анализ, теплогидравлический расчет, анализ безопасности быстрого реактора.

10.В технологии анализа инцидента НИПС системы DSJCRW 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 DS_ICRW 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.

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

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Невиница А.И., Шиленко Б.Л. Интегрированная программная система -ИПРС: концепция и системная архитектура // Международный семинар «Расчетно-экспериментальное обеспечение исследований по безопасной ядерной энергетике и ее топливному циклу» Москва, МИФИ, Б/О "Волга", 5-9 сентября 1993.

2. Кокорев Б.В., Невиница А.И., Шиленко Б.Л. Математическое моделирование физических процессов в активной зоне реактора и опыт верификации программ динамики. // Сборник докладов секции динамики НТС МАЭ РФ, НИИТФ, Челябинск, 20-25 сентября, 1993.

3. Невиница А.И., Корниенко Ю.Н., Шиленко Б.Л. Development of a reactor installation data base for providing transients and accidents analysis in nuclear power installations (Разработка базы данных «Реакторная установка» для

анализа переходных и аварийных режимов на АЭС) // International Topic Meeting "Sodium Cooled Reactor Safety", v.2, pp. 14-23, Obninsk, Russia, October 3-7,1994.

4 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.

5 Суслов И.Р., Шиленко Б.Л., Комлев О.Г. Электронная версия ANL Benchmark Problem Book (книга тестовых моделей Аргонской национальной лаборатории, США) // Сборник трудов семинара «Нейтроника-95» Обнинск, 24-26 октября 1995.

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

7. 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.-22с.

8. Шиленко Б.Л. 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.

9. Шиленко Б.Л. Генератор базы типовых картограмм моделей быстрых реакторов GENMAP как компонента системы SLOG // Сборник трудов семинара «Нейтроника-98». Обнинск, ФЭИ, 1999.

10.Шиленко Б.Л., Воротынцев М.Ф., Коробейников В.В. Применение программного обеспечения системы DS_ICRW к анализу эволюции поля энерговыделения в реакторе типа БН в инциденте НИПС / Препринт ГНЦ РФ ФЭИ-2766. -Обнинск, 1999.

11.Шиленко Б.Л. Разработка перестраиваемой базы сценарных моделей системы DS_ICRW: Концепция и архитектура // Сборник трудов семинара «Нейтроника-99».- Обнинск, ФЭИ, 2000.

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

13 Шиленко Б.Л. Реализация подсистемы анализа функционалов потока нейтронов DSS_ANL в составе системы DS_ICRW // Сборник трудов семинара «Нейтроника-2001».-Обнинск, ФЭИ, 2002.

14.Кривицкий И.Ю. Бурьевский И.В. Воротынцев М.Ф., Шиленко Б.Л., Коробейникова Л.В. Анализ концепций активных зон быстрых реакторов, предназначенных для эффективной утилизации долгоживущих отходов / Доклад ФЭИ, инв.№47-10/469, на Технический комитет МАГАТЭ Германия, 2002.

15 Шиленко Б.Л., Коробейников В.В., Воротынцев М.Ф. и др. Программная система анализа DS_ICRW // Сборник трудов семинара «Нейтроника-2003».-Обнинск, ФЭИ, 2003

Подписано к печати 16.02.2004 г. Формат 60x84 1/16. Усл.п.л.0,7. Уч.-изд.л.1,3.

_Тираж 35 экз. Заказ №_

Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., ФЭИ.

is -6 938

Оглавление автор диссертации — кандидата 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 2003 год, диссертация по информатике, вычислительной технике и управлению, Шиленко, Борис Львович

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.

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].

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.

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 диссертация на тему "Программная система нейтронно-физического анализа инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня в быстрых реакторах"

Основные результаты диссертационной работы могут быть сформулированы следующим образом:

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.

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.

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

Библиография Шиленко, Борис Львович, диссертация по теме Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

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.

Похожие работы

Информатика, вычислительная техника и управление
05.13.00