автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Система программ расчёта параметров ядерной и радиационной безопасности внереакторного топливного цикла

003485830

На правах рукописи УДК: 621.039.51

Жердев Геннадий Михайлович

СИСТЕМА ПРОГРАММ РАСЧЁТА ПАРАМЕТРОВ ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ВНЕРЕАКТОРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Специальность 05.13.18 - математическое моделирование, численные

методы и комплексы программ

АВТОРЕФЕРА диссертации на соискание учейои^тепени ^

кандидата физико-математических наук

Обнинск-2009

003485830

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Государственном научном центре Российской Федерации -Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского»

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук,

А.М. Цибуля

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук,

профессор В.В. Коробейников

Ведущая организация: Институт проблем безопасного развит!

атомной энергетики РАН (ИБРАЗ г. Москва

Защита диссертации состоится 13 ноября 2009 г. в 10 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ ФЭ по адресу: 249030, Калужская обл., г. Обнинск, пл. Бондаренко, 1, 3! Учёного Совета ГНЦ РФ ФЭИ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

кандидат физико-математических наук, С.М. Зарицкий

Автореферат разослан

Ученый секретарь диссертационного совета доктор технических наук

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

Актуальность темы определяется потребностью обеспечить возможность проведения надёжных расчетов характеристик ядерной и радиационной безопасности с реалистичной оценкой погрешности результатов.

Оценка погрешности особо важна при расчётах критичности, так как с ней связан уровень ядерной безопасности всего ядерно-энергетического цикла.

Требования к точности при оценке радиационной безопасности гораздо ниже, однако и источников погрешностей таких расчётов намного больше. Поэтому чрезвычайно важно, чтобы расчёты источников излучений опирались на надёжную информационную базу, а при расчёте радиационных полей использовались современные высокоточные методы.

На современном этапе развития ядерной энергетики интерес к повышению надёжности расчётов, возможности оценки точности результатов ещё более увеличивается в связи с переходом на инновационный тип развития, в том числе в связи с развертыванием работ по совершенствованию ядерного топливного цикла.

Можно предположить, что актуальность, выносимой на защиту работы, будет повышаться по мере развертывания работ по замыканию ядерного топливного цикла, необходимого для устойчивого и безопасного развития ядерной энергетики.

Цель работы

Целью создания выносимых на защиту профилей CRITICALITY и DOSE-FIELDS системы СКАЛА являлось обеспечение возможности максимально надёжной оценки условий ядерной и радиационной безопасности при обращении со свежим и отработавшим ядерным топливом во внешнем топливном цикле атомной энергетики. Для достижения этой цели требовалось обеспечить:

• возможность проведения расчётов в обоснование ядерной безопасности с использованием различных высокоточных методов, реализованных в независимо разработанных программных кодах на основе единой константной базы (для выявления методических погрешностей и ошибок);

• возможность применения различных методов учёта гетерогенных эффектов (включая метод подгрупп и детальное описание структуры нейтронных сечений);

• автоматизированную оценку погрешностей расчётного предсказания критичности за счёт неточности используемых нейтронных данных и ядерных концентраций;

• оценку радиационной безопасности с применением расширенной библиотеки распадных данных путём расчёта на её основе интенсивности проникающих излучений, испускаемых радионуклидным источником произвольного состава;

• основательную верификацию вычислительной системы.

Разумеется, поставленная цель могла быть достигнута только при широком использовании уже разработанных программных средств и константного обеспечения. Задача автора диссертации заключалась в объединении этих средств для решения поставленной задачи и во внесении в используемые элементы системы необходимых усовершенствований и дополнений.

Научная новизна

Научная новизна определяется, главным образом, тем, что впервые разработана вычислительная система, позволяющая комплексно решать задачи ядерной и радиационной безопасности. Зарубежным аналогом системы СКАЛА является система SCALE, в последних версиях которой также предусмотрена оценка константной составляющей расчета критичности с использованием рассчитанных коэффициентов чувствительности и ковариационных матриц погрешностей констант, однако статистического анализа расчетно-экспериментальных расхождений для набора бенчмарк-экспериментов при этом не проводится. Существенно различаются и методики расчета коэффициентов чувствительности.

Программа SUBGRAN-2 впервые обеспечила возможность проведения мультигрупповых расчетов гетерогенных быстрых критсборок, в частности, критсборок БФС, с подгрупповым учетом эффекта резонансной самоэкранировки. До этого подгрупповые расчеты реализовывались в нашей стране только на уровне 26-групповых констант. За рубежом при расчете гетерогенных ячеек давно уже используется метод вероятностных таблиц -аналог метода подгрупп, однако программы, его реализующие (например, программа WIMS-6), являются коммерческим продуктом и в нашей стране до сих пор не использовались.

Впервые обеспечена возможность расчёта источников проникающих излучений на основе современной полной машинной библиотеки оцененных характеристик распада радионуклидов.

Модификация программы WIMS/D4 открыла возможность проведения инженерных проработок гетерогенных реакторов на тепловых нейтронов со смешанным уран-плутониевым топливом, с уран-ториевым топливом и др. на основе современных нейтронных данных с достаточно корректным учетом резонансных эффектов.

Практическая значимость

Практическая значимость состоит, прежде всего, в том, что система обеспечивает возможность проведения расчетов ядерной и радиационной безопасности с реалистичной оценкой погрешности расчетных результатов.

Выполненная модернизация программы WIMS открыла возможность её использования для расчетов тепловых реакторов с МОХ-топливом, что необходимо для решения проблемы вовлечения плутония в ядерный топливный цикл.

Авторская оценка практической значимости подтверждается:

• использованием профиля CRITICALITY в ряде лабораторий и в

отраслевом отделе ядерной безопасности ФЭИ;

• передачей профилей CRITICALITY и DOSE-FIELDS во ВНИИНМ;

• использованием программы WIMS/ABBN в НИИАР, НИТИ и ОКБМ;

• депонированием и сдачей системы СКАЛА на аттестацию НТЦ ЯРБ.

На защиту выносятся:

1. Усовершенствования системы константного обеспечения. выразившиеся:

• в разработке программ, обеспечивших возможность проведения расчетов с учетом резонансной самоэкранировки сечений в подгрупповом приближении (программа- SUBGRAN-2);

• во включении в систему константного обеспечения ковариационных матриц погрешностей групповых констант (библиотека МАКОВКА);

• в существенном расширении, по сравнению с БНАБ-90, библиотеки данных о характеристиках радиоактивных распадов (увеличено число нуклидов, включены данные о спектрах испускаемых излучений);

• в расширении возможностей программы подготовки констант WIMS/D4 и включении усовершенствованной программы -WIMS/ABBN - в константное обеспечение системы СКАЛА.

2. Профиль CRITICALITY. позволяющий рассчитывать критические параметры размножающих систем с одновременной оценкой константной составляющей погрешности коэффициента размножения, благодаря включению в профиль программ расчёта чувствительностей к константам и подсоединению к библиотеке ковариационных матриц погрешностей констант, а также благодаря выполнению обширных верификационных и валидационных исследований.

3. Профиль DOSE-FIELDS, позволяющий рассчитывать параметры, необходимые, для оценки радиационной обстановки вокруг установок химической переработки ядерного топлива, его транспортировки и пр., благодаря использованию современной расширенной (по отношению к БНАБ-

90) версии библиотеки распадных данных и расчету источников нейтронов и гамма-квантов с учетом различных путей образования этих излучений, а также верификации результатов в сравнительных расчётах и валидации на доступном экспериментальном материале.

Личный вклад автора состоял в следующем.

1. Разработка и реализация вычислительной системы СКАЛА.

2. Организация библиотеки ковариационных матриц погрешностей констант и обеспечение ее использования при оценке погрешностей расчетных предсказаний критичности.

3. Создание программ расчета основных функционалов нейтронных полей.

4. Разработка программы SUBGRAN-2 для проведения расчетов нейтронных полей с помощью обычных многогрупповых программ.

5. Разработка комплекса программ SOURCE для расчёта интенсивности излучений, испускаемых радионуклидным источником, включая участие в создании и верификации расширенной версии библиотеки распадных данных БНАБ-93.

6. Модернизация программы WIMS/D4, обеспечившая возможность ее применения для расчетов ячеек гетерогенных решеток с МОХ-топливом, с уран-ториевым топливом и т.п. на основе современных нейтронных констант.

7. Выполнение большого числа верификационных расчетов с использованием системы СКАЛА.

Публикации.

Основные результаты диссертации опубликованы в 22 работах, в том числе в 8 статьях в реферируемых российских журналах и международных изданиях [1-8], в 4 докладах, опубликованных в материалах международных и российских конференций [9-12], в трёх препринтах ФЭИ [13-15], в 6 тезисах докладов на российских и международных семинарах и совещаниях [16-21], в многотомном верификационном отчете по системе СКАЛА, переданном в Центр Организации Экспертиз Программ при НТЦ ЯРБ [22], а также в целом ряде отчётов ФЭИ.

Структура н объем диссертации.

Диссертационная работа состоит из введения, трёх глав, заключения и трёх приложений. Основной текст диссертации изложен на 173 страницах, приложения приведены на 15 страницах. Диссертация содержит 33 рисунка, 40 таблиц и список литературы из 140 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Введение.

Диссертация посвящена работе, которая выполнялась на протяжении 10 лет в лаборатории анализа интегральных экспериментов и реакторных констант.

Анализ интегральных экспериментов важен для верификации рекомендуемых ядерных констант. При верификации требуется использовать наиболее точные из существующих программ. При этом для оценки методической составляющей расчётной погрешности требуется использовать программы, реализующие различные методы расчёта.

Для того, чтобы проводить такие расчёты, необходимо обеспечить множество связей между расчётными модулями, программами подготовки констант, программами расчета нейтронных и фотонных полей и их функционалов и различными библиотеками данных.

Организации таких вычислений, созданию гибких программных комплексов - профилей - и соответствующему константному обеспечению и посвящена настоящая диссертация.

Глава 1. Принципы организации и структура системы СКАЛА

Эта глава посвящена краткому изложению принципов организации системы СКАЛА и описанию структуры системы, а также усовершенствованиям в константной системе БНАБ, которая является базовой для вычислительной системы СКАЛА.

Создание системы СКАЛА продиктовано необходимостью, с одной стороны, повысить качество и достоверность расчётов путём применения разных программ, использующих разные высокоточные методы и изготовленных разными авторами, а с другой - иметь возможность провести валидацию и верификацию всего комплекса в целом.

Формально СКАЛА - это система библиотек, расчётных модулей, программ обработки и форматирования, а так же программ-профилей (о которых будет сказано ниже).

На рисунке 1 представлена базовая схема вычислительной системы.

Рисунок 1 - Схема системы

Для решения любой задачи, поставленной перед системой СКАЛА, требуются многочисленные данные. Это нейтронные или фотонные константы, характеристики распада радионуклидов, ковариационные матрицы погрешностей и пр. Библиотеки этих данных образуют первую группу элементов системы. Вторую группу образуют программы подготовки этих констант к расчёту (препроцессинг и форматные преобразования). Третья группа включает программы расчёта нейтронных и(или) фотонных полей с использованием различных высокоточных методов (Sn-метод, метод Монте-Карло с мультигрупповым или детальным учётом структуры сечений). Четвертую группу образуют программные модули, вычисляющие различные функционалы полей излучения и пятую группу - программы анализа расчётных результатов и программы управления циклическими вычислениями.

Для решения каждой конкретной задачи требуется создать программный комплекс, включающий элементы каждой группы. Комбинаций таких элементов может быть достаточно много. В системе СКАЛА организация программных комплексов из имеющихся в системе элементов осуществляется по заданию пользователя с помощью так называемых профилей.

Профиль - это написанный на языке системы алгоритм последовательной или циклической проработки модулей, ориентированный на решение поставленной прикладной задачи. Профиль обеспечивает все необходимые связи между модулями, управление и контроль правильности выполнения программ и пр. Для решения поставленной задачи профиль по желанию расчётчика формирует из включённых в систему программ тот или иной программный комплекс. Профили решают конкретные задачи:

профиль BURNUP решает задачу эволюции нуклидного состава топлива в процессе выгорания;

профиль AJUSTMENT служит для определения критического параметра; профиль INDECS используется для корректировки констант на основе анализа данных интегральных экспериментов;

профиль CRITICALITY - для оценки ядерной безопасности на различных этапах внешнего и станционного внереакторного топливного цикла.

профиль DOSE-FIELDS - для расчёта радиационных характеристик при работе с ядерными материалами.

Два последних профиля выносятся автором на защиту. Как отмечалось, все профили, включенные в систему СКАЛА, обладают общим константным обеспечением, в которое автором внесён целый ряд усовершенствований. Об этих усовершенствованиях, также выносимых на защиту, рассказывается в первой главе диссертации, поскольку они используются не только в профилях CRITICALITY и DOSE-FIELDS.

Константное обеспечение.

Базой константного обеспечения системы СКАЛА является 299-групповая система констант БНАБ-93. В это константное обеспечение было внесено четыре существенных усовершенствования.

Первое нововведение - это включение в систему константного обеспечения модифицированной программы WIMS. Исходная программа -WIMS-D4 - была создана в Великобритании более 30 лет назад и до сих пор широко используется во всём мире для подготовки констант для расчёта гетерогенных тепловых реакторов с урановым топливом. Главной задачей модификации этой программы для системы СКАЛА являлось обеспечение возможности её применения для расчётов реакторов со смешанным уран-плутониевым топливом (МОХ-топливом). Одной из главных проблем при этом явилось обеспечение учёта резонансной самоэкранировки сечений низколежащих резонансов изотопов плутония (область энергий ниже 4 эВ в WIMS-D4 считается «тепловой» и учёт резонансной самоэкранировки сечений в ней не предусматривался). Решение этой проблемы потребовало существенных структурных изменений программы. Структурных изменений потребовал и учёт реакций (п,2п), важный для корректного учёта нуклидного состава выгоревшего МОХ-топлива, и ряда других эффектов. В процессе переработки программы WIMS все эти проблемы были разрешены. При этом все нейтронные данные были пересмотрены на основе библиотеки оцененных данных ФОНД-2 (лежащей в основе системы констант БНАБ-93). Модифицированная программа, получившая название WIMS-ABBN, включенная в состав константного обеспечения системы СКАЛА, прошла основательную верификацию на международном уровне и признана пригодной для расчёта реакторов и с урановым, и с уран-ториевым, и с МОХ-топливом. При включении в СКАЛУ WIMS-ABBN подключена к стандартному формату ANISN и может использоваться совместно со всеми расчётными модулями, включёнными в систему.

В таблице 1 в качестве примера приводится сравнение результатов расчёта кт для гетерогенных решеток с урановым и МОХ-топливом, выполненных по различным зарубежным программам, участвовавшим в международном тесте, и по WIMS-ABBN.

Таблица 1. - Сравнение результатов расчётов кт для гетерогенных решеток с урановым и МОХ-топливом различными участниками теста OECD.

Программа Лаборатория Урановое топливо МОХ-топливо

Среднее значение 1.3876 1.2198

MCNP Cadarashe -0.2 % -0.1 %

TRIPOLY Saclay 0.3 % 0.7 %

SCALE-4.2 Delft -0.17% 0.21 %

APOLLO-2 Cadarache 0.16% 0.07 %

LWR-WIMS Winfrith 0.03 % -0.24 %

WIMS-D Ljubljana 0.25 % -

WIMS-ABBN IPPE, Obninsk - ОЛТ/, - о. /3%

На рис 2. Приведена модифицированная схема образования младших актинидов в процессе выгорания топлива.

Надо отметить, что в \VIMS-ABBN предусмотрен также учёт изменения изотопного состава диспрозиевых, эрбиевых, гадолиниевых, гафниевых и европиевых поглотителей.

Другим усовершенствованием системы константного обеспечения, является разработка программы 8ЦВ011АМ-2, позволившей использовать включённые в систему многогруппове программы нейтронных расчётов для учета пространственной зависимости резонансной самоэкранировки сечений в гетерогенных системах в подгрупповом приближении.

Метод подгрупп, предложенный М.Н.Николаевым в 60-е годы, давно уже используется в нейтронных расчётах как в нашей стране, так и за рубежом,

однако во всех этих применениях расчёты выполнялись (и выполняются) с помощью специальных подгрупповых модулей. Современные возможности вычислительной техники позволяют организовать подгрупповые расчёты с помощью обычных многогрупповых программ. Эта возможность и была реализована в системе СКАЛА с помощью программы 8иВОТ1АМ-2, подготавливающей макроскопические подгрупповые константы для зон гетерогенной системы и записывающей их в стандартном формате АМБН к которому "привязаны" все включенные в СКАЛУ программы расчёта нейтронных полей. Важно, что при этом и расчёт необходимых функционалов нейтронных полей - в том числе и таких сложных, как, скажем, коэффициенты чувствительности - проводится в подгрупповом приближении с помощью стандартных многогрупповых программ обработки.

Практически наиболее важной потребностью в применении подгруппового приближения являлся анализ интегральных экспериментов на стенде БФС. В таблице 2 для примера приведены результаты расчёта кт для двух сборок БФС, в которых исследовались среды с к„, близким к единице. Видно, что учёт пространственной зависимости резонансной самоэкранировки методом подгрупп приводит к результатам, существенно отличающимся от случая, когда резонансная самоэкранировка учитывалась в гомогенном приближении, и весьма близким к результатам расчётов по программе МСОТ с детальным учётом структуры нейтронных сечений.

Таблица 2 - Оценка эффекта резонансной гетерогенности в сборках БФС

Критсборка К Ддя Эффект гетерогенности кт (гет)- кт (гом)

гомогенной ММККЕИО ММККЕШ МСМ>

среды Гомогенная Подгрупповой Детальный

блокировка. расчёт. учёт хода сечений.

БФС-38-2 1.0013 1.71% 2.25% 2.10%

БФС-31-4 0.9886 1.60% 1.99% 1.91%

Третьим важным усовершенствованием явилось введение в систему константного обеспечения БНАБ ковариационных матриц погрешностей групповых констант (библиотека МАКОВКА). Был разработан формат этой библиотеки, библиотека была заполнена, верифицирована и теперь используется в профиле СШТГСАЫТУ для оценки константной составляющей погрешности к^, осуществляемой одновременно с получением самого

коэффициента размножения и многих других нейтронно-физических характеристик. Библиотека МАКОВКА включает также ковариационные матрицы, полученные путем корректировки констант на основе статистического анализа наборов интегральных экспериментов с помощью

системы 1Ж)ЕС8'. Использование этих матриц ведёт к существенному снижению расчётных погрешностей.

Четвёртым усовершенствованием константного обеспечения является кардинальное расширение библиотеки распадных данных системы БНАБ. Если в прежней версии - БНАБ-78 - содержались данные для нескольких десятков радионуклидов, то в версии БНАБ-93, включённой в СКАЛУ, приводятся данные более, чем для полутора тысяч нуклидов. Существенно, что в отличие от прежней версии библиотека содержит не только периоды полураспада, коэффициенты ветвления и энерговыделения, но также выходы и энергетические спектры всех видов излучений, испускаемых при радиоактивных распадах.

Глава 2. Профиль СМТТСАЫТУ - обеспечение расчетов в обоснование ядерной безопасности

Профиль етТЮАЫТУ рассчитывает коэффициент размножения нейтронов, а также константные составляющие погрешностей по исходной системе констант, по системе констант которую можно получить, если откорректировать эту систему констант по набору критических экспериментов вычислив смещение, которое получится в результате корректировки.

Профиль СШ'ПСАЫТУ решает следующие задачи:

1. Расчет коэффициентов размножения для серии расчетных заданий на основе определенной пользователем версии 299- групповых констант БНАБ с помощью выбранной пользователем расчетной программы. Предусматривается возможность учета резонансной самоэкранировки сечений в подгрупповом приближении.

2. Расчет коэффициентов чувствительности коэффициента размножения к использовавшимся при расчете константам и, если требуется, занесение их в архив для последующего использования.

3. Расчет набора линейных функционалов нейтронного потока (скоростей реакций, спектральных индексов и т.п.) и занесение их, если требуется, в архив для последующего использования.

4. Расчет константной составляющей погрешности расчета коэффициента размножения на основе определенного пользователем варианта ковариационной матрицы погрешностей нейтронных констант из библиотеки МАКОВКА.

5. Расчет составляющей погрешности коэффициента размножения, обусловленной заданными пользователем (или определёнными по умолчанию) погрешностями ядерных концентраций, указанных в расчетных заданиях, а также и полной погрешности результатов расчета.

' Мантуров Г.Н., Система программ и архивов ИНДЭКС. - Вопросы атомной науки и техники. // Серия: Ядерные константы. Выл. 5(59), М. 1984, с. 20.

При расчётах по профилю, как правило, используется стандартная система констант БНАБ, но возможна и подготовка макроконстант с помощью \VIMS-АВЬШ. Расчёты могут проводиться как в групповом так, и в подгрупповом приближении. При расчётах может быть использована любая из программ решения уравнения переноса из включённых в систему.

На рисунке 3 изображена схема профиля СШТЮАЫТУ.

Рисунок 3 - Схема профиля СЯШСАЫТУ.

В качестве расчётных используются широко известные программы Т\УООАШ\ КЕЫО, ММК, МСЫР. Результаты расчёта нейтронных полей передаются через специально разработанный обменный файл в программы расчёта функционалов. Программы КЕЖ) и ММК имеют специальные варианты, в которых с помощью специального алгоритма, разработанного А.А. Блыскавкой, параллельно с коэффициентом размножения рассчитываются и его производные по макроконстантам. При использовании программы TWODANT эти производные рассчитываются по теории возмущений как билинейные функционалы потока и ценности.

Производные коэффициента размножения по макроконстантам зон реактора ЗАг^/ЗЕ*,. используются в качестве входных данных для расчёта коэффициентов чувствительности кеМ к микроконстантам нуклидов, входящих в состав реактора - к полному сечению (а^ /к\дкеЛ /<Э <х*), к сечениям захвата (сД,¡кед-\дкедIда*,), деления (^¡¡к^дк^/дст^,), неупругого рассеяния

/Урке//1 д а*,), к числу вторичных нейтронов деления

* /\дке1Г /9 V/ ), к средней энергии спектра деления (Д /кеЛ ]ркеЖ /Э ) и к среднему косинусу угла упругого рассеяния (д/, / кеЛ- \дке^/д д/,). Рассчитываются также коэффициенты чувствительности к ядерным

концентрациям При расчёте коэффициентов

чувствительности к нейтронным константам принимается во внимание, что изменение полного сечения одного из нуклидов, входящих в состав зоны реактора, влечёт за собой изменение групповых сечений других нуклидов за счёт изменения факторов резонансной самоэкранировки.

При расчёте коэффициентов чувствительности используется методика, разработанная К.Ф.Раскач2, с введением в неё ряда усовершенствований.

В профиле СШТ1САЬПТ коэффициенты чувствительности используются, для оценки константной составляющей погрешности расчётного значения и

составляющей, обусловленной неточностью знания ядерных концентраций:

А к.

я

"■ей

= ,111

у g,g' Г у

ч*,

V

ч )

ог'Аг'

Лег*'

А к.

я

"■'Я

и т,т 1,1

">,т дкем

дс!.п

V с'.™ У

Р,.т

Ас,,

С1>' )

Относительные погрешности нейтронных микроконстант (Аст^/ст/,) и коэффициенты корреляции между ними р*'//' читаются из библиотеки

МАКОВКА. Коэффициенты чувствительности рассчитываются для того же группового разбиения, в котором погрешности констант представлены в библиотеке МАКОВКА. Обычно используемые погрешности групповых констант БНАБ-93 представлены в 30-групповом представлении. Погрешности ядерных концентраций {&с1т/с1т) и коэффициенты корреляции между ними должны быть заданы пользователем; в противном случае для них по умолчанию будут приняты консервативные оценки.

Коэффициенты чувствительностей используются также в комплексе 1Ж)ЕС8, осуществляющем корректировку групповых констант на основе анализа расчётно-экспериментальных расхождений величин, измеренных в представительном наборе макроэкспериментов.

На рисунке 4 представлена схема работы профиля СШТ1САЫТУ совместно с профилем 1№)ЕС8. На первом этапе для отобранного набора критических экспериментов, результаты которых занесены в библиотеку ЬЕМЕХ, рассчитываются коэффициенты чувствительности и заносятся в библиотеку ЬБЕИБ. Далее, используя метод максимума правдоподобия, профиль ГМОЕСБ определяет такие смещения групповых констант, которые обеспечивают согласие между расчётными и экспериментальными данными в пределах экспериментальных погрешностей. При этом определяется и

2 Раскач К.Ф., Методика и комплекс программ расчёта коэффициентов чувствительности Кэфф к нейтронным данным на основе кинетического уравнения.// Диссертация на соискание степени кандидата физико-математических наук, Обнинск, ФЭИ 2004.

ковариационная матрица погрешностей откорректированных констант. Эта ковариационная матрица и найденные смещения могут быть занесены в библиотеку МАКОВКА и затем использоваться для оценки погрешностей расчетного предсказания критичности реальных размножающих систем и смещений, которые надо внести в рассчитанные ке)) для учёта корректировки

констант. Описанная процедура позволяет существенно повысить точность расчётного предсказания (что показано, в частности, в диссертации Т.Т. Ивановой3 на примере размножающих систем с высокообогащенным ураном).

Рисунок 4 - Схема работы профиля CRITICALITY совместно с профилем

INDECS.

Использование программы ADJUST, написанной автором, позволяет с помощью любой из включенных в профиль программ расчёта ke¡¡ определять

значения критических параметров.

На сегодня профиль CRITICALITY прошел основательную верификацию путём сравнения с результатами расчётов тестовых задач, выполненными по другим расчётным программам на основе других констант. Выполнена также валидация профиля путём анализа расчётно- экспериментальных расхождений для большого числа бенчмарк-экспериментов, включённых в известным международный справочник ICSBEP Handbook4. Результаты валидационных и верификационных расчётов для размножающих систем с плутониевым

3 Иванова T.T., Оценка погрешности расчётного предсказания критических параметров размножающих систем с высокообогащённым ураном,// Диссертация на соискание степени кандидата физико-математических наук, Обнинск, ФЭИ, 2004.

4 International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. NEA Nuclear Science Committee.// NEA/NSC/DC>C(95)03 Sept. 2006 Edition (CD-ROM)

топливом приведены в верификационном отчёте по системе СКАЛА [22] и в сокращённой форме даны в диссертации.

Насколько можно судить, на сегодняшний момент ни в России, ни за рубежом не имеется вычислительных средств, позволяющих оценивать погрешности расчёта критичности одновременно с расчётом самого коэффициента размножения, как это возможно с помощью профиля CRITICALITY.

Глава 3 - профиль DOSE-FIELDS - обеспечение расчетов в обоснование радиационной безопасности аппаратов внешнего топливного Цикла

Этот профиль рассчитывает поля нейтронов и гамма квантов от различных радионуклидных источников, находящихся внутри оборудования и аппаратов, используемых на разных этапах внереакторного топливного цикла - внешнего и станционного.

Прежде всего по заданному радионуклидному составу рассчитываются характеристики источника:

- интенсивность и спектр гамма-квантов источника в 127 группах;

- интенсивность и спектр нейтронов в 299 группах (с учётом нейтронов спонтанного деления и нейтронов, испускаемых в (а,п)- реакциях;

- энерговыделение в источнике радиоизлучений.

Далее рассчитываются поля гамма-квантов и нейтронов за пределами рассчитываемых объектов.

На рисунке 5 показаны блоки системы СКАЛА, участвующие в этих расчётах.

Рисунок 5 - Схема профиля DOSE-FIELDS.

Расчёты полей могут быть произведены по любым многогрупповым программам включённым в систему, а именно: ММК, КЕЫО, Т'\УООАЭТ. Программы КЕИО и ММК были несколько модифицированы для обеспечения возможности расчётов с источником.

Расчёты полей излучения проводятся с использованием стандартных констант БНАБ-93.

Разработка профиля DOSE-FIELDS потребовала модификации библиотеки распадных данных, и ранее присутствовавшей в системе констант БНАБ. Фактически была создана новая библиотека, о которой рассказывалось в главе 1. В главе 3 изложены алгоритмы расчёта упомянутых выше характеристик радионуклидного источника, используемых в специально разработанной программе SOURCE.

При расчете интенсивности и спектров фотонного излучения в этой программе учитываются все составляющие: гамма кванты и рентгеновские лучи, которые образующиеся непосредственно при радиоактивном распаде и спонтанном делении, тормозное излучение, образуемое моноэнергетическими и бета-электронами, позитронное тормозное излучение.

В расчёте нейтронного излучения учитываются как нейтроны спонтанного деления, так и нейтроны, образованные в результате реакции (а,п) на лёгких ядрах. Для расчёта последних в SOURCE включена программа NEDIS5.

Необходимый для расчёта изотопный состав радионкулидного источника может быть определён входными данными, но в ряде случаев его можно рассчитать средствами системы СКАЛА. В частности, для получения изотопного состава облучённого топлива в профиле DOSE-FILDS предусмотрено использование блока WIMS-ORIGEN. Программа WIMS/ABBN рассчитывает накопление и выгорание важных для нейтронной физики реактора актинидов и продуктов деления в течение компании, a ORIGEN на основе расчётов WIMS параллельно рассчитывает детальный изотопный состав продуктов деления, что важно для оценки радиационной обстановки. Результаты расчётов через обменный файл поступают в расчёт источника.

Профиль DOSE-FILDS прошел основательную верификацию на системе тестов и валидацию на основе доступных экспериментальных данных (главным образом, по характеристикам радионуклидных источников, а также по спектрам и выходам нейтронов (а ,п)-реакций).

Примером практического применения профиля DOSE-FIELDS явилась калибровка разработанного в ГНЦ РФ ФЭИ прибора для неразрушающего контроля глубины выгорания в отработавших ТВС реактора РБМК, извлекаемых из пристанционного хранилища. Было рассчитано отношение интенсивностей главных гамма-линий цезия-137 и бария-134 в месте регистрации в зависимости от глубины и времени выгорания и выдержки. В качестве альтернативного метода регистрировалась нейтронная активность ТВС. Её зависимость от глубины выгорания с учётом всех источников нейтронов также была рассчитана по профилю DOSE-FIELDS.

5 Власкин Г.П., Рогожкин В.Ю. Описание программы ЫН013, включенной в систему программ СКАЛА для расчета спектров нейтронов, образующихся в (а,п)-реакциях на ядрах лёгких элементов.// Отчёт Научно-технической ассоциации АКТИС, 2000г.

Насколько можно судить, на сегодняшний момент в России нет другого программного комплекса, позволяющего оценивать параметры радиационной обстановки в окрестности оборудования внешнего топливного цикла на основе полного набора современных ядерных данных с помощью высокоточных программ расчёта полей излучения; поэтому, по всей видимости, по мере развития работ по замыканию ядерного топливного цикла, потребность в профиле DOSE-FIELDS будет возрастать.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

Цель работы, указанная во введении, достигнута. Разработана система программ, позволяющая комплексно решать задачи расчёта параметров, необходимых для анализа ядерной и радиационной безопасности при работе с топливными материалами и оборудованием на разных этапах внешнего и станционного - внереакторного топливного цикла. Система верифицирована и внедрена в практику. С её использованием выполнен цикл работ, результаты которых опубликованы в [1-22].

Для анализа ядерной безопасности создан профиль СШ'ПСАЫТУ.

1. Это позволило надёжно рассчитывать критические параметры размножающих систем за счёт того, что:

• реализована возможность в рамках только одной системы оценивать методические ошибки и погрешности за счёт применения различных высокоточных методов, реализованных в независимо разработанных программных кодах на основе единой константной базы.

• в системе константного обеспечения реализован учёт резонансной самоэкранировки сечений в гетерогенном случае при использовании любых программ расчёта нейтронных полей, имеющихся в системе, в подгрупповом приближении (программа- 8ИВС11АН-2). До настоящего времени применялась либо приближённая оценка, либо крайне трудоёмкая, а посему редко используемая процедура, основанная на детальном слежении за сечениями в методах Монте-Карло, либо использовался подгрупповой подход в специализированных программах, что сужало область применения;

• в систему подготовки констант включена программа "ШМ8/АВВМ. По сравнению с прототипом \VIMSZD4, существенно расширены её возможности и полностью обновлены библиотеки нейтронных данных, соответствующих БНАБ-93. Это позволило иметь код для подготовки констант одним из широко известных и отлаженных методов, что повышает качество расчётов за счёт применения более точного решения и, в свою очередь, позволяет оценить методическую погрешность, связанную с подготовкой констант к расчёту.

2. Появилась возможность одновременно с расчётом оценивать погрешности коэффициента размножения, связанные с неточностью знания нейтронных констант и изотопного состава материалов реактора в трёхмерной геометрии, за счёт того что:

• в профиль включены модифицированные модули комплекса MMKKENO, позволяющие рассчитывать производные k-eff по макроконстантам;

• в профиль включены программы расчета коэффициентов чувствительности и усовершенствовны методы расчёта;

• в систему константного обеспечения БНАБ введена библиотека МАКОВКА ковариационных матриц погрешностей групповых констант. Разработан формат этих данных, а сама библиотека заполнена, проверена и верифицирована.

• в профиль введен комплекс программ, позволяющий понижать константную составляющую погрешности расчёта коэффициента размножения путём корректировки констант на основе анализа расчётно-экспериментальных расхождений для представительного набора оцененных критических экспериментов

3. Проведённые обширные верификационные и валидационные исследования продемонстрировали высокую степень согласия с результатами критических экспериментов, выполненных в разных странах, с разными топливными материалами в максимально широком спектральном диапазоне.

Для анализа радиационной безопасности создан профиль DOSE-FIELDS.

1. Это позволило надежно оценивать радиационную обстановку вокруг установок хим-переработки ядерного топлива, его транспортировки и т.д., благодаря:

• использованию, в системе констант, современной расширенной по сравнению с предыдущей версией БНАБ-78, библиотеки данных о характеристиках радиоактивных распадов, в которой: увеличениено число нуклидов с нескольких десятков до более чем полутора тысяч , включены новые данные о спектрах испускаемых излучений.

• реализации во включенной в профиль программе SOURCE методов расчета источников гамма- и нейтронного излучения, учитывающих различные пути образования этих излучений (тормозное излучение, (а,п)- реакции и пр.);

• проведению верификационных и валидационных исследований, на основе сравнения с данными независимых расчетов и имеющимися экспериментальными данными.

• включению в систему программы WIMS/ABBN и её усовершенствованной библиотеки в месте с программой ORIGEN, позволишему проводить расчёты изотопного состава отработанного топлива для расчёта источников радиоактивных излучений.

Разработка профилей CRITICALITY и DOSE-FIELDS потребовала внесения в константное обеспечение системы СКАЛА существенных усовершенствований, которые и были сделаны. Эти изменения описаны выше.

К настоящему времени опыт практического использования системы охватывает более тысячи критических конфигураций, имеющих различное геометрическое строение и спектры нейтронов.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Жердев Г.М., Цибуля A.M., Аннотация комплекса WIMS/ABBN.// ВАНТ. Сер. Ядерные константы, 2000, вып.2, (стр.79-83)

2. Власкин Г.Н., Жердев Г.М., Рогожкин В.Ю., Николаев М.Н. и др., Расчет интенсивности источников радиационных излучений (программа SOURCE).// ВАНТ.Сер.Физика ядерных реакторов, 2002,вып.4.(стр.39-60)

3. Гомин Е., Жердев Г., Майоров Л., Павловичев А. и др. COMPUTATIONAL METHODS AND DATA.// Neutronics benchmarks for the unitization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3, p. 3-1

4. Багрецова Т.И., Декусар B.M., Жердев Г.М., Калашников А.Г. и др., Discrete Ordinates and Monte Carlo Calculations.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3 p. 4-9

5. Багрецова Т.И., Декусар B.M., Жердев Г.М., Калашников А.Г. и др., Collision probability cell and assembly (WIMS-ABBN) calculations.// Neutronics benchmarks for the unilizationof mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3, p.4-205

6. Багрецова Т.И., Жердев Г.М., Чижикова 3.H., Декусар В.М. и др., Fine mesh diffusion theory assembly/core (TRIANG-PWR) calculations.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3, p 4-245

7. Алексеев Н.И., Декусар B.M., Жердев Г.М., Юдкевич М.С., и др., EXPERIMENTAL BENCHMARKS.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3, p. 5-1

8. Жердев Г.М., Николаев C.A., Хомяков Ю.С. и др. Разработка программного обеспечения обработки результатов измерения выгорания и изотопного состава ОТВС.// Отчет концерна «Росэнергоатом», Инв. № 8483/01 ОТ - М., 2004.

9. Блыскавка А.А., Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Раскач К.Ф., Цибуля A.M., Use of the

SKALA code pakage for computing criticality and its uncertainty.// "ICNC 2007", St. Peterburg, 2007, (pp.373-376)

10. Жердев Г.М., SKALA - The computing system for an estimation of nuclear and radiation safety.// Proc. Int. Conf. "M&C 2005", Avignon, France, September 12-15, 2005, on CD-ROM - sect. 315

11. Жердев Г.М., Забродская C.B., Кощеев B.H., Цибуля A.M., Библиотека WIMS/ABBN, полученная на основе файлов оцененных данных ФОНД2.2.// Сб. трудов

Международного Молодёжного Ядерного Конгресса 2000 (IYNC2000), Братислава, 2000, на CD-ROM, секция «Fuel Cycle Challenges», Доклад №16.

12. Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M., Применение системы СКАЛА для расчётов критических характеристик и оценки точности расчётных результатов.// Сб. трудов XV семинара по проблемам физики реакторов «Волга 2008», 2008 (стр.68)

13. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Блыскавка A.A., Аннотация вычислительной системы СКАЛА.// Препринт ФЭИ-2960, Обнинск, 2001.

14. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Поляков А.Ю., Хомяков Ю.С., Формирование констант в формате ANISN с подгрупповым учетом резонансной структуры сечений.// Препринт ФЭИ-2903, Обнинск, 2001

15. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Цибуля A.M., SUBGRAN-2 - Программа подготовки макроконстант для расчётов в подгрупповом приближении.// Препринт ФЭИ-3050, 2005.

16. Жердев Г.М., Николаев М.Н., A.M.Цибуля, Валидация утилизации оружейного плутония в ВВЭР. Тестовые модели. Расчеты.// Международное рабочее совещание. Обнинск, апрель 1995

17. Жердев Г.М., Забродская C.B., Библиотека WIMS/ABBN, полученная на основе файлов оцененных данных ФОНД2.2.//Материалы рабочей группы МАГАТЭ, Февраль, 1999, F1 RC 733

18. Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Цибуля A.A. и др., Верификация системы WIMS/ABBN и CONSYST/ABBN по расчетным бенчмаркам в рамках программы BURNUP CREDITV/10-й международный Симпозиум по физике и безопасности ВВЭР -сентябрь 2000.Москва,

19. Жердев Г.М., Забродская C.B., Современный статус библиотеки WIMS, сформированной и тестированной в ГНЦ РФ ФЭИ.// Материалы рабочей группы МАГАТЭ, Аргентина, август 2000, F1 RC 733.2

20. Жердев Г.М., Рожихин Е.В., Система WIMS/ABBN - современное состояние.// Материалы рабочей группы МАГАТЭ, Вена, ноябрь 2001, STI/PUB/1264

21. Жердев Г.М., Прохорова H.A., Система СКАЛА - дальнейшее развитие.// Материалы Симпозиума «Диснай-2004» http://www.dysnai.org/Reports/2000-2004/2004/2004.rar

22. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Цибуля A.M. и др., СКАЛА - Система Компьютерного Анализа для Лицензирования ядерной и радиационной безопасности на предприятиях Атомной промышленности.// Центр Организации Экспертиз Программ НТЦ ЯРБ.

Содержит следующие разделы:

Часть 1. Описание библиотек ядерных данных БНАБ-93.2 и алгоритмов их

переработки для использования в расчетах.// Инв. ОФАП № 3810 от 27.01.2003 г.

Часть 2. Вычислительные программы.// Инв. ОФАП № 3811 от 27.01.2003 г.

Часть 3. Инструкция пользователя.// Инв. ОФАП № 3809 от 27.01.2003 г.

Часть 4. Валидация и верификация расчетов в обоснование ядерной безопасности.//

Инв. ОФАП № 3812 от 27.01.2003 г. Часть 5. Верификация и валидация расчетов радиационной обстановки.// Инв. ОФАП

№ 3813 от 27.01.2003 г. Часть 6. Отчет о верификации.// Инв. ОФАП № 3814 от 27.01.2003 г. Аннотация.// Инв. ОФАП № 3814 от 27.01.2003 г. Проект паспорта ПС.//Инв. ОФАП № 3808 от 27.01.2003 г.

Подписано к печати 28.09.2009 г. Формат 60x84 1/16. Усл.п.л.0,6. Уч.-изд.л.1,1. Тираж 60 экз. Заказ № 684

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

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 ПРИНЦИПЫ ОРГАНИЗАЦИИ И СТРУКТУРА СИСТЕМЫ СКАЛА.

1.1 Введение.

1.2 Принципы организации системы СКАЛА.

1.2.1 Структура системы СКАЛА.

1.2.2 Профили системы СКАЛА.

1.2.3 Перечень профилей системы СКАЛА.

1.3 Константное обеспечение системы СКАЛА.

1.3.1 Вводные замечания.

1.3.2 Библиотеки оцененных ядерных данных.

1.3.3 Система групповых констант БНАБ-93 и ее варианты.

1.3.4 Программы подготовки групповых констант расчету.

1.3.5 SUBGRAN-2 - программа подготовки констант для подгрупповых расчетов.

1.3.6 МАКОВКА - библиотека ковариационных матриц погрешностей констант.

1.4 Библиотека 69-групповых констант WIMS/ABBN.

1.4.1 Номенклатура констант WIMS/ABBN.

1.4.2 Расширение схем изотопной кинетики.

1.4.3. Верификация и валидация нейтронных расчетов.

1.4.4 Верификация расчетов состава выгоревшего топлива.

1.5. ВЫВОДЫ.

ГЛАВА 2 ПРОФИЛЬ CRITICALITY - ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАСЧЕТОВ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ.

2.1 Введение.

2.2 Вычисление коэффициентов чувствительности.

2.2.1 Оценка производных коэффициента размножения по макроконстантам.

2.2.2 Вычисление коэффициентов чувствительности к микроконстантам.

2.2.3 Архивирование.

2.3 Вычисление погрешностей расчета коэффициента размножения.

2.3.1 Константная составляющая дисперсии коэффициентаразмножения.

2.3.2 Технологическая составляющая дисперсии коэффициента размножения.

2.3.3 Примеры расчётных результатов.

2.4 Верификация и валидация профиля CRITICALITY.

2.4.1 Примеры верификационных сравнений результатов расчета полученными по системе СКАЛА и по системе SCALE-4a.

2.4.2 Примеры валидации путем сравнения с результатами бенчмарк-экспериментов с плутониевым топливом.

2.4.3 Расчет константных составляющих погрешностей k-eff экспериментальных бенчмарк-моделей.

2.4.4 Расчёт спектральных характеристик и скоростей реакций.

2.5 Выводы.

ГЛАВА 3 ПРОФИЛЬ DOSE-FIELDS - ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАСЧЕТОВ В ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АППАРАТОВ ВНЕШНЕГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.

3.1 Введение.

3.2 Комплекс программ SOURCE - расчет источника радиоактивных излучений.

3.2.1 Расчет интенсивности и спектра источника фотонов.

3.2.2 Расчет интенсивности и спектра источника нейтронов.

3.3 Валидация результатов расчетов выхода и спектров нейтронов (a,n)- реакции

3.3.1 Валидация результатов расчета выходов нейтронов.

3.3.2 Валидация результатов расчета спектров нейтронов (а,п)-реакций.

3.3.3 Валидация результатов расчета спектров нейтронов спонтанного деления.

3.4 Верификация и валидация расчетов дозовых полей от нейтронных источников

3.4.1 Верификация оценки доз от различных изотопов плутония.

3.4.2 Дозовые поля вокруг плутоний-содержащих образцов.

3.4.3 Дозовые поля от калифорниевого источника нейтронов.148'

Инженерные расчеты полей проникающих излучений и вычисление функционалов этих полей представляют собой сложные многоэтапные вычислительные процессы, требующие использования многих расчетных программ и баз данных, обеспечения сложных информационных интерфейсов, контроля непротиворечивости наборов исходных данных и пр. Проведение подобных сложных расчетов даже при наличии всех необходимых программ и баз данных, снабженных инструкциями для пользователей, представляет сложную задачу, поскольку число параметров управления всем вычислительным процессом измеряется многими десятками, а порой и сотнями; некоторые из этих параметров могут принимать множество различных значений. Для того, чтобы подготовка исходных данных для расчета не требовала от расчетчика слишком много времени и детального знания инструкций, для решения типовых задач составляются программные комплексы, объединяющие все требуемые программы и базы данных шобеспечивающие такое взаимодействие между ними, какое требуется расчетным заданием. Приотом составляется и типовое расчетное задание, в котором пользователю обычно достаточно заменить лишь несколько физически понятных параметров (например, определяющих размеры и состав рассчитываемой размножающей системы). Дело существенно усложняется в случаях, когда пользователю требуется внести в уже созданный вычислительный комплекс то или иное принципиальное изменение — например перейти к другой системе констант, обладающей иной структурой данных и(или) алгоритмом их подготовки к расчету, или заменить программу расчета нейтронных полей, другой, требующей иного формата представления исходных данных. В каждом таком случае пользователю, не обладающему специальными программистскими навыками, приходится обращаться к специалисту.

Диссертация написана на основе многолетнего опыта работы в лаборатории, занимающейся расчетным анализом макроскопических экспериментов на реакторах, критических сборках и на защитных композициях с помощью большого набора различных программ и библиотек. Постепенно был выработан определенный подход к созданию вычислительных комплексов - такой, при котором пользователь работает с конечным продуктом как с единой программой, т.е. освобождён от необходимости понимания логики работы системы в целом, и может сосредоточиться на поставленной физической задаче. Организацию вычислений (взаимодействие модулей и библиотек данных, форматы, последовательность работы программ и т.д) берёт на себя система. Этот подход реализован в вычислительной системе, получившей название СКАЛА — Система Компьютерного Анализа для Лицензирования ядерной и радиационной безопасности на предприятиях Атомной промышленности. Разработка этой системы, организация ее программного наполнения и верификация и являются предметом настоящей диссертации. Заметим, что название системы связано с одним из первых ее назначений и, как будет ясно из дальнейшего, область ее применения не ограничена рамками задач лицензирования безопасности объектов в НТЦ ЯРБ (Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности).

Основное содержание диссертации изложено в работах [1-22].

Из сказанного выше ясно, что разработка вычислительной системы для проведения достаточно широкого круга нейтронно-физических расчетов не являлась исходной задачей, стоявшей перед соискателем. СКАЛА[13] была разработана в результате накопления опыта программного обеспечения целого ряда конкретных задач. Для решения каждой из этих задач в системе СКАЛА организована специальная последовательность выполнения включенных в систему программных модулей, обращений к библиотекам ядерных констант, к результатам промежуточных расчетов и пр. Каждая из таких последовательностей называется профилем. В диссертации описывается общая для всех профилей система константного обеспечения и два наиболее важных профиля, в разработку и верификацию которых автор внёс основной $ вклад.

Целью создания выносимых на защиту профилей CRITICALITY и DOSE-FIELDS системы СКАЛА являлось обеспечение возможности максимально надёжной оценки условий ядерной и радиационной безопасности при обращении со свежим и отработавшим ядерным топливом во внешнем топливном цикле атомной энергетики. Для достижения этой цели требовалось обеспечить:

• возможность проведения расчётов в обоснование безопасности с использованием различных высокоточных методов, реализованных в независимо разработанных программных кодах на основе единой константной базы (для выявления методических погрешностей и ошибок);

• возможностью применения различных методов учёта гетрогенных эффектов (включая метод подгрупп и детальное описание структуры нейтронных сечений);

• автоматизированную оценку погрешностей расчётного предсказания критичности за счёт неточности используемых нейтронных данных и ядерных концентраций;

• оценку радиационной безопасности с применением расширенной библиотеки распадных данных путём расчёта на её основе интенсивности проникающих излучений, испускаемых радионуклидным источником произвольного состава;

• максимально возможно более полную верификацию вычислительной системы.

Разумеется, поставленная цель могла быть достигнута только при широком использовании уже разработанных программных средств и константного обеспечения. Задача автора диссетрации заключалась в объединении этиз средств для решения поставленной задачи и во внесении в используемые элементы системы необходимых усовершенствований и дополнений.

Представляемые к защите профили системы СКАЛА константное обеспечение и каждый из описываемых в диссертации профилей созданны либо полностью либо с определяющим участием автороа. Это и специальные разделы константного обеспечения, и вычислительные программы, и программы постобработки, вычисляющие требуемые функционалы полей излучения и, разумеется, программы, обеспечивающие информационные интерфейсы и управление вычислительным процессом. В то же время ядром каждого профиля является программа, к созданию которой автор диссертации не имел отношения. В частности, это такие широко известные программы как CONSYST [30], WIMS/D4 [31], MMKKENO [32], TWODANT [33], INDECS [47] и др. Включение этих программ в тело системы СКАЛА кардинально облегчило подготовку исходных данных для их использования в расчетах (в частности, ввод в программу требующихся ядерных концентраций и некоторых массивов.формальных данных); в системе организовано и циклическое обращение к одной и той же программе, что необходимо для решения таких задач, как расчет эволюции нуклидного состава выгорающего топлива, или определение критических параметров. Существенными можно считать созданные автором блоки константного обеспечения* которые могут быть использованы и вне системы СКАЛА и два важнейших профиля — профиль CRITICALITY для обоснования ядерной безопасности и профиль DOSE-FIELDS для обоснования радиационной безопасности на предприятиях внешенго топливного цикла.

При создании системы СКАЛА был применен целый, ряд специальных программистских приемов: организованы специальные файлы конфигурации, позволяющие управлять выполнением вычислительного процесса, организована диагностика ошибок, возникающих при выполнении расчетного задания. Для»программирования профилей автор использовал специальный язык (в частности, позволяющий организовывать циклические вычисления), унифицирован обмен информацией между модулями через специальный/обменный EXCHANGE-файл. Следует отметить, что в России и за рубежом разрабатываются системы программных комплексов такие как SHIPR [34], или технология «ИС РБППО» (разработка КИ и ВНИИЭФ) [35], или SCALE [36]. Однако, принципиальным отличием системы СКАЛА является то, что изменение и добавление модулей в этой системе, как и отладка и добавление новых возможностей, не влечёт за собой необходимость какойлибо коррекции самих включаемых модулей и как следствие отсутствие необходимой минимальной верификации вновь получаемых модулей и производится на уровне языка системы.

Само включение программ и настройка профилей требует меньших затрат времени и не требует специальных знаний програмистских усилий.

Возможности языка и управляющей программы позволяет гибко управлять вычислительным процессом, что необходимо для организации сложных с множеством вариантов вычислений, в том чисте циклических.

Полный контроль исполнения обеспечивает максимально возможную на уровне выполнения модулей и защиту от ошибок. Сама система занимается лишь управлением вычислительным процессом в целом, управлением информационными потоками и контролем данных. Это обстоятельство позволяет существенно экономить затраты времени и сил на модернизацию системы с целью расширения её возможностей. Для включения в систему новых возможностей требуется лишь знать принципы её построения и иметь опыт в решении тех задач, на которые направлено вводимое усовершенствование. Это обстоятельство представляется весьма существенным.

Вся информация, необходимая для реорганизации существующих профилей системы СКАЛА и создания новых, документирована и содержится в работе [23, 25]. Тем не менее, автор не выносит на защиту разработанные им принципы организации системы СКАЛА, поскольку эти принципы не опробованы другими программистами в достаточной мере.

Кроме настоящего введения,- диссертация содержит три главы. Первая из них содержит краткое описание системы СКАЛА и её систему константного обеспечения. Две других посвященны описанию важнейших профилей этой системы — CRITICALITY и DOSE-FIELDS. В Заключении подводятся итоги работы и формулируются положения, выносимые соискателем на защиту.

Актуальность темы определяется потребностью обеспечить возможность проведения надёжных расчетов характеристик ядерной и радиационной безопасности с реалистичной оценкой погрешности результатов.

Оценка погрешности особо важна при расчётах критичности, так как с ней связан уровень ядерной безопасности всего ядерно-энергетического цикла.

Требования к точности при оценке радиационной безопасности гораздо ниже, однако и источников погрешностей таких расчётов намного больше. Поэтому чрезвычайно важно, чтобы расчёты источников излучений опирались на надёжную информационную базу, а при расчёте радиационных полей использовались современные высокоточные методы

На современном этапе развития ядерной энергетики интерес к повышению надёжности расчётов, возможности оценки точности результатов ещё более увеличивается в связи с переходом на инновационный тип развития, в том числе в связи с развертыванием работ по совершенствованию ядерного топливного цикла.

Можно предположить что актуальность, выносимой на защиту работы, будет повышаться по мере развертывания работ по замыканию ядерного топливного цикла, необходимого для устойчивого и безопасного развития ядерной энергетики.

Положения, выносимые на защиту:

1. Усовершенствования системы константного обеспечения, выразившиеся:

• в разработке программы, которая обеспечивает возможность проведения расчетов с учетом резонансной самоэкранировки сечений в подгрупповом приближении;

• во включении в систему константного обеспечения ковариационных матриц погрешностей групповых констант; в существенном расширении, по сравнению с БНАБ-90, библиотеки' данных о характеристиках радиоактивных распадов; в расширении' возможностей программы подготовки констант WIMS/D4 и включении усовершенствованной программы WIMS/ABBN в константное обеспечение системы СКАЛА.

2. Профиль CRITICALITY, позволяющий рассчитывать критические параметры размножающих систем с одновременной оценкой константной составляющей погрешности коэффициента размножения, благодаря включению в профиль программ расчёта чувствительностей к константам и подсоединению к библиотеке ковариационных матриц погрешностей констант, а также благодаря выполнению обширных верификационных и валидационных исследований.

3. Профиль DOSE-FIELDS, позволяющий оценивать радиационную обстановку вокруг установок химической переработки ядерного топлива, его транспортировки и пр., благодаря - использованию современной расширенной. версии библиотеки распадных данных и расчету источников нейтронов и гамма-квантов с учетом различных путей образования этих излучений, а также верификации результатов в сравнительных расчётах и валидации на доступном экспериментальном материале.

Личный вклад автора состоял в следующем:

1. Разработка и реализация вычислительной системы СКАЛА;

2. Организация библиотеки ковариационных матриц погрешностей констант и ее использование при оценке погрешностей расчетных предсказаний критичности;

3. Создание программ расчета основных функционалов нейтронных полей;

4. Разработка и отладка программы SUBGRAN-2 для проведения подгрупповых расчетов;

5. Разработка и отладка комплекса SOURCE, включая участие в создании и. верификации расширенной версии библиотеки распадных данных БНАБ-93;

6. Модернизация программы WIMS/D4, обеспечившая возможность ее применения для расчетов ячеек гетерогенных решеток с МОХ-топливом, с уран-ториевым топливом и т.п. на основе современных нейтронных констант;

7. Выполнение большого числа верификационных расчетов с использованием системы СКАЛА.

Научная новизна определяется тем, что впервые разработана система, позволяющая комплексно решать задачи ядерной и радиационной безопасности и другой вычислительной системы, столь полно решающей эти задачи, в стране не имеется. Зарубежным аналогом системы СКАЛА является система SCALE, в последних версиях которой также предусмотрена оценка константной составляющей расчета критичности с использованием рассчитанных коэффициентов чувствительности и ковариационных матриц погрешностей констант [36], однако статистического анализа расчетно-экспериментальных расхождений для набора бенчмарк-экспериментов при этом не проводится. Принципиально различаются-и методики расчета коэффициентов чувствительности.

Программа SUBGRAN-2 впервые обеспечила- возможность проведения мультигрупповых расчетов гетерогенных быстрых критсборок, в частности, критсборок БФС, с подгрупповым учетом эффекта резонансной самоэкранировки. До этого подгрупповые расчеты реализовывались в нашей стране только на уровне 26-групповых констант.

Впервые в России обеспечена возможность расчёта источников проникающих излучений на основе современной полной машинной библиотеки оцененных характеристик распада радионуклидов.

Модификация программы WIMS/D4 открыла возможность проведения инженерных проработок гетерогенных реакторов на тепловых нейтронов со смешанным уран-плутониевым топливом, с уран-ториевым топливом и др. на основе современных нейтронных данных с достаточно корректным учетом резонансных эффектов.

Практическая значимость положений, вынесенных на защиту, состоит, прежде всего, в том, что они обеспечивают возможность проведения надёжных расчетов ядерной и радиационной безопасности с реалистичной оценкой погрешности расчетных результатов.

Выполненная модернизация программы WIMS открыла возможность её использования для расчетов тепловых реакторов с МОХ-топливом, что необходимо для решения проблемы вовлечения плутония в ядерный топливный цикл.

Авторская оценка практической значимости подтверждается использованием профиля CRITICALITY в ряде лабораторий и в отраслевом отделе ядерной безопасности' ФЭИ, передачей профилей CRITICALITY и DOSE-FIELDS во ВНИИНМ (по контракту с которым и были созданы первые версии этих профилей), использованием программы WIMS/ABBN в НИИАР, НИТИ и ОКБМ, а также депонированием и сдачей системы СКАЛА на аттестацию Центр Организации Экспертиз Программ НТЦ ЯРБ.

Структура и обьём диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, трёх глав, заключения и трёх приложений. Основной текст диссертации изложен на 173 страницах, приложения приведены, на 15 страницах. Диссертация содержит 33 рисунка, 40 таблиц и список литературы из 140 наименований.

3.7 Выводы

Созданный профиль DOSE-FIELDS' позволяет рассчитывать- интенсивности нейтронного и гамма-излучений, испускаемых радионуклидным источником заданного состава. При' оценке выхода нейтронов? учитывается и образование нейтронов, в (а,п)-реакциях. Профиль позволяет рассчитывать, прохождение проникающих излучений через защиты умеренной толщины и оценивать дозы на рабочих местах вокруг аппаратов химической; переработки- облученного топлива, аппаратов, для конверсии- оружейного плутония в диоксид и пр.

Профиль DOSE-FIELDS прошел основательную верификацию путем сравнения результатов «расчета с данными, полученными по аттестованным зарубежным программам, а также валидацию путем сравнения результатов.расчета с экспериментальными данными. На-, основании проведенных исследований-в верификационном отчёте [22] сделано заключение, что погрешность результатов расчета дозовых полей с помощью профиля,DOSE-FIELDS не превышает 30%, что представляется достаточным для целей оценки* радиационной-обстановки.

Следует отметить, что указанная погрешность является, по существу, мерой лишь константно-методической погрешности расчёта,, поскольку верификация проводилась на основе специальных экспериментов, выполненных в достаточно строго контролируемых условиях. Погрешности при расчёте реальных установок химической переработки ядерного топлива могут быть существенно1 выше оцененных 30% за счёт различных технологических погрешностей и неопределённостей условий эксплуатации. Для- реалистической оценки* точности предсказания МЭД в окрестности реальных технологических установок необходима дополнительная валидация* созданного программного обеспечения по результатам надёжных измерений дозовых полей в реальных условиях. Необходимо также принимать во внимание техническиме условия на эксплуатацию оборудования. Подобными данными автор, не располагает.

Профиль DOSE-FIELDS нашел практическое применение для обоснования разработанной в ФЭИ аппаратуры для неразрушающего контроля ОТВС реактора РБМК с целью независимого определения достигнутой в них глубины выгорания.

165 ЗАКЛЮЧЕНИЕ

• включению в систему программы WIMS/ABBN и её усовершенствованной библиотеки вместе с программой ORIGEN, позволившему проводить расчёты изотопного состава отработанного топлива для расчёта источников радиоактивных излучений.

Разработка профилей CRITICALITY и DOSE-FIELDS потребовала внесения в константное обеспечение системы СКАЛА существенных усовершенствований, которые и были сделаны. Эти изменения описаны выше.

К настоящему времени опыт практического использования системы охватывает более тысячи критических конфигураций, имеющих различное геометрическое строение и спектры нейтронов.

В заключение автор выражает искреннюю признательность своему научному наставнику Анатолию Макаровичу Цибуле, поставившему перед автором те задачи, которые сейчас выносятся на защиту, и на протяжении многих лет помогавшему ему в их решении.

Автор- глубоко1 признателен всему* коллективу лаборатории' № 103 Физико-энергетического института, в которой выполнялась работа, за творческую атмосферу, во многом- способствовавшую успешному проведению работы, и особенно Николаеву Марку Николаевичу за* внимание и консультации; оказанные автору на протяжении всего периода работы, а также: А.А. Блыскавке, Т.Н. Мантурову, В.Н. Кощееву, М.Ю. Семёнову, Ю.С. Хомякову, С.В. Забродской, К.Ф. Раскачу, Е.В. Рожихину и Ю.Е.Головко, с которыми он был особенно тесно связан по,работе.

Автор выражает признательность Г.Н. Власкину (ВНИИНМ) за передачу программы NEDIS и помощь в её освоении.

Выбор многих практических бенчмарков для верификации расчетов в обоснование ядерной безопасности был сделан сотрудниками ОЯБ ФЭИ Б.Г.Рязановым и В.И.Свиридовым, а для верификации расчетов в обоснование радиацинной безопасности во внешнем топливном цикле — сотрудниками ВНИИНМ им. Бочвара В.Ю.Рогожкиным и Г.Н. Власкиным.

Автор благодарит их за помощь и конструктивную критику.

1. Жердев Г.М., Цибуля A.M., Аннотация комплекса WIMS/ABBN.// ВАНТ. Сер. Ядерные константы, 2000, вып.2, (стр.79-83).

2. Власкин Г.Н., Жердев Г.М., Рогожкин В.Ю., Николаев М.Н. и др., Расчет интенсивности источников радиационных излучений (программа SOURCE).// ВАНТ.Сер.Физика ядерных реакторов, 2002,вып.4.(стр.39-60).

3. Гомин Е., Жердев Г., Майоров Л., Павловичев А. и др. COMPUTATIONAL METHODS AND DATA.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3, p. 3-1.

4. Багрецова Т.И., Дегуссар B.M., Жердев Г.М., Калашников А.Г. и др., Discrete Ordinates and Monte Carlo Calculations.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3 p. 4-9.

5. Багрецова Т.И., Дегуссар B.M., Жердев Г.М., Калашников А.Г. и др., Collision probability cell and assembly (WIMS-ABBN) calculations.// Neutronics benchmarks for the unilizationof mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNLЯM-13603/V3, p.4-205.

6. Багрецова Т.И., Жердев Г.М., Чижикова 3.H., Дегуссар В.М. и др., Fine mesh diffusion theory assembly/core (TRIANG-PWR) calculations.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNLЯM-13603/V3, p 4-245.

7. Алексеев Н.И., Дегуссар B.M., Жердев Г.М., Юдкевич М.С., и др., EXPERIMENTAL BENCHMARKS.// Neutronics benchmarks for the unilization of mixed-oxide fuel. Volume 3 ORNL/TM-13603/V3, p. 5-1.

8. Жердев Г.М., Николаев C.A., Хомяков Ю.С. и др. Разработка программного обеспечения обработки результатов измерения выгорания и изотопного состава ОТВС.// Отчет концерна «Росэнергоатом», Инв. № 8483/01 ОТ М., 2004.

9. Блыскавка А.А., Жердев Г.М., Мантуров Т.Н., Раскач К.Ф., Цибуля A.M., Use of the SKALA code pakage for computing criticality and its uncertainty.// "ICNC 2007", St. Peterburg, 2007, (pp.373-376).

10. Жердев Г.М., SKALA The computing system for an estimation of nuclear and radiation safety.// Proc. Int. Conf. "M&C 2005", Avignon, France, September 12-15, 2005, on CD-ROM - sect. 315.

11. Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M., Применение системы СКАЛА для расчётов критических характеристик и оценки точности расчётных результатов.// Сб. трудов XV семинара по проблемам физики реакторов «Волга 2008», 2008 (стр.68).

12. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Блыскавка А.А., Аннотация вычислительной системы СКАЛА.// Препринт ФЭИ-2960, Обнинск, 2001.

13. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Поляков- А.Ю., Хомяков Ю.С., Формирование констант в формате ANISN с подгрупповым учетом резонансной структуры сечений.// Препринт ФЭИ-2903, Обнинск, 2001.

14. Жердев Г.М., Николаев М.Н., Цибуля A.M., SUBGRAN-2 Программа подготовки макроконстант для расчётов в подгрупповом приближении.// Препринт ФЭИ-3050, 2005.

15. Жердев Г.М., Николаев М.Н., A.M.Цибуля, Валидация утилизации оружейного плутония в ВВЭР. Тестовые модели. Расчеты.// Международное рабочее совещание. Обнинск, апрель 1995.

16. Жердев Г.М., Забродская C.B., Библиотека WIMS/ABBN, полученная на основе файлов оцененных данных ФОНД2.2.// Материалы рабочей группы МАГАТЭ, Февраль, 1999, F1 RC 733.

17. Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Цибуля А.А. и др., Верификация системы WIMS/ABBN и CONSYST/ABBN по расчетным бенчмаркам в рамках программы BURNUP CREDIT./ЛО-й международный Симпозиум по физике и безопасности ВВЭР сентябрь 2000.Москва.19.