The 18 reference contexts in paper N. Harbachova U., N. Kulich V., Н. Горбачева В., Н. Кулич В. (2016) “Расчетный комплекс для анализа последствий радиационных аварий на АЭС на базе кодов улучшенной оценки RADRISK и DECA // A computational package for radiological consequnces analysis of the nuclear accideints on the base of enhanced codes RADRISK and DECA” / spz:neicon:vestift:y:2014:i:2:p:51-57

  1. Start
    708
    Prefix
    Беларуси (Поступила в редакцию 14.12.2013) В настоящее время для обоснования безопасности АЭС во многих странах все большее применение находит метод улучшенной оценки, сочетающий в себе расчетные коды улучшенной оценки, консервативные допущения, касающиеся работы систем безопасности, и реалистичные (не консервативные) данные в отношении граничных и начальных условий с оценкой неопределенности
    Exact
    [1]
    Suffix
    . В данной работе представлены результаты создания расчетного комплекса на базе разработанных в Объединенном институте энергетических и ядерных исследовании – Сосны НАН Бе­ ларуси расчетных кодов RADRISK и DECA, построенных по принципу кодов улучшенной оценки [2–6].
    (check this in PDF content)

  2. Start
    972
    Prefix
    В данной работе представлены результаты создания расчетного комплекса на базе разработанных в Объединенном институте энергетических и ядерных исследовании – Сосны НАН Бе­ ларуси расчетных кодов RADRISK и DECA, построенных по принципу кодов улучшенной оценки
    Exact
    [2–6]
    Suffix
    . Расчетные комплексы обеспечивают интегрированный подход к анализу закономерностей сложного аварийного процесса, что упрощает процедуру разработки программных средств для анализа безопасности АЭС [7].
    (check this in PDF content)

  3. Start
    1175
    Prefix
    на базе разработанных в Объединенном институте энергетических и ядерных исследовании – Сосны НАН Бе­ ларуси расчетных кодов RADRISK и DECA, построенных по принципу кодов улучшенной оценки [2–6]. Расчетные комплексы обеспечивают интегрированный подход к анализу закономерностей сложного аварийного процесса, что упрощает процедуру разработки программных средств для анализа безопасности АЭС
    Exact
    [7]
    Suffix
    . Базовая версия кода DECA выполняет расчет изотопного состава топлива, концентраций и удельных активностей актиноидов и продуктов деления в активной зоне ВВЭР­1000 в зависимости от глубины выгорания.
    (check this in PDF content)

  4. Start
    2373
    Prefix
    модели использован математической аппарат теории графов, что позволяет учесть реакции, приводящие к обратным превращениям от дочернего ядра к материнскому ядру в схеме трансмутации актиноидов, например, реакцию 238Pu(n, g)239Pu. Групповые сечения реакций взаимодействия с нейтронами определяются математической программой, выполняющей расчет нейтронно­физических характеристик реактора ВВЭР­1000
    Exact
    [8]
    Suffix
    . В процессе разработки расчетного комплекса код DECA модернизирован по следующим направлениям. Разработана его версия, выполняющая вероятностный анализ неопределенности результатов расчета концентраций и активностей радионуклидов при неопределенностях входных параметров и внутренних переменных модели выгорания.
    (check this in PDF content)

  5. Start
    3016
    Prefix
    Предварительно проанализированы и получены оцененные интервалы изменения значений 40 стохастических параметров модели выгорания кода DECA. При реализации вычислительной технологии вероятностного анализа неопределенности результатов моделирования использована методика с применением процедур Монте­Карло, рекомендуемая МАГАТЭ
    Exact
    [9]
    Suffix
    . Данная вычислительная технология хорошо заре­ комендовала себя также при разработке кодов улучшенной оценки, используемых при расчетном обосновании безопасности АЭС [2]. Такая вычислительная процедура, оформленная в виде программного модуля CUB, подключена к коду DECA.
    (check this in PDF content)

  6. Start
    3186
    Prefix
    При реализации вычислительной технологии вероятностного анализа неопределенности результатов моделирования использована методика с применением процедур Монте­Карло, рекомендуемая МАГАТЭ [9]. Данная вычислительная технология хорошо заре­ комендовала себя также при разработке кодов улучшенной оценки, используемых при расчетном обосновании безопасности АЭС
    Exact
    [2]
    Suffix
    . Такая вычислительная процедура, оформленная в виде программного модуля CUB, подключена к коду DECA. Мерой неопределенности результатов моделирования кодом DECA концентраций Ci и активностей Ai радионуклидов, образующихся в процессе выгорания топлива в реакторе, служит 90%­ный доверительный интервал [Сi, q=5%, Сi, q=95%], где Сi, q=5%, Ci, q=95%, – значения 5%­ и 95%­ных квантилей концентрац
    (check this in PDF content)

  7. Start
    4871
    Prefix
    радиационных характеристик топлива определяется погрешностями используемых в модели выгорания кода DECA ядерно­физических констант, взятых из библиотеки JNDC­V2 (JAERI­1320, 1990), и неопределенностями нейтронно­физических расчетов, а также влиянием неоднородности энерговыделения по объему активной зоны (вследствие точечного приближения модели). Код RADRISK (базовая версия представлена в
    Exact
    [4]
    Suffix
    ) выполняет расчет радиологических последствий при авариях на объектах использования атомной энергии для населения и окружа­ ющей среды и дает оценку радиационного риска (свидетельство Национального центра интеллектуальной собственности No 264).
    (check this in PDF content)

  8. Start
    5908
    Prefix
    и уровня загрязнения окружающей среды представлены в виде 5%­, 50%­, и 95%­ных квантилей плотности поверхностного загрязнения, приземной концентрации радионуклидов, индивидуальной дозы облучения населения. В целом вероятностная модель расчета радиационного воздействия на население соответствует методическим рекомендациям МАГАТЭ по выполнению вероятностного анализа безопасности уровня 3
    Exact
    [9]
    Suffix
    . Модернизация кода RADRISK. Известно, что радиоактивный выброс при тяжелой аварии имеет сложный дисперсный состав. За исключением радиоактивных инертных газов (ксенон, криптон и другие изотопы) и газообразных форм иода (I2, CH3I), радионуклиды представлены в аварийном выбросе в форме частиц аэрозоля.
    (check this in PDF content)

  9. Start
    6333
    Prefix
    За исключением радиоактивных инертных газов (ксенон, криптон и другие изотопы) и газообразных форм иода (I2, CH3I), радионуклиды представлены в аварийном выбросе в форме частиц аэрозоля. Аккумуляция аэрозоля в различных отделах органов дыхания значительно зависит от его аэродинамического диаметра частиц
    Exact
    [10]
    Suffix
    . Размеры и концентрация частиц, плотность аэрозоля влияют на поведение радиоактивных материалов в процессе их переноса и осаждения при атмосферной диффузии. Поэтому полное описание аварийного выброса должно включать в себя также физические характеристики аэрозолей, такие как дисперсный состав, плотность, концентрация частиц.
    (check this in PDF content)

  10. Start
    6810
    Prefix
    Поэтому полное описание аварийного выброса должно включать в себя также физические характеристики аэрозолей, такие как дисперсный состав, плотность, концентрация частиц. Однако эти характеристики весьма сложно прогнозировать кодами, выполняющими моделирование процесса формирования выброса при тяжелых авариях
    Exact
    [11]
    Suffix
    . На наш взгляд, упрощенная модель аварийного источника, в соответствии с которой всем частицам аэрозольного выброса задается аэродинамический диаметр 1 мкм, является недостатком большинства кодов (например, COSIMA, Германия), выполняющих расчет радиологических последствий аварий на АЭС [9].
    (check this in PDF content)

  11. Start
    7103
    Prefix
    На наш взгляд, упрощенная модель аварийного источника, в соответствии с которой всем частицам аэрозольного выброса задается аэродинамический диаметр 1 мкм, является недостатком большинства кодов (например, COSIMA, Германия), выполняющих расчет радиологических последствий аварий на АЭС
    Exact
    [9]
    Suffix
    . Для получения реалистичных оценок радиологических последствий авторами данной статьи разработана и введена в код RADRISK дискретная вероятностная модель источника выброса. Отметим, что для описания дисперсного состава наиболее оправдано установленное А.
    (check this in PDF content)

  12. Start
    7502
    Prefix
    Отметим, что для описания дисперсного состава наиболее оправдано установленное А. Н. Кол­ могоровым логарифмически нормальное распределение для функции плотности вероятности F(X) числа частиц по размерам диаметров X
    Exact
    [10]
    Suffix
    : F(X) = 1/Xs(2p)1/2 exp (– (lnX – m)2/2s), (1) где m – медиана, s – стандартное отклонение величины lnX. Предпочтение, отдаваемое логарифмически нормальному распределению, определяется удоб­ ством решения практических задач атмосферной диффузии, а также тем фактом, что оно связано с физикой процесса образования аэрозольных систем в результате специфических процессов диспергирования т
    (check this in PDF content)

  13. Start
    9160
    Prefix
    суммой активностей частиц Q по всем n­частицам каждой из k фракций: (4) Сопряжение кодов RADRISK и DECA в расчетный комплекс� оценка последствий тяже-RADRISK и DECA в расчетный комплекс� оценка последствий тяже- и DECA в расчетный комплекс� оценка последствий тяже-DECA в расчетный комплекс� оценка последствий тяже- в расчетный комплекс� оценка последствий тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР-1000
    Exact
    [5]
    Suffix
    . Обоснование безопасности новых проектов АЭС объективно сопряжено с рядом трудностей. Так, эксперты МАГАТЭ обращают внимание на то, что для проекта блока АЭС, имеющего инновационные решения систем безопасности, прогнозные характеристики выброса радионуклидов в атмосферу в ходе развития тяжелой аварии могут отличаться от полученных оценок для референтного проекта [7].
    (check this in PDF content)

  14. Start
    9531
    Prefix
    Так, эксперты МАГАТЭ обращают внимание на то, что для проекта блока АЭС, имеющего инновационные решения систем безопасности, прогнозные характеристики выброса радионуклидов в атмосферу в ходе развития тяжелой аварии могут отличаться от полученных оценок для референтного проекта
    Exact
    [7]
    Suffix
    . В качестве параметра, характеризующего величину выброса активности Qi i­го радионуклида из разрушенной активной зоны при различных авариях, вводится коэффициент фракционирования fi. Прогноз величины выброса радионуклидов при j­классе аварии определяется через параметры источника выброса таким образом: (5) ,jjjjiif eLq= (6) где Ai – активность i­го радионуклида в активной зоне к моменту ав
    (check this in PDF content)

  15. Start
    10739
    Prefix
    Коэффициенты фракционирования радионуклидов при запроектной аварии на реакторах типа ВВЭР­1000, относящиеся к группам химических элементов с различными физико­химическими свойствами, получены по материалам
    Exact
    [11]
    Suffix
    . Расчитан­ ный состав фракций радионуклидов в активной зоне ВВЭР­1000 – изотопы инертных газов (85mKr, 85Kr, 87–88Kr, 133Xe, 135Xe), цезия (134Cs, 137Cs) и йода (131–135I) и др. – приведен в табл. 1.
    (check this in PDF content)

  16. Start
    12014
    Prefix
    ,52E+118,27E+00 137Cs1,01E+173,17E+01 84Rb2,85E+091,62E–09 86Rb5,54E+141,84E–04 88Rb2,36E+185,32E–04 89Rb3,24E+186,48E–04 Группа теллура 125mTe5,27E+147,94E–04 132Te3,27E+182,92E–01 122Sb1,94E+141,33E–05 124Sb1,22E+131,89E–05 126Sb2,54E+148,20E–05 125Sb3,36E+158,79E–02 Для скоростей оседания частиц в зависимости от диаметра авторами настоящей статьи использованы эмпирические данные, полученные в
    Exact
    [12]
    Suffix
    . В табл. 2 приведены оцененные диапазоны неопределенности скоростей оседания частиц разных диаметров. Т а б л и ц а 2. Скорости оседания частиц в зависимости от их диаметра Интервал диаметров частиц, мкмСкорость оседания, м/с 0-0,030,87⋅10–16-0,35⋅10–14 0,03-0,10,35⋅10–14-8,7⋅10–7 0,1-0,38,7⋅10–7-4,2⋅10–6 0,3-14,2⋅10–6-35⋅10–6 1-33,5⋅10–5-2,8⋅10–4 3-102,8⋅10–4-3⋅10–3 10-303⋅10–3-2,7⋅10–2 30-100
    (check this in PDF content)

  17. Start
    13931
    Prefix
    Значение 95%­ной квантили эффективной индивидуальной дозы облучения персонала E(x, y) (в логарифмическом масштабе) в зависимости от расстояния от источника выброса: см. подпись к рис. 1 Республики Беларусь «Критерии оценки радиационного воздействия»
    Exact
    [13]
    Suffix
    . Полученные модернизированным кодом RADRISK данные показывают, что в случае выброса аэрозолей со средним диаметром частиц 5 мкм оценка доз облучения персонала примерно на порядок выше, чем оценка при выбросе аэрозолей со средним диаметром частиц 1 мкм, но ниже, чем оценка консервативного расчета без учета дисперсных свойств выброса.
    (check this in PDF content)

  18. Start
    15221
    Prefix
    Для кода RADRISK разработана дискретная вероятностная модель, учитывающая сложный дисперсный состав выброса. Показано, что в случае полидисперсного состава выброса применение данной модели обеспечивает реалистичные оценки доз облучения персонала в соответствии с данными нового Гигиенического норматива
    Exact
    [13]
    Suffix
    . Сопряжение кода RADRISK с кодом DECA позволяет учитывать реальное выгорание топлива, возможные изменения изотопного состава, вызванные переходными и аварийными процессами, и последующие изменения аварийного источника, что отвечает требованиям отечественных нормативных документов в области безо­ пасности.
    (check this in PDF content)