Программы для ЭВМ

Программа позволяет предсказать изменение изотопного состава материалов реактора в процессе его работы. Она обеспечивает расчёт выгорания урана, накопления изотопов плутония и минорных актиноидов, образования продуктов деления, выгорания поглощающих изотопов органов СУЗ, активации конструкций. В практике проектирования и сопровождения эксплуатации реакторов программа используется при решении следующего круга задач: расчёт Кэф, пространственного распределения энерговыделения и полей излучения, эффективности органов СУЗ и других нейтронно-физических характеристик реактора в зависимости от его мощности и длительности кампании; определение радиационных характеристик (тепловыделение, нейтронная и гамма-активность) отработанного топлива; анализ критической безопасности хранилищ отработанного топлива, радиационная защита контейнеров для его транспортировки; расчётное сопровождение экспериментов в области радиационного материаловедения; наработка радионуклидов, в том числе медицинских. В программе реализовано распараллеливание операций, и она адаптирована для работы на многопроцессорных ЭВМ и суперкомпьютерах. Fortran 90/95

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Программа предназначена для моделирования детекторов прямой зарядки системы внутриреакторного контроля ВВЭР методом Монте-Карло. Программа применяется в атомной энергетике. Fortran 90/95

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Трехмерная двухгрупповая нодальная редкосеточная программа БИПР-8KN предназначена для проведения нейтронно-физических расчетов реакторов типа ВВЭР. Программа рассчитывает нейтронно-физические характеристики активной зоны и их изменения в процессе выгорания топлива и при переходных процессах на Хе-135 и Sm-149 с учетом реального изменения эксплуатационных параметров реактора (выгорания топлива, положения органов регулирования, уровня мощности, давления и температуры теплоносителя, концентрации бора в замедлителе). Программа оснащена ветвью нестационарного расчета кинетики реактора, которая после получения результата стационарного расчета позволяет рассчитывать изменения трехмерного распределения полей нейтронов и мощности реактора в переходных процессах, вызываемых как глобальными, так и локальными изменениями размножающих свойств в активной зоне различного происхождения. Fortran 90/95

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Программа предназначена для передачи равновесной конфигурации, рассчитанной кодом «АСТРА», в код «STRAHL», а также для обмена параметрами между этими кодами. Программа является интерфейсом между кодом расчета переноса примесей, их распределения по зарядовым состояниям и излучения на примесях «STRAHL» и кодом «АСТРА». Код «STRAHL» является кодом свободного доступа, разработанным в институте Физики Плазмы имени Макса Планка, Гаршинг, Германия для использования в научных целях. Код «АСТРА» является кодом свободного доступа, разработанным в Курчатовском институте в научных целях. Программа использует: initgrid, gridcalc – подпрограмма передачи равновесия в код STRAHL; as_strahl, initie, astraset, astraout,astra_tend – обмен данными; argon, neon, carbon, helium_neon – файлы данных для описания нужной примеси или пары примесей. Используется для расчетов режимов нейтронного источника ДЕМО-ТИН. Тип ЭВМ: IBM PC-совмест. ПК; ОС: Windows. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Программа предназначена для расчета сил стоков для радиационных дефектов в кристаллах методом ускоренного Монте-Карло. Используемые алгоритмы позволяют рассчитывать силы стока либо без систематической погрешности, либо при малой и контролируемой ее величине. Программа позволяет рассчитывать силы стока поглощающих поверхностей различной геометрии (сферические, тороидальные, цилиндрические и плоские) для радиационных дефектов (вакансии, собственные межузельные атомы) в кристаллах кубической сингонии. Получаемые результаты являются параметрами разрабатываемых многоуровневых моделей радиационных свойств металлов, необходимых для ускорения разработки перспективных конструкционных материалов активных зон ядерных и термоядерных реакторов. Тип ЭВМ: IBM PC-совмест. ПК; ОС: Windows, Linux. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Программа представляет собой вычислительные модули, включающие подготовку входных данных и обработку результатов, расчёт реактивности по двум вариантам обращенного решения уравнений кинетики - каноническому и модифицированному, использующему концентрации предшественников запаздывающих нейтронов. Алгоритм предполагает использование равномерного шага по времени. Для каждого шага по времени рассчитываются: мощность реактора, эффективная доля запаздывающих нейтронов и время жизни мгновенных нейтронов. Тип ЭВМ: IBM PC-совмест. ПК; ОС: Windows 10. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

В программе моделируется распространение радиоактивных веществ в атмосфере после выброса на АЭС как в результате нормальной эксплуатации объекта, так и в результате аварийных выбросов. В основе моделирования лежит Гауссова модель рассеяния примеси в атмосфере с формулами Смита-Хоскера и Бриггса для параметров диффузии, которая обеспечивает приемлемую погрешность на расстояниях до 30 км от источника выброса. На базе этой модели создана программа. Цель создания программы - наличие инженерного инструмента оценки радиационных рисков для населения и окружающей среды в результате выбросов радиоактивных веществ (перенос нуклидов в атмосфере, оценка загрязнения территорий, оценка доз облучения в результате внешнего и внутреннего воздействия.) Входными данными программы являются следующие группы параметров: параметры, характеризующие погодные условия в районе размещения АЭС; параметры, связанные с распределением населения вокруг реакторной площадки АС и рационом питания местного производства; параметры, связанные с видами облучения, периодами времени и пребывания радионуклидов на поверхности земли. Выходная информация: расчет доз облучения для основных дозообразующих нуклидов. Физико-химические формы радиоактивных веществ следующие: инертные радиоактивные газы, молекулярный, органический и аэрозольный йод, аэрозоль для остальных нуклидов. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

В программе моделируются химические процессы, происходящие после выброса, и получившиеся в результате химические формы йода, цезия и их доли. Физические формы и процессы осаждения получившихся химических соединений в программе не моделируются. Химические процессы, происходящие с продуктами распада в первые мгновения после выброса (в атмосфере контейнмента либо контура реактора), численно моделируются при помощи матаппарата химической кинетики. На основе нескольких основных реакций, происходящих во время выброса в паро-водородной атмосфере, построены нестационарные численные уравнения. Программа вычисляет эволюцию концентрации веществ (Cs, Csl, I, I2, H20, H2, CsOH, HI, HOI, инертного газа и других) во времени. Входными данными для программы являются температура и начальные концентрации веществ. Результатом является временная зависимость соединений. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

При обосновании радиационной безопасности АЭС проводится расчет радиоактивных выбросов в окружающую среду с использованием коэффициента распределения йода. В более общем случае коэффициент распределения зависит не только от термодинамических параметров, но и от факторов, определяющих стационарное состояние двухфазной системы. Внешними параметрами, определяющими химические формы йода в парогазовой фазе, являются: мощность поглощенной дозы излучения, температура, давление и химический состав газовой фазы, включая общую концентрацию йода. Для корректного определения коэффициента распределения йода все вышеприведенные факторы должны учитываться одновременно. В связи с этим было разработано программное средство, позволяющее определять содержание различных форм неорганического йода и их химические превращения в паровоздушной среде в зависимости от текущих условий. Данная программа позволит моделировать протекание радиационно-химических превращений форм йода в паровоздушной среде с учетом изменения внешних параметров на АЭС. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

При обосновании радиационной безопасности АЭС используется коэффициент распределения йода. Одним из важных параметров, оказывающих влияние на распределение йода, является концентрация образующихся форм йода в растворе. Под действием внешних факторов (температура, мощность дозы излучения и состав сред, поступающих в раствор) соотношение форм йода в растворе будет все время изменяться, а следовательно, и изменять коэффициент распределения йода. Данная программа позволит моделировать протекание радиационно-химических превращений форм йода в растворе с учетом поступления в него технологических сред на АЭС. Fortran 90

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)