Программы для ЭВМ

Программа предназначена для решения многогруппового уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в двух трехмерных геометриях: x,y,z и x,?,z . Основная область применения: расчёт радиационной нагрузки (флюенса эпитепловых и тепловых нейтронов, числа смещений на атом (СНА), вторичного гамма-излучения, энерговыделения, активации) на ВКУ, корпусе и биологической защите ядерных реакторов. Fortran 90

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

Программа предназначена для расчетного моделирования образования, миграции и накопления трития в теплоносителе и баках систем поддержания водно-химического режима первого контура, а также удаляемого трития с жидкими сбросами и газовыми выбросами на атомных электростанциях с реакторами типа ВВЭР. Fortran 90

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

Программа предназначена для расчета водородного показателя раствора аварийного приямка на атомных электростанциях с реактором типа ВВЭР в зависимости от температуры по методу матричной экспоненты, то есть на основании кинетического механизма, описывающего диссоциацию компонентов раствора. Расчетные результаты показывают высокую точность воспроизведения значений рН для различных растворов борной кислоты, калия и аммиака в широком диапазоне концентраций компонентов в температурном диапазоне от 25 до 300 °С, то есть шире, чем реальная область применения программы. Метод матричной экспоненты, использованный для численного решения системы дифференциальных уравнений химической кинетики, обладает гибкими настройками и позволяет получать устойчивый результат за разумное время. Расширение возможностей алгоритма за счет включения процедур расчета для различных сценариев протекания аварии с течью теплоносителя и работы оборудования при аварии представляется перспективным направлением развития программы. Такой реалистичный подход к оценке водородного показателя раствора в приямке в будущем позволит адекватно оценивать выход радиоактивного йода в окружающую среду, что является одной из важнейших задач радиационной безопасности АЭС. Fortran 90

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

Программа предназначена для расчета водородного показателя раствора аварийного приямка на атомных электростанциях с реактором типа ВВЭР в зависимости от температуры по методу Ньютона, то есть на основании равновесных констант диссоциации компонентов раствора. Fortran 90

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

Программа предназначена для расчетного моделирования образования и эволюции во времени различных химических форм радиоуглерода в теплоносителе первого контура АЭС с ВВЭР. Моделирование учитывает работу систем поддержания водно-химического режима первого контура и позволяет сделать количественные оценки значений газовых выбросов радиоуглерода за цикл работы энерголока. Fortran 90

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

Программа разработана для расчетов радиационных характеристик облученных материалов. Программа предназначена для расчетов изотопного состава, активности, остаточного энерговыделения, мощности источника нейтронов спонтанного деления и спектрального состава излучения. А также для расчета выхода радионуликдов из топлива при авариях и нормальном режиме работы реактора. Fortran 77

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

Программа предназначена для моделирования стационарного состояния реактора со всеми основными обратными связями, а также для проведения расчётных исследований нестационарных процессов любой длительности. Программа позволяет рассчитывать: пространственно-энергетическое распределение нейтронов, с учётом источников нейтронов не связанных с процессом деления ядер; К эфф , эффекты и коэффициенты реактивности; поля энерговыделения от реакции деления, остаточного энерговыделения и от замедления нейтронов в жидком теплоносителе; распределение тепла по элементам конструкции реактора; поля плотности теплоносителя, его температуры и давления; активность теплоносителя за счёт выхода летучих продуктов деления (J, Xe, Kr, Cs) из негерметичных твэлов. Fortran 77

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

Программа предназначена для оценки радиационных последствий аварий на объектах атомной энергетики, в результате которых в окружающую среду выходят радионуклиды, а также для оценки доз от непрерывных радиоактивных выбросов, имеющих место при нормальной работе объекта. Fortran 77

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

Программа предназначена для комплексного моделирования нейтронно-физических и теплогидравлических процессов, происходящих в исследовательском реакторе ПИК при авариях и переходных режимах, и может использоваться для оценки основных параметров РУ, необходимых для расчетного обоснования безопасности РУ ПИК. Fortran 77

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

Программа предназначена для расчета кинетики выхода продуктов деления (ПД) из микротвэлов (МТ). Для последовательного учёта эффектов задерживаемой доли и ограниченной растворимости. Программа позволяет задать предельную растворимость ПД в любом слое покрытия МТ, а также учесть влияние эффекта задерживаемой доли. Fortran 2018

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