Программы для ЭВМ

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)

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)

Программный модуль предназначен для учёта зависимости нейтронных сечений от самого решения через температуру топлива, температуру и плотность теплоносителя, концентрацию 135Хе в программах семейства MCU при расчетах аналоговыми и весовыми методами Монте-Карло нейтронно-физических характеристик активных зон водо-водяных реакторов большой мощности. Для расчёта температуры топлива и параметров теплоносителя в модуле реализованы различные теплофизические модели. Пространственное распределение равновесной концентрации 135Хе определяется по аналитической формуле с учётом зависимости значений выходов 135I и 135Хе от типа делящегося нуклида. Fortran 90/95

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

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)