ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Артемов В.Г., Артемова Л.М., Михеев П.А.

Организация

ФГУП «Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова», Сосновый Бор, Россия

Артемов В.Г. – заведующий лабораторией, кандидат технических наук.
Артемова Л.М. – старший научный сотрудник.
Михеев П.А. – старший научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 188540, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Копорское шоссе, 72. Тел.: (81369)6-08-83; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript..

Аннотация

В статье рассмотрены возможности метода анализа неопределенности и чувствительности (АНЧ) для оценки погрешности расчета мощности при верификации программных средств (ПС) в сравнении с данными, полученными в экспериментах на реальных энергоблоках. Задача оценки погрешности расчетов при верификации ПС в сравнении с измерениями, полученными в экспериментах на реальных энергоблоках, и задача оценки консерватизма при выполнении анализов безопасности рассматриваются как две взаимосвязанные задачи. Определяющим моментом в данном подходе является то, что один или несколько тестовых экспериментов подбираются и включаются в матрицу верификации ПС при условии, что в них реализуются те же физические явления, что и в аварийном режиме. В качестве критерия для обоснования «представительности» соответствующего эксперимента предлагается использовать близость оцененных по результатам расчетов коэффициентов корреляции исследуемых характеристик и параметров расчетной модели в аварийном режиме и в тестовом эксперименте. На примере моделирования конкретных экспериментальных режимов ВВЭР-1000 продемонстрирована схема выполнения расчетов методом АНЧ с использованием сопряженной нейтронно-физической и теплогидравлической модели, подготовленной на основе ПС КОРСАР/ГП и САПФИР_95&RC_ВВЭР.

Ключевые слова
оценка погрешности расчета мощности, метод анализа неопределенности и чувствительности, сопряженный нейтронно-физический и теплогидравлический расчет

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.51

Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 3, 3:8