ИКРБС
№ АААА-Б16-316120810094-1Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 12 (2014 - 2016 гг.)
17.11.2016
Объектами и целями разработки по 12-му этапу государственного контракта №H.4x.44.9Б.14.1037 от 17 февраля 2014 г., дополнительному соглашению №1 от 15 января 2015 г., дополнительному соглашению №2 от 22 июня 2015 г. и дополнительному соглашению №3 от 18 февраля 2016 г. являются: верификационный отчёт отраслевого кода MCU-FR на основе метода Монте-Карло для решения стационарных задач; документация для подачи кода ODETTA на аттестацию; библиотеки процессингового кода NDP-ACE; верификационный отчёт кода HYDRA-IBRAE/LM/V2 применительно к моделям переноса продуктов деления, продуктов активации и продуктов коррозии в контурах РУ с натриевым теплоносителем; верификационный отчёт кода HYDRA-IBRAE/LM/V2 применительно к моделям переноса трития; руководство пользователя и руководство по моделям кода HYDRA-IBRAE/LM/V2 в части моделей массопереноса и моделей пористого тела для натриевого и свинцового теплоносителей; верификационный отчёт второй версии однофазного CFD модуля CONV-3D; перспективные специализированные вычислительные алгоритмы для использования на кластерных вычислительных системах экзафлопсной производительности; алгоритмы для решения однофазной слабосжимаемой теплогидродинамики при моделировании течений с учетом сил поверхностного натяжения и уравнения состояния; исходные данные и дополненная ими матрица верификации для однофазной теплогидродинамики; главы документации и программный модуль OXID в составе кода HYDRA-IBRAE/LM/V2; программный модуль, реализующий модель источника ПД с учётом физико-химического взаимодействия UO₂-топлива со свинцовым теплоносителем; математическая модель для описания влияния взаимодействия смешанного нитридного уран-плутониевого топлива со свинцовым теплоносителем на выход продуктов деления из топлива; программный модуль реализующего модель источника ПД с учётом физико-химического взаимодействия нитридного топлива с натриевым теплоносителем; экспериментальные данные для верификации расчетных кодов, предназначенных для моделирования переноса продуктов коррозии и продуктов деления в контурах реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем; расчётный код КУПОЛ-БР; верификационный отчёт кода КУПОЛ-БР; модели технологического оборудования и инженерных систем безопасности РУ БР для кода КУПОЛ-БР; физико-математические модели кода КУПОЛ-БР, позволяющие использовать переменные контрольные объемы; алгоритмы параллельных вычислений для кода КУПОЛ-БР; верификационный отчёт инженерной версии расчётного кода БЕРКУТ для разных видов топлива (UO₂, МОКС, смешанное нитридное топливо) с учётом статистической неопределённости конструкционных, эксплуатационных параметров и свойств материалов; усовершенствованный твэльный код БЕРКУТ, предназначенный для моделирования поведения одиночного твэла со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем как при нормальных режимах работы реакторной установки, так и в переходных и аварийных режимах; пользовательская документация усовершенствованной версии твэльного кода БЕРКУТ для оксидного топлива; трехмерные конечно-элементные модели гермоузлов и участков твэла РУ БРЕСТ-ОД-300 в предполагаемых условиях эксплуатации; исходные данные по геологическим характеристикам потенциального пункта захоронения; эффективные алгоритмы для проведения расчетов на массивно-параллельных ЭВМ в составе кода GeRa/V2; расчетный код GeRa/V2 с исходными данными для конкретного объекта; население, потенциально подверженное радиационному воздействию от радионуклидов в составе долгоживущих высокоактивных отходов реактора БРЕСТ-ОД-300, захороненных в подземном хранилище; откорректированная по результатам тестирования модель газоочистки; модель осветления (фильтрации) в динамическом режиме; модель осветления расплавов в динамическом режиме; термодинамическая модель вскрытия оболочек жидким цинком; термодинамическая модель регенерации электролита; модель регенерации кадмия в динамическом режиме; модель обращения со шламом в статическом режиме; модель регенерации цинка в динамическом режиме; откорректированная по результатам тестирования модель растворения; модель регенерации экстрагента в динамическом режиме; протестированная модель фракционирования; откорректированная по результатам тестирования модель разделения Am и Cm; откорректированная по результатам тестирования модель отверждения ВАО; база данных и валидация КОД ТП для проведения расчетных экспериментов и начала исследований по оптимизации технологических схем технологических переделов ЗЯТЦ, формулированию окончательных требований к оборудованию, алгоритмам контроля, диагностики и управления промышленной технологии замкнутого топливного цикла; актуализированная разработанными и доработанными в 2015 г. моделями технологических процессов ЗЯТЦ библиотека программных модулей кода ВИЗАРТ; алгоритмы оптимизации, целевые функции и критерии оптимизации с учетом технологической целесообразности, экономической привлекательности и требований ядерной, радиационной и экологической безопасности; протестированный модуль оптимизации технологических схем ЗЯТЦ; интегральный код СОКРАТ-БН; документация для подачи кода ЕВКЛИД/V1 применительно к РУ БРЕСТ и БН на аттестацию; расчётный код ЕВКЛИД/V2 с интегрированным модулем разрушения активной зоны; руководство по моделям и руководство пользователя кода ЕВКЛИД/V2, доработанное в части описания модулей разрушения а.з., распространения ПД в окружающей среде, массопереноса и распространения ПД в помещениях АЭС, нейтроники; код ЕВКЛИД/V2 с интегрированным программным модулем, реализующим модель источника ПД с учётом физико-химического взаимодействия нитридного топлива с Na-теплоносителем; аттестованное программное средство CRISS 5.3; экспериментальные исследования нестационарных режимов течения ТЖМТ, в частности двухфазного течения теплоноситель - пар и однофазного течения в сборке вертикальных стержней - имитаторов твэлов ТВС; СУРРК-Портал; СУРРК-ALM; специализированные средства препроцессора для отдельных расчётных кодов нового поколения; специализированные средства постпроцессора для отдельных расчётных кодов нового поколения; дополнительные функции системной оболочки: доступ к библиотеке решателей, доступ к библиотеке с функциями интерполяции, интеграция с базой данных свойств материалов и экспериментов, подключение модулей анализа чувствительности и неопределенности; системная оболочка, с включёнными в её состав кодами нового поколения; отчет о патентных исследованиях.
ГРНТИ
58.33.23 Теплоносители
58.01.21 Организация научно-исследовательских, опытно-конструкторских и проектных работ
58.33.07 Топливный цикл ядерных реакторов
58.91.13 Хранение, транспортировка и оборудование для транспортирования облученных твэлов
58.33.05 Расчеты ядерных реакторов
Ключевые слова
КОДЫ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ
РАЗРАБОТКА
ВЕРИФИКАЦИЯ
АТТЕСТАЦИЯ
РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
ЗАМКНУТЫЙ ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ? АКТИВНАЯ ЗОНА
АКТИВНОСТЬ
АКТИНОИДЫ
АНАЛИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
АЭРОЗОЛИ
АЭС
БАЗА ДАННЫХ
БИБЛИОТЕКА КОНСТАНТ
БЛОКИРОВКА
ВОДОРОД
ВЫГОРАНИЕ
ВЫХОД ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ
ВЫЧИСЛИТЕЛЬНЫЕ РЕСУРСЫ
ГАЗОВАЯ ПОЛОСТЬ
ГЕНЕРАЦИЯ ПУЗЫРЕЙ
ГИДРОГЕОЛОГИЧЕСКИЕ УСЛОВИЯ
ДЕЛЯЩИЕСЯ МАТЕРИАЛЫ
ДЕРЕВО ОТКАЗОВ
ДЕРЕВО СОБЫТИЙ
ДЕТЕКТОР
ДИФФУЗИЯ
ЕИП
ИЗОТОПЫ
ИНДИКАТОР
ИНЖЕНЕРНЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
ИНФОРМАЦИОННЫЙ ПОРТАЛ
КОНЦЕНТРАЦИЯ
КОРРОЗИЯ
МЕТОД КОНЕЧНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ
МЕТОДИКА РАСЧЕТА
МИКРОСТРУКТУРА ТОПЛИВА
МОДЕЛЬ ПОРИСТОГО ТЕЛА
МОДЕЛЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА
НАПРЯЖЕННО-ДЕФОРМИРОВАННОЕ СОСТОЯНИЕ
НАТРИЕВЫЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
ОБОЛОЧКА ТВЭЛА
ОДНОФАЗНАЯ СЛАБОСЖИМАЕМАЯ ТЕПЛОГИДРОДИНАМИКА
ОДНОФАЗНОЕ ТЕЧЕНИЕ
ОДНОФАЗНОСТЬ
ОКСИДНАЯ ПЛЁНКА
ОПТИМИЗАЦИЯ
ОПЫТНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ
ОПЫТНО-ФИЛЬТРАЦИОННЫЕ РАБОТЫ
ОСАЖДЕНИЕ
ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ОЦЕНЁННЫЕ ЯДЕРНЫЕ ДАННЫЕ
ПАРАЛЛЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ
ПЕРЕМЕННЫЕ КОНТРОЛЬНЫЕ ОБЪЕМЫ
ПЕРЕМЕЩЕНИЕ РАСПЛАВА
ПЕРЕНОС
ПЛОТНОСТЬ ТОПЛИВА
ПОВЕРХНОСТНОЕ НАТЯЖЕНИЕ
ПОЛЕ СКОРОСТИ
ПОЛОНИЙ
ПОМЕЩЕНИЯ АЭС
ПОСТПРОЦЕССОР
ПОТЕНЦИАЛЬНАЯ БИОЛОГИЧЕСКАЯ ОПАСНОСТЬ
ПРЕПРОЦЕССОР
ПРИМЕСИ
ПРОГРАММНАЯ ПЛАТФОРМА
ПРОДУКТЫ АКТИВАЦИИ
ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ
ПРОДУКТЫ КОРРОЗИИ
РАДИАЦИОННАЯ ОБСТАНОВКА
РАДИОНУКЛИДЫ
РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ
РАСПУХАНИЕ
СИСТЕМА ЛОКАЛИЗАЦИИ ТЕЧИ ПАРОГЕНЕРАТОРА
СИСТЕМНАЯ ОБОЛОЧКА
СКОРОСТЬ ВСПЛЫТИЯ
СКОРОСТЬ РЕАКЦИИ
СКОРОСТЬ СЧЕТА
СПЛАВ РОЗЕ
СТАЦИОНАРНЫЕ ЗАДАЧИ
ТЕМПЕРАТУРА
ТЕПЛОГИДРАВЛИКА
ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЕ РАВНОВЕСИЕ
ТЕРМОМЕХАНИЧЕСКОЕ ПОВЕДЕНИЕ
ТЕРМОХИМИЧЕСКОЕ РАВНОВЕСИЕ
ТЕХНИЧЕСКАЯ ПОДДЕРЖКА
ТЕХНОЛОГИИ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.
Детали
НИОКТР
№ 114050540005
Заказчик
ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ"
Исполнитель
Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук
Похожие документы
Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 11 (2014 - 2016 гг.)
0.957
ИКРБС
Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2018 года
0.957
НИОКТР
ОТЧЕТ О НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ РАБОТЕ «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2021-2023 годов» ЭТАП 3 (Книги 1, 4-5, 7-34)
0.956
РИД
Отчет о НИОКР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2017 года» (заключительный)
0.955
ИКРБС
Отчёт о НИР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2024–2025 годов» (промежуточный, этап 3), инв. № 0275-ДСП
0.954
РИД
Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2019
0.953
НИОКТР
Отчёт о НИР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2024–2025 годов» (промежуточный, этап 3), инв. № 0275-ДСП
0.949
ИКРБС
Отчёт о НИР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2024–2025 годов» (в 9-и книгах) (заключительный, этап 7), инв. № 0322-ДСП
0.949
РИД
Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах. Этап 2014-2015 годов. Этап 2 (промежуточный)
0.948
ИКРБС
ОТЧЕТ О НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ И ОПЫТНО-КОНСТРУКТОРСКОЙ РАБОТЕ «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2017 года» ЭТАП 1 (промежуточный)
0.948
ИКРБС