Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Физические аспекты методологии анализа инцидента НИПС 11
1.1. Краткое описание аварий типа ATWS и инцидента НИПС как «предвестника» аварии UTOP 11
1.2. Описание основных физических процессов, сопровождающих инцидент 12
1.3. Критерии обоснования безопасности в инциденте 13
1.4. Разложение анализа инцидента по предметным областям 15
1.5. Вероятностный подход к обоснованию безопасности в условиях неопределенностей моделирования 19
1.6. Выводы к главе 1 35
ГЛАВА 2. Подходы к анализу инцидента НИПС 36
2.1. Роль нейтронно-физического анализа инцидента НИПС 36
2.2. Представление нестационарного распределения энерговыделения при движении поглощающего стержня 37
2.3. Сравнение методов расчета линейных нагрузок в начале и в конце инцидента 40
2.4. Основные функции нейтронно-физического анализа в обосновании проектного инцидента НИПС 46
2.5. Взаимосвязь нейтронно-физического и динамического анализов инцидента 48
2.6. Выводы к главе 2 51
ГЛАВА 3. Программная технология анализа инцидента НИПС в быстрых реакторах 52
3.1. Подходы к реализации современной технологии решения задач на ЭВМ, принятые в системе DSJCRW 52
3.2. Системный подход к замыканию нейтронно-физического моделирования инцидента и анализа расчетных функционалов 55
3.3. Определение возможностей целевой системы анализа 56
3.4. Функциональная структура ПСА верхнего уровня 58
3.5. Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DS ICRW 59
3.6. Выводы к главе 3 63
ГЛАВА 4. Реализация подсистемы подготовки сценарных моделей 64
4.1. Краткий обзор систем подготовки нейтронно-физических расчетных моделей 64
4.2. Требования к подсистеме подготовки сценарных моделей DSS MDB 66
4.3. Процесс формирования сценарной модели 67
4.4. Фазы работы пользователя в подсистеме 70
4.5. Компоненты и программное обеспечение подсистемы 71
4.6. Перестраиваемая база сценарных моделей для быстрых реакторов 73
4.7. Принципы физической организации базы FRMDB 79
4.8. Генератор баз типовых картограмм расчетных моделей GENMAP 80
4.9. Выводы к главе 4 86
ГЛАВА 5. Реализация подсистемы исполнения вычислительных сценариев 88
5.1. Логика функционирования подсистемы DSS SCR 88
5.2. Функциональное обеспечение подсистемы DSS SCR 96
5.3. Распределение внешней памяти в подсистеме 104
5.4. Выводы к главе 5 106
ГЛАВА 6. Реализация подсистемы анализа функционалов потока нейтронов 107
6.1. Требования к подсистеме анализа функционалов потока нейтронов 107
6.2. Роль и функции подсистемы DSS ANL в технологии анализа инцидента НИПС 108
6.3. Фазы работы пользователя в подсистеме анализа DSS ANL 109
6.4. Компоненты и программное обеспечение подсистемы 111
6.5. Выводы к главе 6 131
ГЛАВА 7. Применение программной системы DSJCRW к анализу инцидента НИПС в реакторах типа БН 132
7.1. Краткий обзор применения системы DS ICRW и аспекты верификации проблемных программ 132
7.2. Применение системы DSJtCRW в проектных исследованиях БН-600 гибридная активная зона 139
7.3. Выводы к главе 7 151
Заключение 152
Литература 156
Приложения 164
- Вероятностный подход к обоснованию безопасности в условиях неопределенностей моделирования
- Сравнение методов расчета линейных нагрузок в начале и в конце инцидента
- Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DS ICRW
- Перестраиваемая база сценарных моделей для быстрых реакторов
Введение к работе
Актуальность работы
В настоящее время значительно возросли требования к безопасности АЭС, а в связи с этим и требования к точности расчетных предсказаний физических характеристик ядерных реакторов, к качеству и детальности анализа изучаемых физических процессов.
Одной из важнейших задач обоснования безопасности АЭС является обеспечение контроля событий, связанных с управлением реактора при изменении его реактивности в случае инцидента несанкционированного извлечения поглощающего стержня (НИПС) системы СУЗ.
Анализ проектной аварии НИПС преследует цель обосновать отсутствие плавления топлива в инциденте и непревышения других пределов безопасной эксплуатации реакторной установки при срабатывании аварийной защиты реактора. Эта задача может быть решена на основе моделирования совокупности нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в реакторе, и анализа полученных распределений функционалов потока нейтронов в отдельных твэлах.
Обоснование непревышения пределов безопасной эксплуатации в инциденте НИПС оказывается сложной задачей по следующим основным причинам:
> Рассматриваемый инцидент необходимо моделировать для произвольного момента микрокампании реактора движением любого поглощающего стержня. Каждая из многих комбинаций этих двух факторов отличается спецификой протекания переходных процессов.
Потенциально опасные в инциденте твэлы заранее неизвестны и не могут быть определены из анализа номинального состояния.
Для обоснования непревышения пределов безопасной эксплуатации при проектной аварии НИПС необходимо проанализировать большой объем информации об изменяющихся состояниях твэлов в реакторе.
Таким образом, для расчетного моделирования и анализа инцидента НИПС требуется программное средство класса системы для автоматизации процессов применения методов анализа инцидента НИПС.
Целью работы является разработка программной системы нейтронно-физического анализа инцидента НИПС с возможностью расширения ее проблемного обеспечения на анализ ожидаемых переходных процессов в авариях без срабатывания аварийной защиты (сокращенно ATWS) в стадии до кипения теплоносителя и разрушения твэлов.
рос: национальная
1 *%№%
Научная новизна работы состоит:
В реализации уникальной программной системы анализа DSICRW на основе модифицированной с участием автора методологии анализа инцидента НИПС и разработанного в ФЭИ пакета комплексов нейтронно-физических программ PBP-3D.
В автоматизации поиска вероятностным методом потенциально опасных твэлов с возможностью последующей оценки штрафа мощности реактора.
Во внедрении уникальной технологии подготовки и автоматической генерации форматированных входных данных для расчетов на основе перестраиваемого сценария моделирования. Технология может применяться в разных предметных областях, например, в оптимизации проектных активных зон по альтернативным критериям.
В реализации уникального управления переменным множеством баз многомерных функционалов и сервисных баз данных для проведения компьютерного функционального анализа с применением реляционной алгебры.
В автоматизированном выполнении замкнутого цикла работ, начиная с визуальной подготовки расчетных моделей и заканчивая отчетами о проведенном анализе. Во всех фазах работ можно выполнить как импорт данных в соответствующую базу данных, так и разные функции экспорта, важнейшими из которых являются функции экспорта данных в файлы для кодов смежных предметных областей, таких как динамический анализ, теплогидравлический расчет и анализ безопасности (SAS4A).
Практическая значимость
Система DSICRW использовалась в течение последних пяти лет для изучения характеристик деформации поля энерговьщеления в инциденте НИПС для нескольких типов быстрых реакторов средней мощности типа БН-600, БН-800 и большой мощности 1200-1600 МВт, отличающихся видом топлива и их функцией (бридеры, выжигатели плутония и младших актинидов).
Упорядоченные в хронологическом порядке расчетных исследований инцидентов НИПС с помощью системы DSICRW типы реакторов составляют следующий список:
SUPERPHENIX-1200(SPHX);
БН-800;
БН-600, проект гибридной активной зоны;
БН-1600;
JFR-1300 и другие проектные варианты реакторов в рамках контрактов МНТЦ(№650,№1321).
з Основные положения и результаты, вынесенные на защиту
Алгоритмы методологии анализа инцидента НИПС, реализованные в системе DSJCRW.
Принципы и средства поддержки современной технологии решения задач на ЭВМ, внедренные в систему DSJCRW.
Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DSJCRW.
Метод анализа переменного множества таблиц многомерных функционалов потока нейтронов с применением реляционной алгебры.
Программная система анализа DSJCRW инцидента НИПС.
Публикации
По теме диссертации соискатель имеет 40 опубликованных работ, из них 13 статей, 13 докладов на международных и российских конференциях и семинарах и 2 препринта.
Структура и объем диссертации
Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения и приложения. Её основной объем без приложения составляет 163 страницы, а общий-184 страницы, включая 38 рисунков, 20 таблиц и список цитируемой литературы, содержащий 99 наименований.
Вероятностный подход к обоснованию безопасности в условиях неопределенностей моделирования
Вторая проблема связана с тем, что анализ инцидента НИПС должен выполняться с учетом неопределенностей проектных данных. Помимо оценки неопределенностей самих предельных значений линейной нагрузки по отношению к разным пределам безопасной эксплуатации и неопределенностей моделирования параметров реактора в конце инцидента НИПС, должны быть выработаны и обоснованы вероятностные/статистические критерии удовлетворения исходным требованиям безопасности. Действительно, в условиях неопределенности «исключить» то или иное событие можно лишь с некоторой вероятностью. Так, например, во французской методологии [3] безопасность в инциденте НИПС обосновывается при достижении значением вероятности избежать начала плавления топлива величины 99%. Заметим, что это единственный критерий безопасности во Франции для этой проектной аварии.
Одной из важнейших особенностей переходного процесса НИПС является сильное локальное влияние извлекаемого ПС на изменение формы поля энерговыделения в ТВС, расположенных рядом с ним. Это изменение может даже превышать изменение мощности ТВС за счет динамического роста мощности реактора.
Извлечение ПС деформирует также поле энерговыделения в целом по реактору так, что формируется глобальный перекос в распределении мощностей ТВС в сравнении с распределением в начале инцидента и, соответственно, перекос в распределении максимального энерговыделения.
Локальные и глобальные изменения формы поля энерговыделения во временном интервале развития инцидента могут быть рассчитаны независимо от развития остальных процессов в реакторе. Это утверждение исключительно важно, т.к. оно лежит в основе построения методологии анализа инцидента. Оно вытекает из следующего. Возмущение, вносимое непосредственно перемещением ПС и изменяющее конфигурацию активной зоны, известно априори вплоть до конца инцидента, т.к. скорость извлечения ПС постоянна. Возмущения нейтронно-физических макроконстант за счет возмущений температурных распределений, неизвестных априори, материалов активной зоны влияют на форму нейтронного поля на уровне значительно более низком, чем непосредственное перемещение ПС. Возмущения нейтронно-физических параметров за счет перестройки геометрии топливного сердечника в твэлах могли бы повлиять через эффекты гетерогенной структуры ТВС, но они отсутствуют в реакторах типа БН. Таким образом, модели для анализа эволюции формы поля энерговыделения могут быть построены априори, и соответствующий анализ может быть проведен в первую очередь до анализа в остальных областях.
Анализ инцидента НИПС требует знания кривой роста мощности реактора при извлечении ПС с учетом обратных связей. Получение этой информации является одним из предметов динамических расчетов, требуемая детальность которых зависит от целевых функций. В настоящее время разработаны коды анализа безопасности, например, [14,15], в которых предпринимается попытка очень детально описать нестационарные процессы в топливе и в оболочке твэлов. Детальные распределения температуры и напряженного состояния топлива и оболочки позволяют отслеживать процесс приближения параметров к их предельным значениям (температура плавления топлива, предел упругости, предел текучести и т.д.). Однако, эта информация (далее речь идет о температуре) непосредственно не используется для расчета реактивности обратных связей в топливе. Используются лишь средние значения температуры и ее изменений, средние значения, относящиеся к каналу, в который обычно объединяются до нескольких тысяч твэлов. Выделение в канал нескольких твэлов, а тем более одного твэла, оправдано в том случае, если твэлы предварительно отобраны экспертами как имеющие параметры наиболее близкие к предельно допустимым в инциденте НИПС.
Для описания же изменений средней температуры топлива в канале реактора с целью расчета кривой изменения мощности в инциденте НИПС в динамических кодах могут быть использованы более простые модели, основанные на балансе энергии, чем механистические модели поведения топлива. Поэтому детальный анализ поведения топлива и твэлов в ТВС, которые окажутся кандидатами в качестве определяющих безопасность в инциденте НИПС, может быть проведен после расчета динамического экскурса мощности реактора.
Результаты анализа формоизменения нейтронного поля позволяют определить наиболее нагруженный твэл в каждый момент времени инцидента. Использование кривой роста мощности реактора во времени дает для этого твэла абсолютное значение максимальной линейной нагрузки в каждый момент времени.
Результаты динамического анализа инцидента совместно с результатами анализа изменения поля энерговыделения создают основу для проведения анализа поведения топлива в нестационарном процессе лишь для выделенной совокупности «опасных» твэлов.
Таким образом, анализ переходных процессов, происходящих одновременно в инциденте, расщепляется на последовательно проводимые анализы переходных процессов в отдельных областях [7]. При этом, нейтронно-физический переходный процесс описывается независимо от остальных аспектов полного переходного процесса перехода реактора из начального в конечное состояние. Динамический переходный процесс использует результаты количественного анализа нейтронно-физических аспектов, уже определенных для всего временного интервала инцидента, и, наконец, анализ нестационарного процесса достижения максимальной линейной нагрузкой значения начала плавления Р проводится на основе результатов двух предыдущих анализов.
После выполнения детерминистического анализа переходных процессов в этих трех областях и выполнения некоторых параметризаций максимальной линейной нагрузки относительно введенной реактивности ПС может быть построена связь (соотношение) между максимальной линейной нагрузкой в конце инцидента, введенной к этому времени реактивностью ПС и установленным значением в системе контроля мощности для максимального превышения мощности реактора. Это соотношение должно рассматриваться как соотношение для соответствующих неопределенных величин. Оценка значений неопределенностей всех вовлеченных в это соотношение параметров позволяет построить распределение неопределенности максимальной линейной нагрузки в конце инцидента.
Затем должны быть построены распределения неопределенных значений для линейных нагрузок, соответствующих требованиям безопасной работы РУ.
Анализ каждого конкретного случая инцидента НИПС заканчивается расчетом вероятности избежать соответствующего предела безопасной работы РУ. Если для какого-либо случая эта вероятность окажется ниже регламентированного значения (например, 99%), то выполняется анализ с целью поиска причины, и вносятся изменения в проект, обеспечивающие требования безопасности.
Сравнение методов расчета линейных нагрузок в начале и в конце инцидента
Система детектирования, основанная на мониторинге в реальном времени изменения подогрева теплоносителя на выходе каждой ТВС, не оказывается эффективной для регистрации самохода любого ПС. Например, она не срабатывает первой в случае самохода ПС внутреннего кольца в реакторе SPHX и оказывается эффективной только для ПС внешнего кольца.
Система детектирования по нейтронным датчикам заведомо не обеспечивает «исключения» начала плавления топлива в случае инцидента НИПС в реакторе SPHX при достижении мощностью реактора значения \.\ЪРном.
В реакторах типа БН проектом не предусмотрен мониторинг изменения подогрева в каждой ТВС. Поэтому для анализа состояния «конец инцидента» должны моделироваться либо система детектирования мощности реактора по показаниям нейтронных датчиков, либо система по времени удвоения «нейтронной» мощности реактора. Последняя система для типичных случаев извлечения КС со скоростью 5 мм/сек не может сформировать аварийный сигнал, так как значение «уставки» составляет T2,min==20 сек [18], а темп прироста мощности реактора в этом случае 0.5%/сек. Требуется также проверка работы системы детектирования в случай извлечения стержня типа АР, т.к. скорость его перемещения может составлять 70 мм/сек.
Если в процессе анализа инцидента с учетом всех неопределенностей обнаруживается, что система детектирования срабатывает (конец инцидента) после нарушения хотя бы одного ПБЭ, то должна последовать рекомендация оценки штрафа мощности реактора, как это было выполнено для реактора SPHX. Для последней компоновки активной зоны штраф SPHX составил 20% от номинальной мощности реактора и был подтвержден в анализе инцидента НИПС, проведенным с участием автора на основе нейтронно-физической информации, поставляемой системой DS_ICRW.
Таким образом, для существующих и новых проектов реакторов типа БН является актуальным вопрос о необходимости совместного моделирования инцидента НИПС и системы детектирования, основанной на регистрации изменения нейтронного поля в окрестности извлекаемого ПС с помощью нейтронных датчиков, и построения корреляций между моделируемыми показаниями детекторов и максимумами расчетных значений линейной нагрузки и других функционалов, поставленных в соответствие пределам безопасной эксплуатации реактора.
Инцидент НИПС относится к классу проектных аварий по правилам ПБЯ РУ, сопровождается ростом мощности реактора и переходит в запроектную аварию UTOP в случае несрабатывания систем защиты. 2. Основное возмущение в инциденте НИПС вносится перемещением ПС, приводящим к существенной перестройке формы поля энерговыделения, что обуславливает возможность разложения анализа инцидента по следующим предметным областям: ? Нейтронно-физический анализ эволюции формы поля энерговыделения с учетом систем детектирования; ? Динамический анализ; ? Анализ поведения топлива; ? Анализ неопределенностей параметров методологии. 3. Программная система анализа DS_ICRW обеспечивает перечисленные типы анализа нейтронно-физической информацией и импортирует результаты выполнения их методов с целью определения кандидатов в НШТ и их характеристик по отношению к различным пределам безопасной эксплуатации реакторов. 4. Система DS_ICRW позволяет варьировать критерий отбора НШТ (снимается ограничение французской методологии) и выполняет схему выявления кандидатов в НШТ с вероятностным критерием для произвольной загрузки активной зоны и различных пределов безопасной эксплуатации реакторов. 5. Сужение пространства поиска кандидатов в НШТ в системе DS_ICRW происходит в два этапа: 6. Поиск по позициям извлечения ПС твэлов с максимальными значениями характеристик, поставленных в соответствие пределам безопасной эксплуатации реакторов; 7. Поиск в ограниченном наборе ТВ С сегментов твэлов, в которых нарушается равенство Pavo,d=Pavoid в рамках вероятностного подхода к обоснованию безопасности. 8. Для получения обоснованной оценки конца инцидента и штрафа мощности реактора необходимо совместно моделировать инцидент НИПС и системы его детектирования. В данной главе приведены подходы и методы нейтронно-физического анализа инцидента НИПС. Рассматривается требование к обоснованию безопасности РУ в проектных авариях, в частности для инцидента НИПС, исключить плавление топлива. Конец инцидента НИПС определяется для системы детектирования мощности реактора по показаниям нейтронных датчиков предусмотренной проектами реакторов типа БН. В главе проводится сравнение определений и методов расчета основных параметров методологии, принятых в Ядерном Центре Кадараш (КАЭ, Франция) и реализованных автором в целевой программной системе анализа инцидента DS_ICRW.
Одной из важнейших особенностей переходного процесса НИПС является сильное локальное влияние выдвигаемого поглощающего стержня на изменение формы поля энерговыделения в ТВС, расположенных рядом с движущимся поглощающим стержнем. Это приводит к сильному росту мощности в ТВС только за счет этого фактора. Это изменение превышает изменение мощности ТВС за счет динамического роста мощности реактора. Вследствие перераспределения формы поля энерговыделения в локальном и глобальном масштабах возможно превышение более, чем в два раза роста максимального энерговыделения в ТВС по отношению к росту мощности реактора за один и тот же промежуток времени [7].
Детектирующие системы быстрых реакторов, таких как БН и SUPERPHENIX, формируют аварийный сигнал на срабатывание A3 при превышении номинальной мощности на 13%-15% по показаниям нейтронных датчиков, в то время как точка плавления топлива может быть уже достигнута за счет опережающего темпа роста форм-фактора энерговыделения, наблюдающегося в инциденте. В результате может оказаться, что предельное значение мощности реактора, не допускающее плавление топлива, будет ниже установленного значения, обеспечивающего нормальную эксплуатацию реактора.
Из вышеизложенного следует первоочередность проведения нейтронно-физического анализа инцидента НИПС в общей структуре анализа. Этот анализ играет ключевую роль на стадиях
Технология анализа инцидента НИПС, реализованная в системе DS ICRW
Комплексы 3-х мерного нейтронно-физического расчета такие, как TRIGEX [39], Z3DB [40], JARFR [41], решают широкий набор задач [42], возникающих при проектировании и исследовании быстрых реакторов. Входные данные для этих комплексов форматируются по некоторым правилам ввода переменных оператора NAMELIST языка FORTRAN [43], а выходные данные частично выводятся в текстовые файлы для печати, а частично или полностью записываются в двоичные файлы, структуры которых не всегда известны пользователям. При такой организации обменов данными попытка провести расчеты, в которых комплексы вызываются несколько раз и управляются вычислительным сценарием [44], реализующим некоторый физический сценарий, в общем случае оканчивается неуспехом. Одна из главных причин заключается в том, что комплексы проектируются для расчета и печати физических характеристик реакторов, но не для сквозного применения в цепочках расчетов (конвейерах), не говоря уже о более сложных схемах управления. Например, обычно никак не предусматривается автоматический цепочечный переход от решения условно-критической задачи к задаче выгорания топлива. Не во всех комплексах предусмотрена или доведена до совершенства расчетная база данных, позволяющая получать распределения необходимых функционалов из неизбыточного множества сохраняемых стандартных величин по специальному запросу пользователя. В результате невозможно организовать централизованную подготовку и логический анализ разных типов функционалов современными компьютерными методами.
С другой стороны, в настоящее время возникла потребность в построении программных систем [10], моделирующих протекание связанных физических процессов в активных зонах реакторов типа БН. Этот подход рассматривается как передовая технология организация работы с множествами программ [45]. К этому множеству можно отнести и специальным образом модифицированные комплексы программ, наработанные в предметной области.
Однако, собственно моделирование является только промежуточным звеном на пути к физическому анализу поведения реактора в рассматриваемом сценарии.
Запуская на выполнение сложный вычислительный сценарий, необходимо предусмотреть отслеживание и запоминание промежуточных состояний реактора по временным событиям, например, по положению решетки компенсирующих стержней, с целью дальнейшего их анализа по критериям физика-аналитика.
Для поддержки вычислений, управляемых сценарием, и последующего анализа характеристик и функционалов реактора необходимо разработать достаточно универсальную системную инфраструктуру [46], скрывающую от аналитика механизмы управления модулями и данными, но позволяющую построить для него интеллектуальный интерфейс (ИИНТ) [47]. ИИНТ должен обеспечивать весь процесс по принятию аналитиком решения, начиная с возникновения информационной потребности.
Для выбора конфигурации программного средства (ПСР) применим качественный критерий [44], определяющий программное пространство ПСР с координатами 1) "содержание"; 2) "объем"; 3) "форма". ПСР DS_ICRW реализовано как задел для разработки ПСР в поддержку анализа аварий класса ATWS (замысел диссертационной работы), кратко описанных в главе 1. Универсальность программных блоков, представленных на рис. 3.1, больше, чем это нужно только для анализа инцидента НИПС. ПСР DS_ICRW позволяет формировать канальные распределения функционалов стартовых состояний активных зон для динамического анализа аварий UTOP, ULOF, ULOHS . Моделирование переходных процессов типа НИПС в реакторах типа БН составляет по содержанию замкнутый класс задач, процесс решения которых допускает автоматическое управление с помощью СЦМ. Моделирование может происходить со сменяемыми комплексами нейтронно-физических программ, реализующими разные приближения к решению стационарного или нестационарного уравнения переноса нейтронов. В любом случае комплексы должны быть адаптированы для работы с централизованной расчетной базой данных. Задачи и соответствующие диалоговые сценарии принятия решений в развивающейся методологии анализа инцидента для различных конфигураций активных зон невозможно заранее указать в виде перечня. Объем потребляемой информации и задач велик, имеется большое разнообразие постановок задач, что требует от ПСР обеспечения фаз подготовки и завершения, а также пользовательского комфорта. Разработанное автором ПСР невозможно определить множеством, библиотекой программ или комплексом моделирования, т.к. ПСР управляет множеством проблемных комплексов, модулей логического анализа, а фазы работ в ПСР делятся на ? подготовку расчетных моделей, ? моделирование, ? анализ, в каждой из которых задействована своя база данных. Форма задач сложна, для сложных структур данных требуется как монологовое, так и диалоговое использование, требуются дорогостоящие механизмы управления. Из выше сказанного следует, разработанное ПСР по конфигурации можно отнести к специализированной программной системе -анализа (ПСА). Все функции, которые выполняет ПСА, разбиваются на несколько следующих категорий: 1) Административные, необходимые для 1.1) ввода и модификации следующих формальных спецификаций (ФСП): 1.1.1) моделей; 1.1.2) сценариев; 1.1.3) задач принятия решений, 1.2) поиска неполных и неточных ФСП; 1.3) восстановления целостности баз данных после сбоев; 1.4) создания резервных копий баз данных. 2) Справочные, необходимые для 2.1) выдачи номенклатуры готовых ФСП; 2.2) просмотра или формирования отчета о конкретной ФСП. 3) Служебные, обеспечивающие надежное выполнение нейтронно-физических расчетов; 4) Аналитические для поддержки принятия решения по альтернативным критериям о поведении активной зоны реактора. Для принятия верного решения физиком о поведении активной зоны реактора необходимо переработать большие объемы информации, рассмотреть множество альтернатив, учесть влияние различных факторов, оценить вероятные последствия того или иного решения. Это объясняется тем, что аварии типа НИПС моделируются в каком-то приближении, определяемом дискретными схемами расчетных кодов, и тем,что невозможно построить строгий алгоритм решения задачи о безопасности реактора, т.к. анализ проводится по многим количественным и качественным критериям. Поэтому в ПСА закладываются возможности 1) систем логического вывода и запросов к базе данных физических функционалов [48] и 2) систем поддержки принятия решений (СППР) [49] для многокритериального сравнительного анализа информации с учетом предпочтительности критериев.
Перестраиваемая база сценарных моделей для быстрых реакторов
Первая версия GENMAP удовлетворяет перечисленным выше требованиям и позволяет: 1) формировать плановые картограммы пяти разновидностей по углу симметрии (30,60,120,180,360 градусов); 2) импортировать и экспортировать плановые картограммы кодов TRIGEX [39] и PEP-3D, представленные в виде именованного списка NAMELIST [43]; 3) программно и таблично редактировать картограммы несколькими способами; 4) дублировать окна с картограммами, создавая в каждом свои оттеночные слои или маркировки символами; 5) вписывать в один шестиугольник плановой или прямоугольник аксиальной картограмм до девяти различных меток; 6) маркировать картограммы символами из большого разнообразия стандартных и пользовательских символьных наборов, включающих растровые пиктограммы. Каждый тип картограммы выполнены как таблицы MAPINFO. Таблица включает собственно данные и ссылки этих данных на графические объекты, составляющие графический шаблон картограммы. При открытии картограммы открывается набор данных картограмм (табличная часть) и окно с составным изображением картограммы (графическая часть). На рис.4.8. представлен стандартный для бенчмарков быстрых реакторов пример аксиальной картограммы одной из моделей реактора SUPERPHENIX. Перечисленные возможности, реализованные автором в генераторе GENMAP, не исчерпывают возможностей системы MAPINFO применительно к способам проектирования и разметки картограмм. К интересным, но требующим реализации, особенностям относятся: 1) формирование разных графических шаблонов (узоров) плановых картограмм (элементы с зазором и без, уникальные по конструкции элементы загрузки и т.д.); 2) формирование тематической библиотеки символов для обозначения типов элементов загрузки реактора; 3) другие. 1. Спроектированная и запрограммированная автором подсистема подготовки сценарных моделей представляет собой полезное и часто используемое для нейтронно-физических расчетов программное средство, повышающее производительность труда физика-аналитика при автоматизированном формировании расчетных заданий.
Проектные спецификации подсистемы подготовки сценарных моделей построены на обобщении известных из публикаций подходов к формированию расчетных моделей для проведения сложных вычислительных работ и экспериментов.
Процесс формирования сценарной модели для анализа инцидента НИПС можно рассматривать как частный случай планирования и заполнения модулей входных данных для изначально заданных расчетных схем и пакета комплексов трехмерного нейтронно-физического расчета реактора.
Сценарная модель как объект имеет свойство перестраиваться по своей структуре в зависимости от заданного сценария моделирования. Разложение сценарной модели на условно-независимые модули данных облегчает процесс проверки каждого модуля и комплексную кросс-проверку между модулями, обеспечивает эволюционное развитие и наращивание возможностей подсистемы подготовки.
Работа пользователя в подсистеме DSS_MDB разложена на фазы создания (открытия) сценарной модели, контроля и генерации вычислительных сценариев для операционной системы компьютера. С помощью визуализации дерева компонент сценарной модели пользователь прозрачно и интуитивно работает со знакомыми терминами и величинами, характерными для предметной области «Нейтронно-физический расчет», чем достигается определенный уровень интеллектуальности интерфейса пользователя. 6. База сценарных моделей FRMDB покрывает своей номенклатурой данных совокупность задач анализа инцидента НИПС и имеет свойство перестраиваться на более широкий класс задач ATWS. 7. С помощью мастера типовых картограмм GENMAP пользователь формирует пакет проверенных визуально и логически картограмм. 8. Автоматический синтез файлов вычислительного сценария для целевой операционной системы является интеллектуальной составляющей подсистемы, позволяющей варьировать любые параметры модели, скрыть от пользователя программистские или инженерные особенности, сложность и недостатки языка подготовки входных данных для различных кодов нейтронно-физического расчета. 9. Универсальность подсистемы больше, чем того нужно только для анализа инцидента НИПС, за счет того, что сценарий, сценарная модель и база сценарных моделей имеют свойства гибкой перестройки своих компонент. Формализм обобщенного сценария заимствован автором из сценарного подхода в технологии создания диалоговых систем. Для анализа инцидента НИПС реализованы частные случаи обобщенного сценария с управляющими схемами «цепочка» и «цепочка в цикле». Интерпретация сценария в обобщенном виде требует реализации сложного планирования входных данных и рассматривается автором в качестве одной из задач разработки системы анализа аварий типа ATWS. В данной главе приведены проектные решения и описание программной реализации подсистемы исполнения вычислительных сценариев DSS_SCR в составе системы DS_ICRW. Логика функционирования подсистемы заимствована и конкретизирована из проекта интегрированной программной системы (ИПС) CODYNA [9], в разработке макета которой участвовал автор диссертации. В главе нашли отражение информационно-функциональная схема DS_ICRW и ее связи по данным со схемами расчетов по теории возмущений и динамического анализа, а также генеральная спецификация переменных подсистемы. В отличие от макета ИПС проблемное программное обеспечение DS_ICRW составляют комплексы из пакета PBP-3D, спецификации и описания методов которых приведены в данной главе. Логика функционирования подсистемы заимствована и конкретизирована из проекта ИПС CODYNA, в рамках которого была разработана информационно-функциональная схема (ИФС) совместного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета [9,10]. Конкретизация заключалась в разделении ИФС на три составляющие и явное выделение схемы DS_ICRW, подчиненной анализу безопасности реакторов типа БН. Ниже представлены эти три составляющие ИФС: 1) схема моделирования выгорания топлива в кампании реактора и изменения профиля энерговыделения во время инцидента НИПС в системе DS_ICRW.
