В основе детерминистического расчетного анализа безопасности ядерного оборудования АЭС лежат термогидравлические (ТГ) и нейтронно-кинетические (НК) расчеты, которые проводятся в секции ядерной безопасности АЭС компании TES s.r.o.
Для выполнения данного расчетного анализа компания TES s.r.o. применяет специализированное программное обеспечение (ПО), которое используются во многих энергетических и инжиниринговых компаниях, исследовательских организациях и органах надзора по всему миру:
CAMP a CSARPОсновными расчетными программами детерминистического анализа безопасности ядерного оборудования АЭС являются расчетные коды, применяемые компанией TES s.r.o. в рамках международных программ CAMP (Code Applications and Maintenance Program) и CSARP (Cooperative Severe Accident Research Program), что позволяет компании принимать активное участие в дальнейшем развитии и независимой валидации данных расчетных программ.
|
Независимая оценка Государственного надзорного органа по ядерной безопасности (SÚJB)Условием применения расчетных программ для проведения анализа безопасности АЭС в Чешской Республике является проведение независимой оценки данных расчетных программ и и организаций-пользователей этих программ согласно директиве VDS 030 Государственного надзорного органа по ядерной безопасности Чехии (SÚJB). В настоящее время компания TES s.r.o. является одной из немногих компаний, которая применяет для анализа безопасности АЭС в Чешской Республике три расчетные программы, утвержденные согласно директиве VDS 030: RELAP5/MOD3.3, TRACE V5.0 и MELCOR 2.1. |
Расчетные моделиДля анализа безопасности ядерного оборудования АЭС в TES s.r.o. разработан ряд расчетных моделей посредством вышеприведенных расчетных программ. Приведенный ниже перечень расчетных моделей не является полным, представлены лишь наиболее значимые из них:
Все расчетные модели были проверены на основе анализа реальных событий и пусковых испытаний на АЭС, а также на основе тестов, проведенных на экспериментальном оборудовании типа ITF или SETF.
|
Обзор основных расчетных моделей и объем их валидации приведены в следующих таблицах: Расчетные модели ядерного оборудования АЭС для термогидравлических расчетов и их валидацииРасчетные модели ядерного оборудования АЭС для нейтронно-кинетических расчетов и их валидацииРасчетные модели оборудования АЭС для расчета контейнмента, тяжелых аварий и их валидации |