Развитие программного комплекса CYCLE для системного анализа ядерного топливного цикла

28.03.2016 2016 - №01 Топливный цикл и радиоактивные отходы

А.Г. Калашников А.Л. Мосеев В.М. Декусар В.В. Коробейников П.А. Мосеев

https://doi.org/10.26583/npe.2016.1.10

Программный комплекс (ПК) CYCLE предназначен для математического моделирования работы системы ядерной энергетики (ЯЭС) с тепловыми (ТР) и быстрыми (БР) реакторами в открытом и замкнутом топливных циклах, разработки сценариев эффективного развития ядерной энергетики в России и для анализа мировых тенденций в ядерной энергетике. Он основан на хорошо известной компьютерной программе WIMSD-5B, которая широко используется для тепловых расчетов ячеек реакторов, и на двумерном многогрупповом комплексе программ RZA для моделирования реакторов на быстрых нейтронах. ПК CYCLE был разработан в ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск. Статья содержит краткий обзор возможностей и информацию по современному состоянию ПК CYCLE. Комплекс позволяет моделировать основные объекты внешнего топливного цикла (предприятия по изготовлению и переработке топлива, хранилища ОЯТ, склады урана, плутония, нептуния, америция, кюрия и долговременное хранилище РАО), ядерные реакторы, в том числе РБМК-1000, современные и перспективные ВВЭР (с различными видами топлива), БР (современные и инновационные). Важной особенностью ПК CYCLE является тщательное рассмотрение эволюции нуклидного состава топлива как в реакторах, так и на внешней стадии топливного цикла. Дополнительной опцией CYCLE является расчет некоторых стоимостных параметров закрытого ядерного топливного цикла для атомных электростанций с тепловыми и быстрыми реакторами. На протяжении многих лет этот программный комплекс успешно используется в международном исследовательском проекте по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам – ИНПРО. Результаты исследований сценариев развития ЯЭС России с вариацией момента введения быстрых реакторов были представлены на Global-2011. Некоторые другие результаты моделирования с использованием ПК CYCLE были представлены на Global-2015.

Ссылки

1. Декусар В.М., Каграманян В.С., Калашников А.Г., Коробейников В.В., Коробицын В.Е., Клинов Д.А. Разработка математической модели топливного цикла атомной энергетики, состоящей из тепловых и быстрых реакторов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2010.- № 4.- С. 119-132.
2. Яценко А.М., Чебесков А.Н., Каграманян В.С., Калашников А.Г. Методика эквивалентирования плутония различного изотопного состава применительно к системным исследованиям в атомной энергетике. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2012, – №1. – С. 31-41.
3. Артемьев Н.И., Декусар В.М., Калашников А.Г., Мосеев А.Л. RZA – комплекс программ многогруппового расчета двумерного реактора в областях замедления и термализации нейтронов с учетом выгорания. Препринт ФЭИ - 1679, Обнинск, 1985.
4. NEA-1507, WIMSD5, Deterministic Multigroup Reactor Lattice Calculations. http://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1507/ , 22.12.2015.
5. WIMS-D library update: final report of a coordinated research project. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2007.
6. Мосеев П.А., Коробейников В.В., Мосеев А.Л. Оптимизация управления складскими запасами плутония в замкнутом топливном цикле с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах// Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013, – №2. – С. 123-132.
7. Экономика ядерного топливного цикла, ОЭСР / АЯЭ. – М.: Информ-Атом, 1999.
8. Декусар В.М., Колесникова М.С., Чижикова З.Н. Методика и программа расчета топливной составляющей стоимости производства электроэнергии на АЭС с тепловыми и быстрыми реакторами. Препринт ФЭИ-3243, Обнинск 2014.
9. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Guidance for the Application of an Assessment Methodology for Innovative Nuclear Energy Systems, INPRO Manual–– Economics, Volume 2of the Final Report of Phase 1 of the International Projection Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO), IAEA-TECDOC-1575/Rev.1, Vienna (2008).
10. Kagramanyan V., Poplavskaya E., Korobeynikov V., Kalashnikov A., Moseev A., Korobitsyn V. Analysis of Russian Transition Scenarios to Innovative Nuclear Energy System Based on Thermal and Fast Reactors with Closed Nuclear Fuel. Global 2011, Makuhari Messe, Chiba, Japan, December 11-16, 2011.
11. Егоров А.Ф., Калашников А.Г., Коробейников В.В., Коробицын В.Е., Мосеев А.Л., Мосеев П.А., Поплавская Е.В. Сравнение результатов моделирования развития ядерной энергетики России с помощью программных комплексов CYCLE и MESSAGE. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, – 2013, вып. 2. – С. 84-91.
12. Декусар В.М., Егоров А.Ф., Калашников А.Г., Коробейников В.В., Коробицын В.Е., Мосеев А.Л., Мосеев П.А. Моделирование работы международного ядерного топливного центра по предоставлению услуг странам ближнего зарубежья. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014, – №1. – С. 121-132.
13. Kagramanyan V., Usanov V., Kalashnikov A., Kvyatkovskii S. Medium-term Nuclear Industry Prospects Associated with Synergistic LWR/SFR System and Related Closed Nuclear Fuel Cycle, Proceedings of Global 2015, Paris (France), September 20-24, 2015, Paper 5115.

топливный цикл моделирование программный комплекс сценарий быстрый реактор нуклидный состав эквивалентирование плутония склад

Ссылка для цитирования статьи: Калашников А.Г., Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Мосеев П.А. Развитие программного комплекса CYCLE для системного анализа ядерного топливного цикла. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 1. – С. 91-99. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.1.10 .