معرفی کد و نرم افزار های مورد استفاده در مطالعات راکتور

کمیسیون تنظیم مقررات هسته‌ای ایالات متحده (NRC) از کدهای کامپیوتری برای مدل‌سازی و ارزیابی رفتار سوخت، سینتیک راکتور، شرایط حرارتی-هیدرولیکی، پیشرفت تصادف شدید، دوز وابسته به زمان برای حوادث مبتنی بر طراحی، آمادگی و واکنش اضطراری، اثرات سلامتی، انتقال رادیونوکلئید استفاده می‌کند. و عملکرد مواد در شرایط عملیاتی مختلف و شرایط تصادف فرضی. نتایج به‌کارگیری کدها از تصمیم‌گیری برای فعالیت‌های مبتنی بر ریسک، بررسی کدهای صاحبان مجوز و انجام محاسبات حسابرسی، و حل مسائل فنی دیگر پشتیبانی می‌کند. توسعه کد به سمت بهبود واقع گرایی و قابلیت اطمینان نتایج کد و سهولت استفاده از کدها انجام می شود. 

کدهای احتمالی ارزیابی ریسک

SAPHIRE

برنامه های تحلیل سیستم برای قابلیت اطمینان یکپارچه عملی (SAPHIRE) برای انجام ارزیابی های احتمالی خطر استفاده می شود.

کدهای رفتار سوخت

کدهای رفتار سوخت برای ارزیابی رفتار سوخت در شرایط مختلف عملکرد راکتور استفاده می شود:

FRAPCON-3 یک کد کامپیوتری است که برای تجزیه و تحلیل حالت پایدار و گذرا خفیف رفتار یک میله سوخت منفرد تحت شرایط عملکرد تقریباً نرمال راکتور استفاده می شود.

FRAPTRAN یک کد کامپیوتری است که برای تجزیه و تحلیل تصادفات مبتنی بر طراحی و گذرا از رفتار یک میله سوخت منفرد در شرایط عملکرد غیرعادی راکتور استفاده می شود.

کدهای سینتیک راکتور

سینتیک راکتور برای به دست آوردن توزیع شار نوترون گذرا راکتور استفاده می شود:

PARCS

شبیه ساز هسته راکتور پیشرفته پوردو (PARCS) یک کد کامپیوتری است که معادله انتشار نوترون دو گروهی وابسته به زمان را در هندسه دکارتی سه بعدی با استفاده از روش های گره ای برای به دست آوردن توزیع شار نوترون گذرا حل می کند. این کد ممکن است در تجزیه و تحلیل حوادث ناشی از واکنش پذیری در راکتورهای آب سبک که اثرات فضایی ممکن است مهم باشد استفاده شود. ممکن است در حالت مستقل اجرا شود یا با سایر کدهای هیدرولیک حرارتی NRC مانند RELAP5 همراه شود.

کدهای حرارتی-هیدرولیک

محاسبات پیشرفته نقش مهمی در طراحی، صدور مجوز و بهره برداری از نیروگاه های هسته ای ایفا می کند. سیستم راکتور هسته‌ای مدرن در سطحی از پیچیدگی عمل می‌کند که به موجب آن استدلال انسانی و مدل‌های نظری ساده به سادگی قادر به آشکار کردن درک کامل واکنش یک سیستم به برخی اختلالات پیشنهادی نیستند، و با این حال، نیاز ذاتی به دستیابی به چنین درک وجود دارد. در حدود 30 سال گذشته، تلاش‌های هماهنگی از سوی شرکت‌های برق، NRC و سازمان‌های خارجی برای توسعه ابزارهای محاسباتی پیشرفته برای شبیه‌سازی رفتار هیدرولیک حرارتی سیستم راکتور در طول سناریوهای گذرا واقعی و فرضی صورت گرفته است. به طور خاص، کدهای هیدرولیک حرارتی برای تجزیه و تحلیل از دست دادن حوادث خنک کننده (LOCAs) و گذرا سیستم در راکتورهای هسته ای آب سبک استفاده می شود. درس‌های آموخته‌شده از شبیه‌سازی‌های انجام‌شده با این ابزارها به شکل‌گیری مبنایی برای تصمیم‌گیری در مورد طراحی، بهره‌برداری و ایمنی کارخانه کمک می‌کند.

NRC و سایر کشورهای جامعه هسته ای بین المللی توافق کرده اند که اطلاعات فنی در مورد مسائل ایمنی حرارتی هیدرولیک مربوط به سیستم های راکتور و نیروگاه را مبادله کنند. بر اساس شرایط توافق‌نامه‌هایشان، NRC آخرین نسخه‌های کدهای کامپیوتری تحلیل سیستم‌های حرارتی-هیدرولیک خود را برای کمک به ارزیابی ایمنی نیروگاه‌های برنامه‌ریزی‌شده یا عملیاتی در هر کشور عضو به این کشورهای عضو ارائه می‌کند. برای کمک به اطمینان از اینکه این ابزارهای تجزیه و تحلیل از بالاترین کیفیت برخوردار هستند و می توانند با اطمینان مورد استفاده قرار گیرند، شرکای بین المللی ارزیابی هایی از کدها را برای طیف گسترده ای از برنامه ها، از جمله شناسایی بهبود کدها و تصحیح خطا، انجام می دهند و مستند می کنند.

کدهای حرارتی هیدرولیک توسعه یافته توسط NRC شامل موارد زیر است:

TRACE

موتور محاسباتی پیشرفته TRAC/RELAP. یک کد حرارتی-هیدرولیک مدرن طراحی شده برای تثبیت و گسترش قابلیت‌های 3 کد ایمنی قدیمی NRC - TRAC-P، TRAC-B و RELAP. این می تواند LOCA های شکست بزرگ/کوچک و گذراهای سیستم را در هر دو راکتور آب جوش و تحت فشار (PWRs و BWRs) تجزیه و تحلیل کند. قابلیت مدل سازی پدیده های هیدرولیک حرارتی در هر دو فضای یک بعدی (1-D) و سه بعدی (3-D) وجود دارد. این ابزار شاخص تجزیه و تحلیل حرارتی-هیدرولیک NRC است.

SNAP

بسته تحلیل هسته ای نمادین یک رابط کاربری گرافیکی با قابلیت های پیش پردازنده و پس پردازشگر است که به کاربران در توسعه عرشه های ورودی TRACE و RELAP5 و اجرای کدها کمک می کند.

 RELAP5

برنامه رآکتور گشت و گذار و تجزیه و تحلیل نشت ابزاری برای تجزیه و تحلیل LOCA های شکست کوچک و گذرای سیستم در PWR یا BWR است. قابلیت مدل‌سازی پدیده‌های حرارتی - هیدرولیکی را در حجم‌های 1 بعدی دارد. در حالی که این کد هنوز از استفاده گسترده در جامعه هسته ای برخوردار است، تعمیر و نگهداری فعال در چند سال آینده با افزایش استفاده از TRACE حذف خواهد شد.

ابزارهای قدیمی که دیگر به طور فعال پشتیبانی نمی شوند شامل کدهای حرارتی-هیدرولیک زیر هستند:

TRAC-P: LOCA شکست بزرگ و ابزار تجزیه و تحلیل گذرا سیستم برای PWR. قابلیت مدل سازی پدیده های هیدرولیک حرارتی در اجزای 1 بعدی یا 3 بعدی.

TRAC-B: LOCA با شکست بزرگ و کوچک و ابزار تجزیه و تحلیل گذرا سیستم برای BWR ها. قابلیت مدل سازی پدیده های هیدرولیک حرارتی در اجزای 1 بعدی یا 3 بعدی.

CONTAIN:

ابزار تحلیل گذرای مهار برای PWR یا BWR. قابلیت مدل‌سازی پدیده‌های هیدرولیک حرارتی (در یک چارچوب پارامتری توده‌ای) برای طرح‌های مهار موجود.

کدهای حوادث شدید

کدهای حوادث شدید برای مدل سازی پیشرفت حوادث در نیروگاه های هسته ای راکتور آب سبک استفاده می شود:

MELCOR 

کد تجزیه و تحلیل تصادفات شدید یکپارچه: مدل های پارامتریک با سرعت بالا.

MACCS

کد سیستم کد پیامد حوادث MELCOR (MACCS) کد NRC است که برای انجام ارزیابی‌های احتمالی پیامدهای خارج از محل برای انتشار فرضی رادیونوکلئیدها در جو استفاده می‌شود. این کد حمل و نقل و پراکندگی جو، واکنش اضطراری و اقدامات حفاظتی بلند مدت، مسیرهای قرار گرفتن در معرض، اثرات اولیه و بلندمدت سلامت، آلودگی زمین و هزینه های اقتصادی را مدل می کند. MACCS توسط متقاضیان تمدید مجوز نیروگاه هسته ای ایالات متحده برای حمایت از ارزیابی ویژه نیروگاه از جایگزین های کاهش حوادث شدید (SAMA) به عنوان بخشی از گزارش زیست محیطی متقاضی برای تمدید مجوز استفاده می شود. MACCS همچنین در جایگزین های طراحی کاهش تصادف شدید (SAMDA) و تجزیه و تحلیل پیامدهای حادثه شدید برای اظهارات اثرات زیست محیطی برای برنامه های کاربردی راکتور جدید استفاده می شود. NRC از MACCS در ارزیابی های هزینه-فایده خود برای حمایت از تحلیل های نظارتی استفاده می کند که الزامات نظارتی جدید بالقوه برای نیروگاه های هسته ای را ارزیابی می کند.

SCDAP/RELAP5

کد تجزیه و تحلیل تصادفات شدید یکپارچه: از مدل های مکانیکی دقیق استفاده می کند.

CONTAIN کد تجزیه و تحلیل مهار یکپارچه: از مدل های مکانیکی دقیق استفاده می کند. (توسعه مدل تصادف شدید CONTAIN در اواسط دهه 1990 خاتمه یافت.) کد MELCOR دارای قابلیت های مهار مشابهی است (اما در برخی مناطق جزئیات کمتری دارد) و به طور کلی باید به جای CONTAIN استفاده شود.

IFCI: کد یکپارچه تعامل سوخت و خنک کننده.

ویکتوریا: کدهای حمل و نقل و از کار انداختن رادیونوکلئیدها: کدهای حمل و نقل و از کار انداختن رادیونوکلئید تجزیه و تحلیل دوز را برای پشتیبانی از خاتمه مجوز و از کار انداختن ارائه می کنند.

کدهای برنامه تحلیل و نگهداری کدهای کامپیوتری حفاظت رادیولوژیکی (RAMP).

NRC برنامه تجزیه و تحلیل و نگهداری کد رایانه ای حفاظت رادیولوژیکی (RAMP) را برای توسعه، نگهداری و توزیع مجموعه وسیعی از حفاظت در برابر تشعشع، ارزیابی دوز و کدهای کامپیوتری واکنش اضطراری NRC آغاز کرد. مزایای RAMP عبارتند از: دسترسی به جدیدترین نسخه های کد. نگهداری کد، توسعه، محک زدن، و مطالعات عدم قطعیت؛ یک انجمن همکاری برای رفع خطاها و ناکارآمدی های کد؛ اسناد پایه فنی و دستورالعمل های کاربر برای استفاده از کدها، و جلسات دوره ای برای به اشتراک گذاشتن تجربیات، بحث در مورد توسعه کد. و آموزش دوره ای کدها. برای کسب اطلاعات در مورد کدهای RAMP یا نحوه عضویت، لطفاً به وب سایت RAMP مراجعه کنید.

RADTRAD: یک مدل ساده شده برای انتقال و حذف و تخمین دوز رادیونوکلئید. کد RADTRAD از ترکیبی از جداول و مدل‌های عددی پدیده‌های کاهش اصطلاح منبع برای تعیین دوز وابسته به زمان در مکان‌های مشخص شده برای یک سناریوی تصادف معین استفاده می‌کند. کد RADTRAD می تواند برای ارزیابی قرار گرفتن در معرض تشعشعات شغلی، به طور معمول در اتاق کنترل استفاده شود. برای تخمین دوزهای مرزی محل. و برای برآورد تضعیف دوز به دلیل تغییر یک مرکز یا توالی تصادف.

RASCAL: سیستم های ارزیابی رادیولوژیکی برای تجزیه و تحلیل پیامدها. کد RASCAL رهاسازی از نیروگاه های هسته ای، استخرها و چالک های ذخیره سوخت مصرف شده، تأسیسات چرخه سوخت، و تأسیسات جابجایی مواد رادیواکتیو را ارزیابی می کند و برای استفاده توسط NRC در ارزیابی مستقل پیش بینی دوز در هنگام پاسخ به شرایط اضطراری رادیولوژیکی طراحی شده است.

VARSKIN: کد کامپیوتری برای محاسبه دوز پوست. VARSKIN انطباق با معیارهای دوز 10 CFR قسمت 20 را ارزیابی می کند. این کد برای انجام محاسبات تاییدی ارسال شده توسط دارندگان مجوز در مورد تخمین دوز پوست (از هر دو منبع بتا و گاما) در هر عمق پوست یا حجم پوست، با نقطه، دیسک، استفاده می شود. منابع استوانه ای، کروی، یا دال (مستطیل شکل)، و حتی کاربران را قادر می سازد تا دوزها را از چندین منبع محاسبه کنند.