Изложены основы организации работы пакета программ MCPV, предназначенного для расчёта функционалов нейтронного потока в околокорпусном пространстве реактора ВВЭР-1000. Проанализирована методика мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора.

Представлено результати робіт із забезпечення достовірності даних, що одержано у процесі спектрометричних вимірювань нейтронно-активаційних детекторів, опромінених біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР. Показано, що значення питомих активностей детекторів можна використовувати під час процедури верифікації методики моніторування радіаційного навантаження корпусу реактора.

Розглянуто та проаналізовано сучасні підходи до процедури верифікації програмних засобів. Показано, що процедура верифікації має включати три стадії: кваліфікацію, верифікацію та валідацію. Розроблено основні положення процедури верифікації програмного засобу, що є складовою частиною методики визначення умов опромінення корпусу ВВЕР.

Представлено результати робіт щодо валідації пакета програм MCPV, що використовується в методиці визначення радіаційного навантаження корпусів реакторів ВВЕР українських АЕС. Валідацію виконано на базі даних макетного експерименту на реакторі LR-0 і результатів дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусів реакторів діючих енергоблоків. Показано можливість використання пакета програм MCPV для моделювання переносу нейтронів у складному гетерогенному середовищі ядерного реактора та одержання розрахункових значень функціоналів нейтронного потоку, що діє на його корпус.

Описана технология реконструкции образцов-свидетелей металла корпусов реакторов ВВЭР, внедренная на базе "горячих" камер Института ядерных исследований НАН Украины, а также основные положения методик мониторирования радиационной нагрузки корпусов реакторов и дозиметрии образцов-свидетелей. Представлены первые результаты испытаний реконструированных облученных образцов-свидетелей, которые вместе с данными по радиационной нагрузке корпуса реактора обеспечивают получение информации, необходимой для обоснования срока безопасной эксплуатации корпуса с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению.

Показано, що систематичні похибки результатів розрахунків пакета програм MCPV функціоналів нейтронного потоку, що діє на корпус ВВЕР-1000, мають псевдовипадковий характер. З використанням цього факту на підставі даних макетного експерименту та результатів дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу реактора виконано оцінку похибки, з якою визначаються ці функціонали.

Разработана схема непрерывного процесса верификации и валидации, которая не только позволяет конечному пользователю программного обеспечения проводить проверку результатов каждого расчета, но и обязывает его это делать, повышая тем самым достоверность получаемых результатов. Кроме того, для валидации программного обеспечения предлагается не только использовать уже имеющиеся экспериментальные данные, но и получать новые в результате разработки и проведения специализированного валидационного эксперимента.

Виконано комплекс робіт щодо визначення впливу значень геометричних параметрів розрахункової моделі реактора ВВЕР-1000 на результати визначення умов опромінення його внутрішньокорпусних пристроїв. Показано, що значення відповідних елементів матриці чутливості на рівні активної зони не залежать від висотної координати, але мають явну азимутальну залежність. Одержано значення максимально можливих відносних зміщень флюєнсу нейтронів у вигородці та шахті внутрішньокорпусній, що виникають за рахунок неточного знання значень геометричних параметрів внутрішньокорпусних пристроїв реакторної установки ВВЕР-1000.

Приведены результаты работ по валидации пакета программ MCPV, используемого в методике определения условий облучения корпусов и образцов-свидетелей реакторов типа ВВЭР-440 украинских АЭС. Валидация выполнена на основе экспериментальных данных, полученных в макетном и натурных экспериментах. Показана возможность использования пакета программ MCPV для моделирования распространения нейтронов в сложной гетерогенной среде ядерного реактора и получения достоверных значений функционалов нейтронного потока, воздействующего на корпус и образцы-свидетели реактора ВВЭР-440.

Дозиметричне забезпечення штатних програм контролю змін властивостей металу корпусу реакторів типу ВВЕР за допомогою зразків-свідків не надає змоги з достатньою точністю визначати умови їхнього опромінення. Для вирішення цієї задачі спеціалістами ІЯД НАН України розроблено та успішно застосовується спеціальна методика визначення умов опромінення зразків-свідків металу корпусу реактора. Розроблена методика базується на використанні методу Монте-Карло для розрахунку переносу нейтронів від активної зони реактора до місць розташування зразків-свідків. Наведено подальший розвиток розробленої методики визначення умов опромінення зразків-свідків - основи розрахунково-експериментального визначення флюенсу швидких нейтронів на зразки-свідки та його похибки.