Состоялось заседание Президиума Экспертного совета по аттестации программ для ЭВМ — 17 июля 2026 г. в 10:57:29.344
Состоялось заседание Президиума Экспертного совета по аттестации программ для ЭВМ 9 июля 2026 года в ФБУ «НТЦ ЯРБ» состоялось очередное заседание Президиума Экспертного совета по аттестации программ для ЭВМ при Ростехнадзоре. На заседании рассмотрены разработанные по результатам проведенных экспертиз проекты аттестационных паспортов и вопросы аттестации следующих программ для ЭВМ: 🔹«КОРИДА-v1», предназначенной для проведения расчетов радиационных характеристик и нуклидного состава отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР; 🔹«TDMCC» в части расчетов следующих радиационных параметров облученного ядерного топлива облученных тепловыделяющих сборок ВВЭР на основе природного урана, регенерированного урана, смеси урана и плутония; 🔹«ТРИАС-ВВЭР», предназначенной для проведения расчетов образования трития в первом контуре АЭС с ВВЭР, распределения трития между теплоносителем и технологическими средами вспомогательных систем первого контура РУ; 🔹«ПК «Зенит», предназначенной для проведения расчетов параметров теплового состояния и напряженно-деформированного состояния оборудования и трубопроводов объектов использования атомной энергии, элементов активной зоны реакторных установок и технологического оборудования объектов использования атомной энергии при статических и динамических воздействиях, а также при стационарных и нестационарных тепловых воздействиях; 🔹«Цифровой двойник трубопровода», предназначенной для проведения расчетов предельного значения внутреннего давления прямолинейных участков трубопроводов атомных станций c дефектами исходя из условий потери несущей способности без использования коэффициентов запаса и нормативных критериев прочности; 🔹«БЕРКУТ-И/V1.1», предназначенной для самосогласованного моделирования тепловых, механических, физических процессов в стержневых тепловыделяющих элементах (твэлах) с нитридным или оксидным топливом и в поглощающих элементах (пэлах) с поглотителем из карбида бора или титаната диспрозия c газовым или жидкометаллическим подслоем при облучении в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем; 🔹«БЕРКУТ-У/V2.12», предназначенной для самосогласованного моделирования тепловых, механических, физико-химических процессов в стержневых цилиндрических тепловыделяющих элементах (твэлах) с нитридным или оксидным топливом c газовым или жидкометаллическим подслоем при эксплуатации в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем; 🔹«ANSYS» (версия 14.0) в части расчетов следующих параметров в отдельных деталях или частях тепловыделяющих элементов (твэлов) энергетических реакторов: напряжения в оболочке твэла (радиальные, окружные, осевые, эквивалентные, изгибные), в витках пружинного фиксатора; температура в твэле (при задании граничных условий первого рода); накопленная овальность оболочки твэла; предельное давление потери устойчивости оболочки твэла; усилия и напряжения в витках пружинного фиксатора; усадка пружинного фиксатора; собственные частоты и формы колебаний тепловыделяющих сборок; прогиб тепловыделяющих сборок при сейсмических и иных динамических воздействиях; 🔹«SimInTech SARA», предназначенной для выполнения расчетов вероятностных показателей надежности и безопасности при выполнении вероятностного анализа безопасности уровней 1, 2 объектов использования атомной энергии с использованием методологии деревьев отказов, деревьев успехов, блок-схем надежности, марковских графов и деревьев событий; 🔹«STEPAN/KOBRA-ПИК» в рамках внесения дополнительных сведений в аттестационный паспорт от 28.12.2021, рег. № 544 в связи с расширением области применения в части расчетов нейтронно-физических характеристик исследовательской ядерной установки ПИК применительно к топливу с глубиной выгорания по 235U до 27 %; 🔹«SADCO» (версия 10.1)» в рамках внесения дополнительных сведений в аттестационный паспорт от 17.04.2018, рег. № 436 в связи с расширением области применения в части проведения расчетов с использованием программного модуля «ACCORD-med» накопления