Комплексное математическое моделирование нейтронно-физических процессов на основе системного подхода тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат наук Тихомиров, Георгий Валентинович

• Тихомиров, Георгий Валентинович
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Тихомиров, Георгий Валентинович

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Нейтронно-физические расчеты с позиции системного подхода

1.1. От общей теории систем к целостному методу

1.2. Проблема сохранения ядерных знаний

1.3. Тенденции в области НФР

1.3.1. Термины и определения

1.3.2. Подходы к моделированию нейтронно-физических 30 процессов

1.3.3. Этапы развития нейтронно-физических расчетов

1.3.4. Виды деятельности в области НФР

1.4. Задачи нейтронно-физического расчета

1.4.1. Система объекта с нейтронным источником

1.4.2. Классификация задач НФР

1.4.3. Тестовые задачи НФР

1.4.4. Особенности комплексных задач НФР 96 Глава 2. Вероятностный метод дискретных ординат и его программная 101 реализация

2.1. Вероятностный метод дискретных ординат (ВМДО)

2.2. ВМДО для задач с локализованными источниками нейтронов

2.2.1. Особенности задач с локализованными источниками 108 нейтронов

2.2.2. Источник первых столкновений

2.2.3. Алгоритм учета анизотропии рассеяния

2.2.4. Алгоритм анализа влияния области системы на 117 формирование нейтронного поля в ней

2.3. Комплекс программ GERA

2.3.1. Описание комплекса программ GERA

2.3.2. Результаты верификации и использования комплекса 122 программ GERA

Глава 3. Комплексы программ НФР

3.1. Примеры комплексных задач моделирования нейтронно- 149 физических процессов

3.2. Общие подходы к проектированию комплексов программ

3.3. Комплекс программ MCCOOR

3.3.1. Общая схема комплекса программ MCCOOR

3.3.2. Алгоритм эффективного выбора областей выгорания

3.3.3. Результаты верификации комплекса программ MCCOOR

3.4. Комплекс программ SC-MC

3.4.1. Общая схема комплекса программ SC-MC

3.4.2. Результаты верификации комплекса программ SC-MC

Глава 4. Результаты моделирования систем с нейтронными 191 источниками

4.1. Экспериментальные установки НИЯУ МИФИ

4.1.1. Подкритические стенды кафедры «Теоретической и 196 экспериментальной физики ядерных реакторов» НИЯУ МИФИ

4.1.2. Колодезный счетчик нейтронных совпадений 203 4.1.3 Нейтронные фильтры в ГЭК-10 ИРТ МИФИ для

коллаборации РЭД

4.1.4. Счетчик нейтронов в магнитном спектрометре ПАМЕЛА

4.2. Датчик прямой зарядки в ВВЭР 218 4.3 Результаты анализа различных топливных циклов

4.3.1. Примеры топливных циклов с глубоким выгоранием

4.3.2. Методика сравнительного анализа топливных циклов с 245 точки зрения возможности топливного цикла с самовоспроизводством делящихся ядер

4.3.3. Обоснование возможности осуществления ториевого 248 топливного цикла с самовоспроизводством делящихся ядер в

тяжеловодном реакторе

4.4. Анализ условий трансмутации минорных актиноидов

4.5. Радиальное распределение выгорания в топливной таблетке

Глава 5. Нейтронно-физические расчеты и учебный процесс

5.1. Информационно-справочная система «Онтологии НФР»

5.2. Система поддержки лабораторных работ на уникальном 280 экспериментальном оборудовании в области ЯЭУ

5.3. Магистерская программа «Математическое моделирование 300 нейтронно-физических процессов»

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Комплексное математическое моделирование нейтронно-физических процессов на основе системного подхода»

ВВЕДЕНИЕ

Объектом исследования диссертационной работы является технология проведения нейтронно-физических расчетов как совокупность подходов, методов и методик к разработке и использованию алгоритмов и программ для обоснования безопасной и эффективной работы объектов использования ядерной энергии.

В настоящее время «ядерный ренессанс» продолжается. Планы строительства АЭС в развитых странах и интерес к развитию ядерной энергетики в других странах, заявляющих о стремлении развивать ядерную энергетику, отражены в последних обзорах МАГАТЭ и Организации экономического сотрудничества и развития (ОЕСОЛЧГЕА) [1, 2]. Получил новый импульс проект международного термоядерного реактора ИТЭР, строительство которого началось в 2008 году во Франции.

МАГАТЭ и страны, активно развивающие атомную энергетику, понимают, что ее устойчивое развитие требует инновационных подходов. Эта позиция реализована в организации и финансировании проектов 04 («Поколение-4») [3] и ИНПРО [4].

Проект в4 был инициирован США, он объединяет государства, чей потенциал позволяет создавать реакторы четвертого поколения. Этот проект нацелен на разработку инновационных реакторных систем. Выбрано шесть технологий, сформировались группы стран, заинтересованных в конкретных работах.

МАГАТЭ организовало более «открытый» проект, куда вовлечены не только страны-владельцы технологий, но и те, кто могут стать их потребителями. ИНПРО не делает акцентов на конкретных технологиях, а создает методологические подходы к разработке инновационных ядерно-энергетических систем. При этом оценивается целый комплекс вопросов, учитываются все аспекты, важные для развития атомной энергетики -финансовые, экономические, безопасности, устойчивости (то есть

обеспечения и эффективного использования топлива), обращения с радиоактивными отходами, минимизации РАО и радиационных рисков.

В ИНПРО вовлечено около 30 стран. Основные участники - США, Канада, Франция, Германия, Россия, Южная Корея, Япония, Индия, Китай -владеют технологиями. Но есть и такие, например Казахстан, Алжир, Индонезия, где атомной энергетики пока нет, но существует интерес к перспективным разработкам.

Во многих странах принимаются программы развития ядерной энергетики. Например, в России принята ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 год и на перспективу до 2020 года» [5]. В основе ФЦП лежит Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах. В Российской Федерации разрабатывается несколько инновационных проектов перспективных реакторных установок: БРЕСТ, СВБР, космические ТРП, транспортные ВВР, КЛТ-40. Делаются экспертные прогнозы на развития ядерной энергетики России на более далекую перспективу [6].

Проводятся разработки по использованию нейтронных источников для различных нереакторных приложений: нейтронный каротаж, нейтронография, неразрушающий контроль, обнаружение, контроль и учет делящихся материалов и др. [7-11].

Развитие атомной промышленности невозможно без развития современного и конкурентоспособного математического и константного обеспечения, применяемого для расчетного (нейтронно-физического) сопровождения установок с различными источниками нейтронов. Это обусловлено высокими требованиями к надежности и безопасности действующих и проектируемых реакторов, внедрением перспективных топливных циклов, использованием нейтронных источников для различных приложений, а также необходимостью в короткие сроки выполнять новые проектные разработки, включая проектирование бланкетов и защиты термоядерных реакторов (ТЯР).

Можно выделить несколько областей, в которых активно используются нейтронно-физические расчеты: проектирование и обоснование безопасности энергетических реакторов; проектирование биологической защиты реактора; проектирование контейнеров для транспортировки отработавших тепловыделяющих сборок (TBC); поддержка экспериментов с источниками нейтронов, включая эксперименты на исследовательских реакторах; проектирование бланкета и биологической защиты термоядерных реакторов; разработка приборов и установок, в которых используются источники нейтронов, например датчики паросодержания и установки для учета и контроля делящихся материалов.

Практически в каждой области использования нейтронно-физического расчета применяются специфичные подходы, алгоритмы, методики и программы. При этом рост сложности алгоритмов и программ стал приводить к появлению узких специализаций в области нейтронно-физических расчетов. Среди сформировавшихся видов деятельности можно выделить: разработка алгоритмов решения различных форм уравнения переноса нейтронов; проектирование программ и программных комплексов; проведение оценки ядерных данных и подготовка проблемно-ориентированных библиотек нейтронных констант; верификация программ нейтронно-физического расчета; проведение прикладных нейтронно-физических расчетов. Узкая специализация, как и во многих других областях человеческой деятельности, имеет плюсы и минусы. Одним из минусов узкой специализации является ослабление горизонтальных коммуникативных связей между специалистами, работающими в смежных областях, которое может приводить к снижению эффективности деятельности из-за дефицита инновационных идей и обмена информацией.

Начало XXI века часто называют информационной эпохой, которая характеризуется бурным развитием вычислительной техники и информационных технологий. При этом развитие любой области знания, в которой активно используется математическое моделирование,

характеризуется лавинообразным ростом информационных потоков. Это связано не только с появлением новых фундаментальных знаний, а и с ростом возможностей вычислительной техники и информационных технологий. Уже более трех десятилетий остается справедливым «закон Гордона Мура», согласно которому сложность микросхем удваивается каждые два года. Активно развивается Интернет, который уже стал глобальным информационным ресурсом. Число доступных страниц к началу XXI века во много раз превысило число жителей Земли. В настоящее время без учета возможностей и использования Интернета работа научных работников, преподавателей вузов, инженеров и студентов становится малоэффективной.

Рассмотрение вопросов нейтронно-физического расчета (НФР) с целостных позиций, систематизация методов, подходов и алгоритмов, демонстрация особенностей проведения этапов НФР на конкретных примерах, разработка классификации задач НФР и информационно-справочной системы, построенной на основе современных информационных технологий, являются актуальными задачами, решение которых будет способствовать сохранению знаний в вопросах нейтронно-физического расчета и повышению качества подготовки специалистов для ядерной отрасли России.

Целью диссертационной работы является разработка методов и средств компьютерного моделирования нейтронно-физических процессов с учетом особенностей ядерно-энергетических и экспериментальных установок.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

• разработка Вероятностного Метода Дискретных Ординат (ВМДО) для решения уравнения переноса в трехмерной геометрии;

• создание комплексов программ для решения прикладных задач в области нейтронно-физического расчета: GERA для поддержки экспериментов на моделях бланкета и защиты термоядерных реакторов (ТЯР); MOCOOR для моделирования изменения изотопного состава в

тепловыделяющих сборок (TBC) ядерных реакторов; SC-MC для моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с отработавшими TBC;

• разработка прикладных алгоритмов, повышающих эффективность использования существующих программных комплексов;

• верификация разработанных методик и программного обеспечения, демонстрация применения и эффективности;

• сравнительный анализ существующих реакторов с точки зрения эффективной трансмутации минорных актиноидов;

• обоснование возможности реализации замкнутого ториевого топливного цикла в существующих энергетических реакторах;

• построение классификаций задач и видов деятельности в области нейтронно-физического расчета;

• разработка информационно-справочной системы для систематизации знаний в области нейтронно-физического расчета.

Представленные в диссертационной работе материалы сгруппированы в пять глав.

В первой главе описаны современные тенденции в развитии технологий нейтронно-физических расчетов (НФР), информационных и образовательных технологий и вычислительной техники. С позиций системного анализа проведено рассмотрение видов деятельности в области проведения НФР. Введено понятие системы объекта с нейтронным источником и предложена классификация задач НФР. На основе предложенной классификации проведен анализ общих и специфических подходов, которые используются при решении различных задач НФР.

Во второй главе приведено описание Вероятностного Метода Дискретных Ординат (ВМДО), в разработке которого автор принимал активное участие. Представлены алгоритмы и методики, реализованные в программе GERA, разработанной для целей поддержки экспериментов на

моделях бланкетов и защиты термоядерных реакторов, облучаемых локализованным источником нейтронов. Приведены результаты верификации программы GERA и ее использования для расчетной поддержки экспериментов, проведенных в лаборатории «Нейтронный генератор» НИЯУ МИФИ. Предложен алгоритм анализа влияния области системы на формирование нейтронного поля в ней в задачах с локализованными источниками нейтронов.

В третьей главе предложено определение комплексной задачи нейтронно-физического расчета как совокупности нескольких более простых базовых задач НФР. Представлены примеры комплексных задач и комплексов программ, предназначенных для их решения. Приведено описание разработанного автором комплекса программ MCCOOR, предназначенного для решения задачи изменения изотопного состава в элементах активной зоны ядерных реакторов и результаты его верификации. Предложен алгоритм выбора областей выгорания в комбинированной тепловыделяющей сборке (TBC) реактора и методика сравнительного анализа потенциала ядерных реакторов с точки зрения реализации топливных циклов с воспроизводством делящихся ядер.

Также в данной главе приведено описание разработанного автором комплекса программ SC-MC, предназначенного для моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с отработавшими TBC. Представлены результаты верификации комплекса программ SC-MC и результаты ее использования для анализа вклада различных составляющих радиоактивного излучения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в радиационную обстановку при различных глубинах выгорания отработавших TBC. Обсуждены вопросы точности моделирования характеристик ОЯТ.

В четвертой главе представлены результаты решения ряда задач НФР с использованием различных расчетных инструментов, включая разработанный автором комплекс программ MCCOOR. Среди задач, решенных автором, можно выделить: задачу расчетной поддержки

экспериментов с нейтронными источниками, проводимых или планируемых в НИЯУ МИФИ; анализ инновационных топливных циклов, включая обоснование возможности осуществления ториевого топливного цикла с самовоспроизводством делящихся ядер; анализ локальных эффектов выгорания уранового топлива в топливном сердечнике; анализ возможностей энергетических реакторов для трансмутации минорных актиноидов; моделирование сигнала датчика прямой зарядки (ДПЗ) в TBC ВВЭР-1000. Все решенные задачи были поставлены и описаны в рамках предложенной автором классификации задач НФР.

В пятой главе приведено описание «Системы поддержки лабораторных работ» (СПРЛ) на уникальном экспериментальном оборудовании в области ядерных технологий и информационно-справочной системы «Онтология НФР», в которой реализованы идеи систематизации знаний по вопросам НФР. Представлены разработанные автором: комплекс виртуальных лабораторных работ (ВРЛ) в области физики ядерных реакторов и программная реализация конкретного варианта «Онтологии НФР». Также описаны алгоритмы использования ВЛР и «Онтологии НФР» в процессе подготовки инженеров-физиков на кафедре «Теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов» НИЯУ МИФИ. Актуальность работы, в первую очередь, определяется:

• все возрастающим интересом к атомной энергетике как крупномасштабной альтернативе традиционным энергетическим ресурсам;

• потребностью надежного расчетного сопровождения действующих энергетических реакторов, опытно-конструкторских проработок перспективных ядерных реакторов, а также необходимостью проведения нейтронно-физических расчетов в различных областях использования нейтронных источников;

направлением современных тенденций развития информационных технологий и необходимостью проведения работ по сохранению знаний в области проведения нейтронно-физических расчетов.

Практическая значимость работы состоит в следующем, разработанные подходы, методы и алгоритмы могут быть эффективно использованы при написании программ нейтронно-физического расчета;

результаты анализа влияния различных областей системы на формирование распределения быстрых нейтронов в системах с щелями могут быть использованы при проектировании защит и бланкетных зон термоядерных реакторов;

разработан комплекс программ GERA для расчетной поддержки экспериментов на моделях защиты и бланкетов ТЯР, облучаемых локализованными источниками термоядерных нейтронов; разработан комплекс программ MCCOOR для прецизионных расчетов нейтронных полей и выгорания ядерного топлива в системах со сложной геометрией и спектром нейтронов;

разработан комплекс программ SC-MC для моделирования радиационной обстановки вокруг транспортных контейнеров с отработавшими TBC; разработанный алгоритм выбора областей выгорания в комбинированной TBC реактора может быть использован при расчетах перспективных топливных циклов энергетических реакторов; предложенная классификация задач нейтронно-физического расчета и разработанная информационно-справочная система внедрены в учебный процесс НИЯУ МИФИ и используются при подготовке специалистов для ядерной отрасли России.

Научная новизна представленных материалов состоит в следующем:

• сформулирована оригинальная система уравнений Вероятностного Метода Дискретных Ординат (ВМДО) метода с учетом анизотропии рассеяния и возможностью расчета потока нейтронов в пустых областях;

• разработан новый алгоритм расчета групповых дважды-дифференциальных сечений анизотропного рассеяния на основе моментов сечений межгрупповых переводов;

• впервые дана математическая формулировка комбинированного алгоритма с использованием интегральных функций влияния и алгоритмов ВМДО метода в задачах с глубоким проникновением нейтронов и локализованными источниками;

• разработаны оригинальные алгоритмы для прецизионного расчета источника первых столкновений, согласованные с алгоритмами ВМДО;

• впервые разработан алгоритм анализа влияния различных областей системы на формирования распределений нейтронов в задачах с локализованными источниками;

• разработан новый алгоритм выбора областей выгорания в комбинированной TBC реактора. Использование алгоритма позволяет упрощать расчетные модели и сокращать время расчетов без заметного ухудшения точности результатов;

• разработана уточненная методика сравнительного анализа потенциала ядерных реакторов с точки зрения реализации топливных циклов с воспроизводством делящихся ядер;

• предложена обновленная классификация задач нейтронно-физического расчета, которая может эффективно использоваться в учебных и научных целях.

Положения, выносимые на защиту 1. Вероятностный метод дискретных ординат (метод объемных и поверхностных балансов) как метод решения уравнения переноса нейтронов

с учетом анизотропии рассеяния и возможности расчета потоков нейтронов в пустых областях.

2. Алгоритмы и методики:

• алгоритм расчета групповых дважды-дифференциальных сечений анизотропного рассеяния на основе моментов сечений межгрупповых переводов;

• алгоритм анализа влияния различных областей системы на формирование распределений нейтронов в задачах с локализованными источниками;

• алгоритмы для прецизионного расчета источника первых столкновений, согласованные с алгоритмами ВМДО;

• алгоритм выбора областей выгорания в комбинированной TBC реактора;

• методика анализа потенциала ядерных реакторов с точки зрения реализации топливных циклов с воспроизводством делящихся ядер.

3. Комплексы программ:

• GERA для поддержки экспериментов на моделях бланкета и защиты ТЯР;

• MOCOOR для моделирования изменения изотопного состава в TBC ядерных реакторов;

• SC-MC для моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с отработавшими TBC.

4. Результаты нейтронно-физических расчетов:

• Экспериментальных сборок, моделирующих бланкетную зону и защиту термоядерных реакторов;

• Характеристик топливных циклов с глубоким выгоранием топлива и возможностью реализации топливных циклов с воспроизводством делящихся нуклидов;

• Радиационной обстановки вокруг контейнеров с контейнера с отработавшими TBC.

5. Классификация задач нейтронно-физического расчета.

6. Информационно-справочная система по вопросам проведения и обоснования точности нейтронно-физических расчетов.

Апробация работы. Основные результаты работы были доложены и обсуждены на следующих международных и отраслевых конференциях и семинарах:

Международные семинары по проблемам физики реакторов: Москва, МИФИ, СОЛ "Волга" - 2000, 2002, 2004, 2006, 2008, 2010 гг. Семинары "Нейтроника". Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов", Обнинск - 1995, 2003, 2004, 2005, 2006, 2010 гг.

Международные конференции по радиационной защите (ICRS), Токай-Мура, Япония - 1999 г.; Фуншал, Португалия - 2004 г.

Международные конференции PHYSOR: Париж, Франция - 1990 г., Сеул, Корея - 2002 г.

Международные конференции ICONE: Арлингтон, США - 2002, Токио, Япония-2003.

Международная конференция по применению суперкомпьютеров в ядерных технологиях (SNA): Париж, Франция - 2003 г.;

Публикации. Автор имеет более 120 научных и учебно-методических работ, большая часть которых отражает содержание диссертации. Из них более половины работ опубликованы самостоятельно и в соавторстве в статьях в журналах «Атомная энергия», «Известия вузов: Ядерная энергетика», «Nuclear Science&Engineering», «Journal of Nuclear Science and Technology», «Fusion Engineering and Design», «Nuclear Engineering and Design», «Radiation Protection Dosimetry», «Journal of Physics, Indian Academy of Sciences», «Nuclear Technology & Radiation Protection», в сборнике "Вопросы атомной науки и техники, серия: Физика ядерных реакторов", в трудах всероссийских и международных конференций, а также в препринтах МИФИ. В реферируемых изданиях опубликовано 38 работ.

Личный вклад автора. Все разработки, представленные в диссертационной работе, выполнены лично автором и при его непосредственном участии в качестве исполнителя, ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ. В постановке задач, решаемых в диссертационной работе, в разработке новых методов и алгоритмов, а также в обсуждении результатов расчетных исследований непосредственное творческое участие принимали сотрудники МИФИ: В.В. Хромов, В.Л. Ромоданов, А.Н. Шмелев, Э.Ф. Крючков, и ИТЭФ: Б.Р. Бергельсон и A.C. Герасимов.

Теоретические разработки метода ВМДО выполнены автором в творческом контакте с В.В.Хромовым и Э.Ф.Крючковым.

Комплекс программ GERA и классификация задач НФР разработаны автором.

Комплексы программ MOCOOR и SC-MC разработаны под непосредственным руководством автора в качестве руководителя или консультанта аспирантов МИФИ: Абдольхамида Минучерха, Ли Цзиньхуна, Владимира Опаловского

Глава 1. Нейтронно-физические расчеты с позиции системного подхода

В Главе 1 нейтронно-физические расчеты рассматриваются с позиции системного подхода как способа организации деятельности, выявляя закономерности и взаимосвязи с целью их более эффективного использования.

Рассмотрение основывается на принципах (подходах):

историзма - рассматриваются этапы развития методов проведения нейтронно-физических расчетов в контексте развития вычислительной техники и информационных технологий;

анализа структуры деятельности - рассматриваются виды деятельности в области нейтронно-физических расчетов и демонстрируются различия в наборе компетенций, необходимых для успешного выполнения различных видов деятельности.

Актуальность системного рассмотрения проблем нейтронно-физического расчета связана с тенденцией объединения отдельных программ в программные комплексы (пакеты) для решения комплексных задач. Из истории системного анализа хорошо известно, что отдельные, даже хорошо работающие, компоненты не обязательно составляют удовлетворительно функционирующую систему. В сложной системе часто оказывается, что если отдельные компоненты удовлетворяют всем необходимым требованиям, система как целое может работать неправильно.

1.1. От общей теории систем к целостному методу

Идеи системного подхода к рассмотрению сложных объектов оформились в единую теорию в середине XX века. Одним из первых ученых, опубликовавших работы об общей теории систем, был Л. фон Берталанфи. В своей работе «Общая теория систем - критический обзор» [12], опубликованной в 1962 году, он подводит некоторые итоги первых десятилетий подобных исследований и указывает о повсеместном принятии данных идей: «Теперь же системотехника, системное исследование,

системный анализ и им подобные категории стали рабочими терминами. Многие промышленные предприятия и государственные агентства имеют соответствующие департаменты, комитеты или по крайней мере особых специалистов по этим проблемам, а многие университеты предлагают программы и курсы для изучения системных идей.»

В русскоязычной литературе термин системный анализ получил распространение после перевода книги С.Оптнера "Системный анализ для решения деловых и промышленных проблем" в 1969 г. [13]. В настоящее время системный анализ развивается в различных самостоятельных теориях: общая теория систем, системология, системотехника, кибернетика, теория принятия решений и др. [14-17]. С начала 70-х годов прошлого века проектируются, разрабатываются и используются различные экспертные системы [18-20]. В работе [16] вводится понятие целостного метода и системной технологии деятельности. Использование системного подхода в области нейтронно-физического расчета должно способствовать повышению эффективности процесса обучения соответствующим навыкам и повышению достоверности результатов моделирования нейтронно-физических характеристик объектов с нейтронными источниками.

Системный подход — направление методологии исследования, в основе которого лежит рассмотрение объекта как целостного множества элементов в совокупности отношений и связей между ними, то есть рассмотрение объекта как системы. В настоящей работе будут рассматриваться две взаимосвязанные системы.

Первая система представляет собой любой объект с источником нейтронов и набором детекторов для регистрации скоростей нейтронных реакций. При этом объект и источник нейтронов могут быть реальными (ядерный реактор, подкритический стенд, экспериментальная модель защиты и т.п.), а могут быть «идеальными» (критическая пластина, гетерогенная бесконечная среда с точечным источником моноэнергетических нейтронов).

Вторая система представляет собой модель объекта с источником нейтронов, которая построена для описания процессов, протекающих в первой системе. Модель объекта включает: подход, в рамках которого моделируются процессы взаимодействия нейтронов с ядрами среды; геометрическую модель объекта первого вида; изотопные составы материалов, входящих в геометрическую модель; нейтронно-физические константы, описывающие процессы взаимодействия нейтронов с ядрами материалов модели; пространственно-энергетическое распределение нейтронов источника; модели детекторов нейтронов; схемы решения систем уравнений и/или способы оценки функционалов нейтронного поля.

В табл. 1.1. кратко описаны особенности рассматриваемых систем для различных аспектов системного подхода.

Таблица 1.1.

Аспекты системного подхода

Аспект Объект с нейтронным источником Модель объекта с нейтронным источником

Системно-элементный или системно-комплексный (состав системы) Объект; Нейтронный источник; Детектор нейтронов Подход к моделированию; Модель объекта; Константы взаимодействия нейтронов с ядрами среды; Модель источника; Модель детектора

Системно-структурный (взаимосвязи между элементами) Например: Нейтронный источник не зависит от нейтронного поля Изотопы имеют различные ядерные свойства

Системно-функциональный (реализация функций) В ядерном реакторе должна протекать самоподдерживающаяся цепная реакция деления Модель активной зоны ядерного реактора должна включать ДПЗ

Системно-целевой (задачи) Задачи эксплуатации объектов. Например: обеспечение безаварийной работы реактора Задачи проектирования объектов. Например: Коэффициент неравномерности энерговыделения не должен превышать Кмах-

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Тихомиров, Георгий Валентинович, 2013 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. NUCLEAR TECHNOLOGY REVIEW 2009 // IAEA/NTR/2009, p. 141.

2. Nuclear Energy Outlook 2008 // OECD, Paris, 2008, P. 460.

3. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee, GIF-002-00, 2002.

4. http://www.iaea.org/INPRO/publications.html

5. Концепция федеральной целевой программы "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года" // Январь 2010, http://www.atomic-energy.ru/node/9368.

6. Велихов Е.П., Гагаринский А.Ю., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Россия в мировой энергетике XXII века. Москва, ИздАТ , 2006.

7. Власов Н. А. Нейтроны. 2 изд., М., «Наука», 1971, 552 с.

8.Мейер В.А., Ваганов П.А., Пшеничный Г.А. Методы ядерной геофизики. Л.: Изд-во ЛГУ, 1988, 376 с.

9.Изюмов Ю.А., Озеров Р.П. Магнитная нейтронография. М. «Наука», 1966, 532 с.

10. Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М.: Энергоатомиздат, 1988.

11. Крамер-Агеев Е.А., Лавренчик В.Н., Самосадный В.Т., Протасов В.П. Экспериментальные методы нейтронных исследований. М.: Энергоатомиздат, 1990.

12. L. von Bertalanffy. General System Theory—A Critical Review // «General Systems», vol. VII, 1962, p. 1—20.

13. Волкова В. H. Из истории теории систем и системного анализа. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004.

14. Волкова В.Н., Денисов A.A. Основы теории систем и системного анализа. СПб.: Изд. СПбГТУ, 1997. 510 с.

15. Качала В.В. Основы теории систем и системного анализа. М.: «Горячая линия - Телеком», 2007, 214 стр.

16. Телемтаев М.М. Целостный метод - теория и практика. М.: «МСиТ», 2008. -396 с.

17. Клир Дж. Системология. М.: «Радио и связь», 1990, 535 стр.

18. Экспертные системы. Принципы работы и примеры / под ред. Форсайта Р., М.: Радио и связь, 1987, - с. 103-124.

19. Джексон П. Введение в экспертные системы. М.: Изд. Дом «Вильяме», 2001,624 с.

20. Джарратано Дж., Райли Г. Экспертные системы: принципы разработки и программирования. 4-е изд. М.: Изд. Дом «Вильяме», 2007, 1152 с.

21. Баранцев Р.Г. Синергетика в современном естествознании. М.: УРСС, 2003, 141 стр.

22. Сайт МАТАТЭ. http://www.iaea.org/

23. Сайт ИНИС. http://inisdb.iaea.org/

24. БД по энергетическим реакторам МАГАТЭ (PRIS). http://nucleus.iaea.org/CIR/CIR/PRIS.html

25. БД по исследовательским реакторам МАГАТЭ (RRDB). http://nucleus.iaea.org/CIR/CIR/RRDB.html

26. Подразделение МАГАТЭ по управлению ядерными знаниями. http : //www. iaea. or g/ini snkm/nkm/index .html

27. Портал МАГАТЭ NUCLEAS. http://nucleus.iaea.org/Home/index.html

28. Radiation Safety Information Computational Center (RSICC). http://rsicc.ornl.gov/Default.aspx

29. Data Bank Computer Program Services NEA/OECD. http://www.oecd-nea.org/

30. Сайт разработчиков MCNP. http : //menp- green. lanl. go у/

31. Сайт разработчиков SCALE, http://scale.ornl.gov/index.shtml

32. Константная лаборатория ФЭИ (БНАБ - ABBN). http://www.ippe.ru/podr/abbn/ist/istl03.php

33. Сайт разработчиков MCU. http : //meu. wer. kiae. ru/rinfo .html

34. Kodeli I., Sartori E. and Kirk B. SINBAD - Shielding Benchmark Experiments - Status and Planned Activities // Proceedings of the ANS 14th Biennial Topical Meeting of Radiation Protection and Shielding Division, Carlsbad, New Mexico (April 3-6, 2006).

35. International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) http://icsbep.inel.gov/

36. The International Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE) http://www.oecd-nea.org/science/wprs/IRPhE-latest.htm

37. International Fuel Performance Experiments (IFPE) Database. http://www.oecd-nea.org/science/fuel/ifpelst.html

38. Смит Г.Д. Атомная энергия для военных целей (официальный отчет о разработке атомной бомбы под наблюдением правительства США). Перевод с английского под ред. Г.Н. Иванова. М.: Государственное транспортное железнодорожное издательство, 1946.

39. Евтушенко Ю.Г., Михайлов Г.М., Копытов М.А. История отечественной вычислительной техники и академик А.А. Дородницын // Информационные технологии и вычислительные системы. 2001, № 1, с. 3-12.

40. Сайт по языкам программирования. http://langprog.far.ru/liistoi'ylangprog.html.

41. Ильина О.П., Бройдо B.JI. Архитектура ЭВМ и систем: Учебник для вузов. 2006, 720 с.

42. Смирнов А.Д. Архитектура вычислительных систем: Учеб. пособие для вузов. М.: Наука. Гл. ред. Физ.-мат. лит., 1990.-320с

43. Ахиезер А.И., Померанчук И.Я. Введение в теорию нейтронных мультиплицирующих систем (реакторов). М.: ИздАТ, 2002, 368 с. (Отчет ИТЭФ, 1947)

44. Chandrasekar S. Radiative Transfer // Oxford University Press, London, 1950.

45. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Атомиздат, 1957.

46. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Изд.2, Москва, Энергоатомиздат, 1989.

47. Carlson B.G. Solusion of Transport Equation by SN - Approximation. Los Alamos Scientific Laboratory Report LA-1599, October 1953.

48. Владимиров B.C. Численное решение кинетического уравнения для сферы // Вычислительная математика. М.: Изд. АН СССР, 1958, №3, с.3-33.

49. Владимиров B.C. Математические задачи односкоростной теории переноса частиц // Тр. Математического института АН СССР. -М.: Изд. АН СССР, 1961, 158 с.

50. Крамеров А. Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1964

51. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. Пер с англ. М., Изд-во иностранной литературы, 1961, 732 с.

52. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Бондаренко И.И., Николаев М.Н. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1964.

53. Голенко Д.И. Моделирование и статистический анализ псевдослучайных чисел на электронных вычислительных машинах. М.: Наука, 1965. 227 с.

54. Бусленко Н.П. Метод статистических испытаний (Монте-Карло) и его реализация на цифровых вычислительных машинах / Н.П.Бусленко, Ю.А.Шрейдер. - М.: Физматгиз, 1961. - 226 с.

55. Fowler Т.В., Vondy D.R. and Commingham G.M., "Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION", ORNL-TM-2496, 1969.

56. Askew J.R., Fayers F.L., Kemshell P.B. A General Description of the Code WIMS, Journal of British Nucl. Energy Soc., p.564, Oct. 1966.

57. Engle W.W. ANISN, A One-Dimensional Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering, K-1693, Oak Ridge, 1967.

58. Greene N. M. and Craven C. W. Jr. XSDRN: A Discrete Ordinates Spectral Averaging Code, ORNL/TM-25QO, 1969.

59. Ferguson D.R., Hansen K.F. Solution of the Space-Dependent Reactor Kinetic Equations in Three Dimensions // Nucl. Sci.&Eng. 1973, v.51, p. 189

60. Гринспен X., Келбер К., Окрент Д. Вычислительные методы в физике реакторов. Перев. с англ. М.: Атомиздат, 1972.

61. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат , 1978.

62. Смелов В.В. Лекции по теории переноса нейтронов. М.: Атомиздат,

1978.

63. Lathrop K.D. Ray - Effect in Discrete Ordinates Equation // Nuclear Science and Engineering, v.35, №2, 1968, p.337-369.

64. Lathrop K.D. Remedies for Ray Effects. // Nuclear Science and Engineering, v.45, 1971, p.255-268.

65. Carlson B.G. A method of characteristics and other improvements in solution method for transport equation. // Nuclear Science and Engineering, v.61, №4, 1976, p.408-425.

66. Hans G. K., Arthur J.L., Gary K.L. Benchmark Values for Slab and Sphere Criticality Problems in One-Group Neutron Transport Theory // Nuclear Science and Engineering, v.54, №1, 1974, p.94-99.

67. W. H. Reed. New Difference Schemes for the Neutron Transport Equation // Nuclear Science and Engineering, 46, 1971, p.309-315.

68. Alcouffe R. E., Larsen E.W., Miller W. F., Wienke B.R. Computational Efficiency of Numerical Method for the Multigroup Discrete ordinates Neutron Transport Equation in slab Geometry Case // Nuclear Science and Engineering.

1979, v.71, №2, p.l 11-127.

69. Соболь И.М.. Численные методы Монте-Карло. М.: Наука, 1973.

70. Франк-Каменецкий А.Д. Моделирование траекторий нейтронов при расчете реакторов методом Монте-Карло. М.:Атомиздат, 1978.

71. Спанье Дж., Гелбард Е. Метод Монте-Карло и задачи переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1972.

72. Форсайт Дж., Малькольм М., Моулер К. Машинные методы математических вычислений. М.:, Мир, 1980.

73. Кнут Д.Э. Искусство программирования. Том 1-3, М: Мир, 1976-1977.

74. Straker Е.А., Stevens P.N., Irving D.C. and Cain V. R. The MORSE Code -A Multigroup Neutron and Gamma-Ray Monte Carlo Transport Code. ORNL-4585 (September 1970).

75. Handley G.R. and Hopper C.M. Validation Checks of the ANISN and KENO Codes by Correlation with Experimental Data. Union Carbide Corp., Y-1858, Oak Ridge Y-12 Plant, 1972.

76. Rhoades W. A., Mynatt F. R. DOT-III - Two-dimensional discrete ordinates transport code. ORNL-TM-4280, 1973.

77. Computer Code Abstracts: TWOTRAN- II. // Nuclear Science and Engineering, v.53, №3, 1974, p.348.

78. Bottoni G.P. Fast Factorization Procedures Solving the Multidimensional Reactor Dynamics Equations // TANS, 1977, v.96, p. 229-230.

79. Kemeny, John G. (October 1979). Report of The President's Commission on the Accident at Three Mile Island. The Legacy of TMI. Washington, D.C. ISBN 0935758003 (http://www.threemileisland.org/downloads/354.pdf).

80. Марчук Г.И., Лебедев В.И. Численные методы в теории переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1981.

81. Марчук Г.И., Агошков В.И. Введение в проекционно-сеточные методы. М.: Наука, 1981.

82. Гермогенова Т. А. Локальные свойства решений уравнения переноса. М.: Наука, 1985.

83. Басс Л.П., Волощенко A.M., Гермогенова Т.А. Методы дискретных ординат в задачах о переносе излучения. М.: ИПМ АН СССР им. М.В. Келдыша, 1986.

84. Sanchez R., Mccormick N. J. A Review Neutron Transport Approximation // Nuclear Science and Engineering, v. 80, №4, 1982, p.481- 535.

85. Lewis E.E., Miller W.F. Computational Methods of Neutron Transport. American Nuclear Society, 1984.

86. Ван-Тассел Д. Стиль, разработка, эффективность, отладка и испытание программ. М.: Мир, 1985, 333 с.

87. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations, ORNL/TM-2005/39, Version 6.0, Vols. I—III (January 2009)

88. Wills E. A Finite Element Projection Method for the solution of Particle Transport Problem // Nuclear Science and Engineering, v.93, №3, 1986, p.291-303.

89. Valle E.D., Hennart J.P., Meade D. Finite Element Formulation of Nodal Shemes for Neutron Diffusion and Transport Problems // Nuclear Science and Engineering, v.92, №2, 1986, p.204-211.

90. Горохов A.K., Драгунов Ю.Г., Лунин ГЛ., Новиков А.Н., Цофин В.И., Ананьев Ю.А. Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР. ФГУП ОКБ «Гидропресс». М.: Академкнига, 2004. - 496 с.

91. Yang W. S. and Taiwo Т. A. Status of Reactor Analysis Methods and Codes in the U.S.A. // PHYSOR 2004 -The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments. Chicago, Illinois, April 25-29, 2004, on CD-ROM, American Nuclear Society, Lagrange Park, IL. 2004.

92. Takeda T. Neutronics Codes Currently Used in Japan for Fast and Thermal Reactor Applications // PHYSOR 2004 -The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments. Chicago, Illinois, April 25-29, 2004, on CD-ROM, American Nuclear Society, Lagrange Park, IL. 2004.

93. Santamarina A., Collignon C. and Garat C. French Calculation Schemes for Light Water Reactor Analysis // PHYSOR 2004 -The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments. Chicago, Illinois, April 25-29, 2004, on CD-ROM, American Nuclear Society, Lagrange Park, IL. 2004.

94. Tsuchinashi K., Ishiguro Y., Kaneko K. and Ido M. Revised SRAC Code System. JAERI 1302, 1986.

95. Майоров JI.B., Расчет функционалов потока нейтронов методом Монте-Карло в размножающих системах с утечкой, заданной геометрическим параметром // Атомная энергия, Февраль 1985, т.58, вып.2, стр.93-96.

96. Х-5 Monte Carlo Team, "MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5 - Vol. I: Overview and Theory," LA-UR-03-1987 [file MCNP5_manual_VOL_I.pdf] (April 2003 revised Revised Oct. 3, 2005, 2/1/2008)

97. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ. // «Атомная энергия», т.61, вып. 5, ноябрь 1986г.

98. «50 Years of Nuclear Energy». (http://www.iaea.org/About/Policv/GC/GC48/Documents/gc48inf-4 ftn3.pdf)

99. Gehin J.C., Dourougie C., Emmett M.B., Lillie R.A. Calculation of The Russian WER-1000 Benchmarks with HELIOS and KENO. ORNL/TM-1999/78, Oak Ridge National Laboratory, July 1999.

100. Askew & al., WIMS/D4 : Multigroupe Reactor Lattice Calculation for Thermal and Fast Reactors, NEA-0329/14, 1990.

101. Allen G. Croff, ORIGEN2: A Versatile Computer Code for Calculation the Nuclide Compositions and Characteristics of Nuclear Materials // Nuclear Technology, Vol 62, 1983, pp 335-352.

102. CKAJIA - Система компьютерного анализа для лицензирования ядерной и радиационной безопасности на предприятиях атомной промышленности. Описание применения. Отчет ФЭИ инв. № 10563, Обнинск, 2001

103. Halsall M.J. The WIMS Characteristics Method in a Subgroup Resonance Treatment, Reactor Physics & Reactor Computations, Tel Aviv, January 1994.

104. Villarino E.A., Rudi J.J. Stamm'ler, A.A. Ferri, and Juan J. Casal, HELIOS: Angularly Dependent Collision Probabilities // Nuclear Science and Engineering, 112, 16-31, 1992.

105. Sidorenco V.D. et. al. Spectral Code TVS-M for Calculation of Cells, Supercells and Fuel Assemblies VVER-type Reactors // 5 th-Symposium of the AER, Dobotoko, Hungary, Oct. 15-20, 1995

106. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора. Препринт ИАЭ-6083/4. Москва, 1998.

107. Moore R.L., Schnitzler B.G., Wemple С.А., Babcock R.S., Wessol D.E. MOCUP: MCNP-ORIGEN2 Coupled Utility Program. INEL-95/0523, Idaho National Engineering Laboratory, September 1995.

108. David I. Poston, Holly R. Trellue, User's Manual, Version 2.0, for Monteburns, Version 1.0, LA-UR-00-4999, Los Alamos National Laboratory, September 1999.

109.Zhiwen Xu, Pavel Hejziar, Michael J. Driscoll, and Mujid S. Kazimi, An Improved MCNP-ORIGEN Depletion Program (MCODE) and Its Verification for High-Burnup Applications // PHYSOR 2002, Seoul, Korea, October 7-10, 2002.

110. Гермогенова Т.А., Павельева Е.Б. Характеристическое уравнение в задачах о переносе излучения в протяженных цилиндрических областях // Журнал вычислительной математики и физики. 1989. т.29, №8, с.1195-1211.

111. Guillaume В., Xavier W. Discrete Ordinates Methods in XY Geometry with Spatially Varying Angular Discretization // Nuclear science and Engineering, v.127, №2, 1997, p.169-181.

112.Dehart M.D., Pevey R.E., Parish T.A. An Extended Step Characteristic Method for Solving the Transport Equation in General Geometries // Nuclear Science and Engineering, v.l 18, №1, 1994, p.79-90.

113. Filippone W.L. The SN / Monte Carlo Response Matrix Hybrid Method. // Nuclear Science and Engineering, v.100, №3, 1989, p.209.

114. Wagner J.C. and Haghighat A. Automatic variance reduction of Monte Carlo shielding calculations using the discrete ordinates adjoint function // Nuclear science and Engineering, v. 128, №2, 1998, p. 186-208.

115.Alcouffe R.E., O'Dell R.D., Brinkley F.W. A First - Collision Source Method that Satisfies Discrete Sn Transport Balance // Nuclear science and Engineering, v. 105, 1990, p. 198-203.

116. Hartmann Siantar C.L. et al. PEREGRINE: An all-particle Monte Carlo code for radiation therapy // Proc. Int. Conf. On Math. And Сотр., Reactor Physics, and Environmental Analyses, Portland, Oregon, April 30 - May 4, 1995, 2, 831, American Nuclear Society, 1995.

117. Larsen E.W. The nature of transport calculations used in radiation oncology // Transport Theory Statist. Phys. 26(7), 739(1997).

118. JANIS (Java-based nuclear information software) - программа визуализации ядерных данных, http://www.nea.fr/ianis/

119.3изин М.Н. Интеллектуальная программная система SHIPRW для математического моделирования ядерных реакторов. М.: Препринт РНЦ «Курчатовский институт», ИАЭ-6354/5, 2005, 78 стр.

120. Weber D.P., Sofu Т., Yang W.S. et al. The Numerical Nuclear Reactor - A High Fidelity, Integrated Neutronic, Thermal-Hydraulic, and Thermo- Mechanical Code // Nuclear Science and Engineering, 155, 395-408, 2007

121.NURESIM - A European Platform for NUclearREactor SIMulation -www.nuresim.com

122.Argonne Code Center: Benchmark Problem Book. Argonne National Laboratory, ANL-7416, 1968, rev. 1972, 1977, 1985.

123.3изин М.Н, Шишков JI.К., Ярославцева Л.Н. Тестовые нейтронно-физические расчеты ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980 - 88с.

124.Kaper H.G., Lindeman A.J. and Leaf G.K. Benchmark Values for the Slab and Sphere Criticality Problem in One-Group Neutron Transport Theory // Nuclear Science and Engineering, v. 54, 94-99, 1974.

125. Ganapol B.D. Analytical Benchmarks for Nuclear Engineering Applications, Case Studies in Neutron Transport Theory, NEA/DB(2008)1, ISBN 978-92-6499056-2, OECD 2008, NEANo. 6292

126. Cathalau, S., J.C.Lefebvre, J.P.West, Proposal for a Second Stage of the Benchmark on Power Distributions within Assemblies, NEA/NSC/DOC(96)2, April 1996.

127. Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenisation (A 2-D/3-D MOX Fuel Assembly Benchmark). OECD/NEA report, ISBN 92-64-02139-6, 2003.

128. Benchmark Calculations of Power Distribution Within Fuel Assemblies.Phase II: Comparison of Data Reduction and Power Reconstruction Methods in Production Codes. NEA/NSC/DOC(2000)3, November 2000.

129.Cavarec C., Perron J.F., Verwaerde D. and West J.P. Benchmark Calculations of Power Distributions within Assemblies./ NEA/NSC/DOC(94)28, September 1994.

130. Zhao X., Hejzlar P., Driscoll M.J. Comparison of Code Results for PWR Thorium/Uranium Pin Cell Burnup. MIT-NFC-TR-027, Center for Advanced Nuclear Energy Systems, MIT (November 2000).

131. Kalugin M., Shkarovsky D., Gehin J. A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmarks. NEA/NSC/DOC (2002)10.

132. Gehin J.C., Dourougie C., Emmett M.B., Lillie R.A. Calculation of The Russian VVER-1000 Benchmarks with HELIOS and KENO. ORNL/TM-1999/78, Oak Ridge National Laboratory (July 1999).

133.Ellis R.J. Analyses of Weapons-Grade MOX VVER-1000 Neutronics Benchmarks: Pins-Cell Calculations with SCALE/SAS2H. ORNL/TM-2000/4, Oak Ridge National Laboratory (2000).

134. Schlosser G., Timm W. Proposal for A BWR MOX Benchmark. NEA/NSC/DOC(98) 10

135. Delpech M., Hesketh K., Sartori E., Timm W. Physics of BWR MOX Fuel Results of An International Benchmark Study by The OECD/NEA Nuclear Science Committee // Proceeding of Int. Conference GLOBAL 2001, Paris, 13 September, FP212.pdf (file name in CD) (2001).

136. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и экспериментов для топливных загрузок ВВЭР-1000: Руководящий документ РД 95027.02-96 / ВНИИАЭС. М ., 1996. - 30 с.

137. Методики экспериментального определения нейтронно-физических характеристик активной зоны серийного реактора ВВЭР - 1000: Отчет о НИР / ВНИИАЭС, инв.№ ОЭ - 3035/91. - М., 1991. - 74 с.

138. Альбом нейтронно-физических характеристик первой топливной загрузкиблока №1 Ростовской АЭС: Отчёт о НИР / РНЦ "Курчатовский институт", инв. № 32/1-57-300. - М„ 2000. - 301 с.

139. Хромов В.В., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. Решение уравнения переноса в средах с ячеичными структурами методом объемных и поверхностных балансов // ВАНТ: сер. "Физика и техника ядерных реакторов", вып.4, 1988, с. 24-28

140. Хромов В.В., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. Применение объемно-поверхностного балансного метода к решению уравнения переноса нейтронов в средах с ячеичными структурами // ВАНТ: сер. "Физика и техника ядерных реакторов", вып.4, 1988, с. 28-32

141. Хромов В.В., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В., Гончаров JI.A. Вероятностный метод дискретных ординат // Атомная энергия, т.73, вып.6, декабрь 1992 г., с.421-427.

142. Khromov V., Kryuchkov Е., Tikhomirov G. et al. Probabilistic Method of Discrete Ordinates in a Neutron Transport Problem // Nuclear Science and Engineering, 121, 264-276 (1995).

143. Kaper H.G., Lindeman A.J. and Leaf G.K. Benchmark Values for the Slab and Sphere Criticality Problem in One-Group Neutron Transport Theory // Nuclear Science and Engineering, 54, 94-99, 1974.

144. Lee S.M., Vaidyanathan R. Comparison of the order approximation in several spatial difference schemes for the discrete ordinates transport equation in one-dimensional plane geometry // Nuclear Science and Engineering, v.76, №1, 1980, p.1-9.

145. Басс Л.П., Волощенко A.M., Гермогенова Т.А. Методы дискретных ординат в задачах о переносе излучения. М.: ИПМ АН СССР им. М.В.Келдыша, 1986.

146. Тихомиров Г.В. Разработка метода и расчет нейтронно-физических процессов в бланкетных зонах ТЯР в сложной геометрии. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. М.: МИФИ, 1992.

147. Минучехр А. Источник первых столкновений в методах дискретных ординат: алгоритмы и их программная реализация. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. М.: МИФИ. 1998.

148. Khromov V.V., Tikhomirov G.V., Kryuchkov E.F. et al. Application of Probabilistic Method of Discrete Ordinates (PMDO) for Solution of Deep Penetration Problems // Proc. of 8th International Conference on Radiation Shielding, April 24-28, 1994, Arlington, Texas USA, V 1, p 180.

149. Тихомиров Г.В., Минучехр А. Особенности построения источника первых столкновений в задачах глубокого пропускания. М.: Препринт МИФИ, №021-97, 1997.

>

150. Терновых М.Ю., Тихомиров Г.В., Хромов В.В. Дискретное представление индикатрисы рассеяния в уравнениях вероятностного метода дискретных ординат. М.: Препринт МИФИ №014-97, 1997.

151. Khromov V., Kryuchkov Е., Tikhomirov G. Probabilistic Method of Discrete Ordinates Application to 3D Geometry Shielding Transport Problem Solution // In. Proc. of the Joint International Conference on Mathematical Methods and Supercomputing for Nuclear Application. Saratoga Springs, New York, Oct. 5-9, 1997, V.l, p.722.

152. Tikhomirov G.V., Kryuchkov E.F., Saito M. Peculiarities of Forming the Neutron field Behind a Lengthy Models of Shielding with Slits // Nuclear Science and Technology, supplement 1, march 2000, p.296-299.

153. Andreev M.I. et al. Set of benchmark on slit shielding compositions of thermonuclear reactors // Fusion Engineering and Design, 55 (2001) 373-385.

154. Alcouffe R.E. et al. A First-Collision Source Method that Satisfies Discrete SN Transport Balance // Nuclear Science and Engineering. 1990. 105. p. 198.

155. Гермогенова T.A., Павельева Е.Б. Характеристическое уравнение в задачах о переносе излучения в протяженных цилиндрических областях // Журнал вычислительной математики и физики. 1989. т.29, № 8, с. 1195-1211.

156. Brockmann Н. Treatment of Anisotropic Scattering in Numerical Neutron Transport Theory // Nuclear Science and Engineering. 1981. 77. p.377.

157. Отчет ИАЭ. Система AMPX. Программы обслуживания библиотек групповых сечений формата АМРХ. 1981. инв.№ОФ-13.

158. Ronssin R.W. et. all. VITAMIN-C: The CTR Processed Multigroup Gross Section Library for Neutronics Studies. ORNL-RSIC-37, 1980.

159. Allen G. Croff, ORIGEN2: A Versatile Computer Code for Calculation the Nuclide Compositions and Characteristics of Nuclear Materials // Nuclear Technology, v. 62, p. 335-352, 1983.

160. Greene N.M., Petrie L.M., Westfall R.M. NITAWL-II: SCALE System Module for Performing Resonance Shielding and Working Library Production, Volume 2, Section F2, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

161. Greene N.M. BONAMI: Resonance Self-Shielding by the Bondarenko Method, Volume 2, Section Fl, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

162. Hermann O.W. COUPLE: SCALE System module to Process Problem-Dependent Cross Sections and Neutrons Spectral Data for ORIGEN-S Analyses, Volume 2, Section F6, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

163. Greene N.M., Petrie L.M. XSDRNPM: A One-dimensional Discrete-Ordinates Code for Transport analysis, Volume 2, Section F3, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

164. Hermann O.W., Westfall R.M. ORIGEN-S: SCALE system module to calculate fuel depletion, actinide transmutation, fission product buildup and decay,

and associated radiation source terms, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

165.Bucholz J. A. XSDOSE: A module for calculating fluxes and dose rates at points outside a shield, Volume 2, Section F4, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

166. Hollenbach D.F., Petrie L.M., Landers N.F. KENO-VI: A General Quadratic Version of the KENO Program, v. 2, Section F17, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

167. Hermann O.W., Parks С. V. SAS2H: A coupled one-dimensional depletion and shielding analysis module, Volume 1, Section S2, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

168. Жердев Г.М. Система программ расчёта параметров ядерной и радиационной безопасности внереакторного топливного цикла. Автореферат диссертации. Обнинск 2009.

169. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Программа подготовки констант CONSYST. Описание применения. Препринт ФЭИ-2828, Обнинск, 2000.

170. Блыскавка А.А., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Программный комплекс CONSYST/MMKKENO для расчета ядерных реакторов методом Монте- Карло в многогрупповом приближении с индикатрисами рассеяния в PN- приближении // Сб. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов. Труды семинара "Нейтроника-99". - Обнинск: 26-28 Октября 1999.

171. Moore R.L., Schnitzler B.G., Wemple С.А., Babcock R.S., Wessol D.E. MOCUP: MCNP-ORIGEN2 Coupled Utility Program, INEL-95/0523, Idaho National Engineering Laboratory (September 1995).

172. David I. Poston, Holly R. Trellue, User's Manual, Version 2.0, for Monteburns, Version 1.0, LA-UR-00-4999, Los Alamos National Laboratory (September 1999).

173. Xu Z., Hejziar P., Driscoll M., and Kazimi M. An Improved MCNP-ORIGEN Depletion Program (MCODE) and Its Verification for High-Burnup Applications // PHYSOR 2002, Seoul, Korea, October 7-10, 2002.

174. Greene N.M. User's Guide for AMPX Utility Modules, Volume 2, Section Ml5, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory, 1998.

175. Li J.-H., Zhang S.-B., Kryuchkov E.F., Tikhomirov G.V. MCCOOR code system for burnup calculation // Nuclear Power Engineering. 2006. T. 27. № 3. C. 16-19.

176. Kalugin M., Shkarovsky D., Gehin J. A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmarks. NEA/NSC/DOC (2002)10.

177. Keisuke Okumura, Hironobu Unesaki, Takanori Kitada, Etsuro Saji, Benchmark results of Burn-up Calculation for LWR Next Generation Fuel // PHYSOR 2002, 9A-03, Seoul, Korea, October 7-10, 2002.

178. Yamamoto A., Ikehara Т., Ito Т., Saji E. Benchmark Problem Suite for Reactor Physics Study of LWR Next Generation Fuels // Nuclear Science and Technology. 39, № 8, 2002.

179. Gehin J.C., Dourougie C., Emmett M.B., Lillie R.A., Calculation of The Russian VVER-1000 Benchmarks with HELIOS and KENO. ORNL/TM-1999/78, Oak Ridge National Laboratory (July 1999).

180. Ли Ц. Использование метода Монте-Карло для анализа физических характеристик размножающих систем со сложным спектром нейтронов. Диссертация на соискание степени кандидата технических наук. М.: МИФИ, 2004.

181. Hermann О. W., Bowman S. М., Brady М. С., and Parks С. V. Validation of the SCALE System for PWR Spent Fuel Isotopic Composition Analyses. ORNL/TM-12667, Martin Marietta Energy Systems, Inc., Oak Ridge Natl. Lab., (1995).

182. DeHart M.D. and Hermann O.W. An Extension of the Validation of SCALE (SAS2H) Isotopic Predictions for PWR Spent Fuel. ORNL/TM-13317, Lockheed Martin Energy Research Corp., Oak Ridge Natl. Lab., 1996.

183. OECD/NEA Burn-up credit criticality benchmarks (Phase Ia-IVb). Japan 1992-2002.

184. Правила обеспечения радиационной безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива от атомных станций железнодорожным транспортом ПРБ-88.

185. Опаловский В.А., Тихомиров Г.В., Крючков Э.Ф. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ // Известия вузов, Ядерная энергетика, №4, 2004, с.70-78.

186. Kryuchkov E.F., Opalovsky V.A., Tikhomirov G.V. Modeling of radiation field around spent fuel container // Radiation Protection Dosimetry (2005), v. 116, № 1-4, p. 575-578.

187. Опаловский В.А. Разработка расчетной методики моделирования радиационных характеристик облучённого ядерного топлива. Диссертация на соискание степени кандидата технических наук. М.: МИФИ, 2004.

188. Смирнов В.Е. Нейтронно-физические процессы в размножающих средах. М.: МИФИ. 2008.

189. Райли Д., Энсслин Н., Смит X. мл., Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов: Пер. с англ. М.: ЗАО «Издательство Бином», 2000. 720 с.

190. Gritzay О.О., Kolotyi V.V., Kaltchenko O.I. Neutron filters at Kyiv research reactor. Preprint KINR-01-6. Kyiv 2001 5.

191. Gritzay O., Kolotyi V., Klimova N. et al. Reactor Neutron Filtered Beams for Precision Neutron Cross Section Measurements // Talk at "The 3rd International Conference Current Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy (NPAE-Kyiv 2010)", 7 -12 June, 2010, Kyiv, Ukraine.

192. Ivakhin S.V., Tikhomirov G.V., Bolozdynya A.I., Akimov D.Yu., Stekhanov V.N. Modeling of Filters for Formation of Mono-Energetic Neutron Beams in the Research Reactor IRT MEPhI // Proceedings of GLOBAL 2011, Makuhari, Japan, Dec. 11-16, 2011, Paper No. 392341.

193. Picozza P. et al. PAMELA - A Payload for Antimatter Matter Exploration and Light-nuclei Astrophysics // ApJ, 27, 296-315 (2007).

194. Позитроны и электроны в первичных космических лучах по данным эксперимента ПАМЕЛА // Известия РАН, серия Физическая, т. 73, №5, с. 606-608 (2009).

195. База данных по ядерным реакциям (EXFOR) - "Nuclear Reaction Database (EXFOR)", http://depni.npi.msu.su/cdfe/exfor/index.Rhp3.

196. Мительман М.Г., Розенблюм Н.Д. Зарядовые детекторы ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1982.

197. Алексанкин В.Г., Родичев С.В., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Чукреев Ф.Е. Бета- и антинейтринное излучение радиоактивных ядер. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1989.

198. Evaluated Nuclear Structure Data File (ENSDF) Database version of December 8, 2005.

199. Ober T.G., Malloy J.W. An advanced model for the prediction of the total burnup-dependent self-powered rhodium detector responce // Proc.Int.Conf on Mathematics and Computations, Reactor Physics and Environmental Analysis. Vol.2. P.22-31, Portland, Oregon, 1995.

200. Adams K. J. ELECTRON UPGRADE FOR MCNP4B, LA-UR-00-3581, 2000.

201. Evaluated Nuclear Structure Data File (ENSDF) Database version of December 8, 2005.

202. Gorodkov S., Kalugin M., Oleynik D. WER in-Core SPND Computational Benchmark. Final Specification. NEA/NSC/DOC(2005)31.

203. Шмелев A.H., Тихомиров Г.В., Куликов Г.Г., Апсэ В.А. и др. О концепции международных научно-технических центров по утилизации плутония // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998, № 4, стр.81-92.

204. Шмелев А.Н., Куликов Г.Г. О нейтронно-физических особенностях модифицированных (денатурированных) топливных циклов // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997, № 6, стр.42-48.

205. Куликов Г.Г., Шмелев А.Н., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. и др. Физические характеристики легководного ядерного реактора со сверхдлинной кампанией ториевого топлива // Известия вузов. Ядерная энергетика. № 1, 2002, стр. 18-28.

206. Крючков Э.Ф., Терновых М.Ю., Тихомиров Г.В., Цзиньхун JL, Топливные циклы с глубоким выгоранием: анализ коэффициентов реактивности // Известия вузов, Ядерная энергетика №3, 2004, стр.70-78.

207. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.С., Тихомиров Г.В., Ли Цзиньхун. Режим самообеспечения топливом (ураном-233) для тяжеловодного энергетического реактора типа CANDU // Атомная энергия, т. 97, вып.4, октябрь 2004.

208. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.С., Тихомиров Г.В., Оптимизация торий-уранового режима в тяжеловодных реакторах типа CANDU // Атомная энергия, т. 101, вып.5, ноябрь 2006. (327-336).

209. Bergelson B.R., Gerasimov A.S., Tikhomirov G.V. The Mode of Operation of CANDU Power Reactor in Thorium Self-Sufficient Fuel Cycle // Nuclear Technology & Radiation Protection, 2008, Vol.XXIII, No2, pp. 16-21.

210. Bergelson B.R., Gerasimov A.S., Tikhomirov G.V. Some Questions on Nuclear Safety of Heavy-Water Power Reactor Operating in Self-Sufficient Thorium Cycle // Nuclear Technology & Radiation Protection, 2008, Vol.XXIII, No2, pp.22-27.

211. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.С., Тихомиров Г.В. Плотностной эффект реактивности энергетического реактора, работающего в режиме

233

самообеспечения U // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып.5, с.249-254.

212. Boczar P., Dyck G., Chan P., Buss D. Recent advances in thorium fuel cycles for CANDU reactors // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Options and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p.104-120.

213. Directory of Nuclear Power Plants in the Word, 1994, Japan Nuclear Energy Information Centr. Co., Ltd, Tokyo, Japan.

214. Лопаткин A.B., Орлов B.B. и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ // Атомная Энергия т.89, вып.4, стр308, 2000.

215. Bergelson B.R. and all. Proceedings of the Second 1С on ADT Technologies and Applications / v.l pp 228-234 June 3-7, Kalmar, Sweden, 1996.

216. Бергельсон Б.Р., Никитин A.A., Старостин В.Т., Чувило И.В., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В., Шмелев А.Н. Подкритическая установка (мишень-бланкет) для сжигания актиноидов // Атомная Энергия, том 82-5, май 1997, стр. 341.

217. Бокшицкий В. Анализ состояния и тенденций развития промышленности и рынков ядерного топлива в странах западной Европы // Бюллетень по АЭ, 10/2001, 46-51.

218. Pirón J., Bordin В., Geoffroy G. e.a. Fuel microstructure and RIM effect at high burn-up // In: Proc. Intern. Top. Meet. On Light Water Reactor Fuel Performance. Florida, USA, 17-21 apr., 1994, p.321-327.

219. Щеглов A.C., Сидоренко В.Д., Проселков В.Н. и др. Образование и развитие поверхностного слоя в топливном сердечнике ВВЭР-440. Атомная энергия, 1996, т.80, вып. 3, с.221-223.

220. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора, Препринт ИАЭ-6083/4, 1998 г.

221. Андрианов А.Н., Баранов В.Г., Тихомиров Г.В., Хлунов A.B., Моделирование ядерно-физических процессов в поверхностном слое топливного сердечника // Атомная энергия, 2008, т. 104, вып.6, с.353-358.

222. Баранов В.Г., Терновых М.Ю., Тихомиров Г.В., Хлунов A.B., Моделирование ядерно-физических процессов в поверхностном слое топливного сердечника с выгорающими поглотителями // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып.6, с.307-311.

223. Baranov V., Ternovykh M., Tikhomirov G., Khlunov A., Tenishev A., Kurina I. Perspectives for Practical Application of the Combined Fuel Kernels in WWER-Type Reactors // Proceedings of the 9-th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. 17-24 September 2011, Helena Resort, Bulgaria, p. 390-395.

224. Тихомиров Г.В. Онтология нейтронно-физических расчетов // Материалы XVI семинара по проблемам физики реакторов, ВОЛГА-2010, с. 162-164.

225. Максимов Н.В., Голицына О.Л., Тихомиров Г.В., Храмцов П.Б. Информационные ресурсы и поисковые системы. Учебное пособие. М.: МИФИ, 2008, 400 с.

226. Афанасьев В. В., Крючков Э. Ф., Петров В. И., Сальдиков И. С., Терновых М. Ю., Тихомиров Г. В. Концепция разработки и использования виртуальных лабораторных работ на уникальном экспериментальном оборудовании в области ядерных энергетических установок // Вестник НИЯУ МИФИ, том 1, №1, 2012.-С.111-115.

227. Бернес-Ли Т., Шэдболт Н. Рождение науки об Интернете // Журнал «В мире науки», №1, 2009.

http ://en. wikipedia. org/wiki/Wikimedi a Foundati on

229. Уолдроп M. SCIENCE 2.0 - открытая наука. Подходы к организации научных исследований с учетом Интернета и общедоступных БД // Журнал «В мире науки», №8, 2008.

230. Максимов Н.В., Тихомиров Г.В. Системы сохранения знаний: концепции, модели, технологии // Научная сессия МИФИ-2009. Сборник научных трудов. Том VI. Образование, экономика и управление. М.: НИЯУ МИФИ, 2009, стр.11-14.

231. Голицына О.Л., Максимов Н.В., Строгонов В.И., Тихомиров Г.В. Системы управления знаниями и среда информационной поддержки научно-исследовательских и образовательных процессов // Системы управления и информационные технологии, 1.1(43), 2011. - С. 126-134

232. Федеральный портал Российское образование, http://www.edu.ru/db/cgi-bin/portal/spe/spe new list.plx?substr=T40800&st=all&qual=2