авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 || 7 |

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования Национальный ...»

-- [ Страница 6 ] --

Систематизация и передача опыта в области нейтронно-физических расчетов путем свободного добавления материалов и комментариев зарегистрированными пользователями.

Очень часто нейтронно-физический расчет ассоциируется с расчетом ядерного реактора. Однако следует отметить, что ядерный реактор является не единственным источником нейтронов. Широкое распространение получили нейтронные генераторы на основе реакции синтеза дейтерия и трития. Отработавшее ядерное топливо также является нейтронным источником. Компактные источники нейтронов на основе спонтанного деления и реакции взаимодействия альфа частиц с легкими ядрами используются в различных экспериментах и установках. Например, в колодезных счетчиках нейтронных совпадений, предназначенных для определения массы делящихся материалов.

В основу Онтологии НФР положена классификация задач нейтронно физического расчета, которая подробно описана в главе 1.

Основные принципы, которым следовали разработчики Онтологии НФР следующие:

• Специализация – на Онтологии НФР можно размещать материалы непосредственно связанные с нейтронно-физическими расчетами различных объектов с нейтронными источниками. Узость тематики позволяет унифицировать подход к поиску нужной информации и повысить интерес целевых пользователей проекта.

• Открытость – возможности зарегистрированным пользователям размещать новые материалы и комментировать материалы, размещенные на портале другими пользователями. Это позволяет создать «живой» портал, который может развиваться самостоятельно.

• Некоммерческая направленность – для размещения и скачивания материалов, размещенных на Онтологии, не требуются финансовые затраты.

При разработке Онтологии НФР авторы стремились заложить современные тенденции развития информационных технологий и научных разработок, взяв за основу подходы, заложенные в «Википедию» [228] и «Открытую науку» [229].

Из обращения основателя Википедии (открытой, бесплатной электронной энциклопедии) Джимми Уэйлса: «Когда десять лет назад я начинал рассказывать людям о Википедии, на меня смотрели с усмешкой.

Скажем, те, кто разбирается в бизнесе, скептически относились к идее, что добровольцы со всего мира смогут объединиться, чтобы создать выдающееся собрание человеческого знания исключительно ради передачи его другим людям. Без рекламы. Без выгоды. Без программы действий.

Сейчас, спустя десятилетие после основания Википедии, ею пользуются более 380 миллионов человек в месяц — почти треть всех людей, подключённых к Интернету».

Систематизацию профессиональных знаний во всех областях науки и техники необходимо проводить как минимум по двум причинам: для сохранения знаний для будущих поколений и для повышения эффективности процесса передачи знаний от поколения к поколению. Попытки решения данных вопросов встречаются на всех уровнях от отдельного преподавателя, разрабатывающего учебно-методический пакет под конкретный курс, до международных проектов, в рамках которых разрабатываются и поддерживаются банки данных со специальной информацией. Между отдельным преподавателем и международной организацией очень много уровней. Практически во всех вузах своя информационная среда, свои электронные библиотеки, системы тестирования, дистанционного обучения и т.п. Без изучения удачного российского и международного опыта трудно надеяться на удачный результат разработки электронных образовательных средств. Сегодня опыт и удачные разработки имеются в любой области науки. Наверное, пришло время подготовки и проведения учебных курсов по «навигации» в информационном поле специальности, включая описания лучших электронных ресурсов и рекомендаций по их возможному использованию [230, 231].

Структура «Онтологии НФР»

Информационно-справочная система «Онтология НФР» является открытой разработкой и выставлена в Интернете по адресу:

http://www.wintuning.ru/science/.

Для просмотра материалов выложенных в Онтологии не требуется регистрации. Для размещения и комментирования выложенных материалов необходима регистрация. На конец 2012 года было 62 зарегистрированных пользователей, которые выложили более пяти десятков материалов по различным вопросам НФР.

«Онтология НФР» содержит:

глоссарий терминов по вопросам НФР;

классификацию задач НФР, которую легко использовать для структурирования специализированных материалов при размещении их пользователями;

каталог полезных ссылок на сайты и материалы в интернете по вопросам проведения нейтронно-физических расчетов.

На рис.5.1 представлена титульная страница «Онтологии НФР»

Рис.5.1. Титульная страница «Онтологии НФР»

Информационно-справочная система «Онтологию НФР»

зарегистрирована в государственном реестре. Получено свидетельство о государственной регистрации программ для ЭВМ №2011616433 «Онтология нейтронно-физического расчета». Правообладатель: Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образование «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (RU). Авторы: Сальдиков И.С., Тихомиров Г.В. (RU).

Зарегистрировано в Реестре программ для ЭВМ 17 августа 2011 г.

5.2. Система поддержки лабораторных работ на уникальном экспериментальном оборудовании в области ЯЭУ Одной из целей создания Национального исследовательского ядерного университета МИФИ является «Модернизация образовательной деятельности с учетом специфики ядерного образования, особенностей развития регионов и регионально-отраслевых потребностей в квалифицированных кадрах». При этом предусматривается разработка образовательных контентов и ресурсов нового поколения;

внедрение новых видов и технологий обучения и формирование единого образовательного пространства.

В образовательных учреждениях НИЯУ МИФИ имеются уникальные экспериментальные установки и накоплен опыт использования данных установок в учебном процессе. Установки, используемые в ядерном комплексе, как правило, обладают высокая металлоемкость и стоимостью, для их эксплуатации необходимо получение специальных лицензий и наличие высококвалифицированного научно-технического персонала. Это делает невозможным быстрое внедрение в учебный процесс подобных установок. Как правило, включению уникальных установок в учебный процесс предшествуют многолетние научные исследования, включающие монтаж оборудования, проведение экспериментов, разработку лабораторных работ и их описание. При этом практически каждое образовательное учреждение имеет свои уникальные установки, отражающие специфику и историю создания данного учебного заведения. Очевидно, что эффективность подготовки специалистов для ядерной отрасли повысится, если информация об уникальных экспериментальных установках и проводимых на них лабораторным работам будет доступна во всех образовательных учреждениях НИЯУ МИФИ. Для решения данной задачи на физико-техническом факультете МИФИ начата работа по разработке Базы Данных "Система поддержки лабораторных работ на уникальном экспериментальном оборудовании в области ядерных энергетических установок" с перспективой включения в нее возможности проведения виртуальных лабораторных работ на моделях реальных экспериментальных установок. Наличие фото и видео материалов, отснятых на реальных установках, позволит при проведении виртуальных работ обеспечить эффект выполнения студентами реальных лабораторных работ. При этом ознакомление с реальными экспериментальными установками можно будет проводить в рамках учебных практик.

Проект по разработке Базы Данных органично вписывается как в работы по созданию виртуального пространства НИЯУ МИФИ, так и в работы по обобщению и обменом опытом между подразделениями НИЯУ в области образовательных технологий.

Первая версия Базы Данных "Система поддержки лабораторных работ на уникальном экспериментальном оборудовании в области ядерных энергетических установок" была разработана в 2009 году и размещена в Интернете по адресу http://wintuning.ru/play/. На рис.5.2. приведена титульная страница сайта, на котором размещена База Данных.

Рис. 5.2. Титульная страница сайта с Базой Данных База Данных имеет современный интерфейс (система вложенных меню) и содержит информацию в виде файлов различного формата. Файлы можно просматривать, распечатывать и/или скачивать для автономного использования.

При подготовке студента к проведению лабораторных работ База Данных может быть использована в качестве альтернативы стандартному «бумажному» учебному пособию, т.к. информация в ней полностью отражает его содержание. Фото и видео материалы, а также теоретический материал, прикладываемый к каждой лабораторной работе, позволяют увидеть процесс проведения работы и могут использоваться в качестве учебных пособий в процессе лекционных и семинарских занятий. К каждой лабораторной работе прикладывается список контрольных вопросов, на которые студент должен знать ответы перед выполнением лабораторной работы.

База Данных "Система поддержки лабораторных работ на уникальном экспериментальном оборудовании в области ядерных энергетических установок" является открытой системой и может пополняться информацией по мере приобретения/разработки новых установок и лабораторных работ.

С 2010 году началась разработка виртуальных лабораторных работ (ВЛР), которые должны полностью воспроизводить последовательность действий учащихся при выполнении реальных лабораторных работ.

В 2011 году получено свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2011616431 «Система поддержки лабораторных работ на уникальном экспериментальном оборудовании в области ядерных энергетических установок» Правообладатель: Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образование «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (RU). Авторы: Сальдиков И.С., Тихомиров Г.В., Афанасьев В.В., Крючков Э.Ф., Петров В.И., Терновых М.Ю. (RU).

Концепция разработки виртуальных лабораторных работ Уникальные экспериментальные установки, включенные в Базу Данных, обладают высокой металлоемкость и стоимостью, для их эксплуатации необходимо получение специальных лицензий, расходных материалов и присутствие высококвалифицированного научно-технического персонала. Как правило, включению уникальных установок в учебный процесс предшествуют многолетние научные исследования, включающие монтаж оборудования, проведение экспериментов, разработку лабораторных работ и их описание. Практически для всех экспериментальных установок в настоящее время возможно разработать математические модели, адекватно описывающие физические процессы, проходящие в этих установках.

Поэтому возможно смоделировать состояния экспериментальной установки – результаты виртуальных экспериментов при различных значениях «входных» параметров. Данное моделирование иногда можно проводить в реальном времени, но это не всегда возможно. В случае сложных математических моделей время получения «виртуальных» результатов может оказаться значительно больше, чем время проведения реального эксперимента. В данном случае можно использовать аппроксимации «виртуальных» результатов предварительно проведя массовые расчеты на основе математической модели установки. Также возможно использовать аппроксимацию реальных результатов экспериментов. Однако, адекватная математическая модель позволяет получать «виртуальные» результаты, которые не могут быть получены на существующей экспериментальной установке, что может значительно расширить возможности «виртуальной»

лаборатории.

В любом случае разработка математической модели экспериментальной установки необходима для создания виртуальной лабораторной установки и должна предшествовать ее разработке.

Разработку виртуальных лабораторных работ можно проводить с помощью различных программных средств, но структура ВЛР должна включать следующие обязательные элементы:

блок задания «входных» данных (параметры установки, исследуемые материалы, детекторы и т.п.);

выбор режима проведения экспериментов (наличие или отсутствие источника, мощность нагревателя и т.п.);

имитация проведения измерения (графики, фото или видео материалы);

сохранение результатов виртуальных измерений для последующей обработки.

Виртуальные лабораторные работы имитируют проведение реальных лабораторных работ. При этом конструкция экспериментальной установки часто описывается схематично, что затрудняет понимание физических процессов, происходящих в процессе измерений. Для демонстрации «внутренностей» экспериментальной установки и физических процессов можно использовать специальные мультимедийные учебные материалы, разработанные на основе современных технологий компьютерной графики.

Разработка подобных материалов является самостоятельной задачей.

Таким образом, концепцию разработки виртуальных лабораторных работ на уникальном физическом оборудовании можно представить в виде схемы, изображенной на рис. 5.3.

Уникальная Математическая Виртуальная установка модель Лаборатория + + + лабораторная Матрица Демонстрационный состояний работа материал Эксперимент Расчет Моделирование эксперимента Рис. 5.3. Концепция разработки виртуальных лабораторных работ Виртуальные лабораторные работы на уран-графитовом и уран водном подкритических стендах В разделе 4.1.1. главы 4 были описаны подкритические стенды кафедры «Теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов»

НИЯУ МИФИ и представлены результаты моделирования данных стендов с помощью программы MCNP. Разработанные модели легли в основу виртуальных лабораторных работ, которые будут представлены в данном разделе.

Виртуальная лабораторная работа «Определение материального параметра уран – графитовой подкритической сборки», была создана на базе уран-графитового подкритического стенда. Виртуальная лабораторная работа «Определение зависимости материального параметра среды вода – природный уран-металл от концентрации урана», была создана на базе уран водного подкритического стенда.

К обеим виртуальным лабораторным работам разработаны мультимедийные учебные (иллюстративные) материалы, в форме видеороликов. Данные видеоролики иллюстрируют особенности подкритических стендов и порядок выполнения лабораторных работ на них.

Виртуальная лабораторная работа «Определение материальных параметров уран-графитовых сборок»

Для разработки виртуальных лабораторных работ на кафедре №5 была создана программная среда Modeling of the Experiments based on the Monte Carlo Method: MEMCM для имитации выполнения реальных лабораторных на кафедральных подкритических стендах. Версия MEMCM-UC позволяет получать и обрабатывать экспериментальные данные так, как если бы это была реально выполняемая лабораторная работа на уран-графитовой подкритической сборке.

В 2011 году получено свидетельство о государственной регистрации программ для ЭВМ №2011616432 «Виртуальная лабораторная работа по определению материального параметра уран-графитовой решетки».

Правообладатель: Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образование «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (RU). Авторы: Сальдиков И.С., Тихомиров Г.В., Щеренко А.И. Зарегистрировано в Реестре программ для ЭВМ 17 августа 2011 г.

Возможности программы для моделирования MEMCM-UC • Расчёт скорости счёта (плотности потока за определённый промежуток времени) нейтронов в уран-графитовой подкритической сборке;

• Отображение числа попавших в детектор нейтронов в реальном времени;

• Измерение скорости счёта нейтронов с установленным кадмиевым фильтром на детекторе;

• Измерение фона;

• Изменение обогащения топлива в сборке от 0.71% до 1.1%;

• Изменение шага решётки от 15 до 25 см;

• Изменение диаметра урановых блоков в графитовых блоках от 20 до 50 мм;

• Изменение времени измерения от 15 до 50 секунд;

• Сохранение/загрузка результатов виртуальной лабораторной работы в файл;

• Сохранение таблицы результатов выполнения виртуальной лабораторной работы в файл формата xls (Microsoft Excel).

• Построение графика зависимости логарифма коэффициента релаксации экспоненциального опыта от координаты положения детектора;

• Просмотр информации о выполняемой лабораторной работе в режиме онлайн (с подключением к Интернету) и оффлайн (без подключения к Интернету).

Порядок проведения лабораторной работы в MEMCM-UC Запустите программу щелчком на значке. В первом окне программы 1.

(«Добро пожаловать») (рис.5.4) можно узнать об основных возможностях программы и перейти на сайт программы в Интернете, где можно подробнее узнать об особенностях выполняемой лабораторной работы. Для перехода к следующему окно нажмите кнопку «Начать работу».

Рис. 5.4. Стартовое окно программы МЕМСМ-UC.

2. В окне «Задание параметров установки» (рис.5.5.) можно ознакомиться с целью работы, теоретической справкой, порядком выполнения и порядком обработки и представления результатов выполняемой лабораторной работы в режиме оффлайн (без подключения к Интернету). В этом же окне задаются начальные параметры установки, влияющие на конечный результат: шаг решётки (см), обогащение топлива (%), диаметр уранового блока (мм). Также можно задать время измерения, т.е. время, в течение которого будет проводиться одно измерение числа нейтронов, попавших в детектор. В этом же окне можно загрузить ранее сохраненные результаты (см. далее), отметив соответствующий элемент напротив надписи «Загрузить ранее сохранённую таблицу результатов».

Рис. 5.5. Задание параметров установки в программе МЕМСМ-UC.

Для продолжения необходимо нажать кнопку «Далее», после чего перед вами отобразится основное окно программы.

3. Основное окно программы (рис.5.6) можно условно разделить на несколько областей:

Рис. 5.6. Основное окно программы МЕМСМ-UC.

а) Информация. Эта область повторяет аналогичную область в окне «Задание параметров установки». В ней можно ознакомиться с целью работы, теоретической справкой, порядком выполнения и порядком обработки и представления результатов выполняемой лабораторной работы в режиме оффлайн (без подключения к Интернету).

б) Параметры установки. В этой области постоянно отображаются заданные на шаге 3 параметры установки;

в) Схема установки. В этой области представлена схема уран графитовой установки. Серым цветом обозначен графит. Белым – полости, в которых расположены урановые блоки. Черный кружок – это источник нейтронов (при наведении отображается более подробная информация об установленном источнике). Черными прямоугольниками обозначены каналы, в которые можно помещать детектор нейтронов. В программе предусмотрено всего 7 каналов.

Нумерация каналов начинается с нижней части установки (ближе к детектору находится первый канал). Сам детектор обозначен красным прямоугольником. По умолчанию, детектор находится в первом канале.

г) Управление экспериментом. Основная рабочая область программы.

Здесь можно задать номер канала, в который необходимо установить детектор. При изменении номера канала соответствующие черные прямоугольники на схеме установки будут окрашиваться в красный цвет, информируя о том, что в данном канале находится детектор. При изменении номера канала также можно увидеть текущую координату детектора от условно нулевого положения в установке. В этой же области можно установить источник нейтронов в нижний канал установки и убрать его (измерение фона). При установленном источнике можно проводить измерение счёта фона с установленным кадмиевым фильтром и без него. Запуск счёта осуществляется нажатием кнопки «Старт», после чего на счётчике в реальном времени можно увидеть количество попавших в детектор нейтронов. По прошествии времени измерения счётчик автоматически остановится и появится возможность сохранить это значение в таблицу результатов нажатием кнопки «Сохранить результат в таблицу». Саму таблицу можно просмотреть нажатием на кнопку «Просмотреть таблицу результатов». В любой момент измерения можно приостановить счётчик. Тогда счёт нейтронов для данного канала придется повторить снова.

Виртуальная лабораторная работа «Определение зависимости материального параметра от шага уран-водной решетки»

Программа MEMCM-UH2O позволяет получать и обрабатывать экспериментальные данные так, как если бы это была реально выполняемая лабораторная работа на уран-водной подкритической сборке.

Возможности программы для моделирования MEMCM-UH2O • Расчёт скорости счёта (плотности потока за определённый промежуток времени) нейтронов в уран-водной подкритической сборке;

• Отображение числа попавших в детектор нейтронов в реальном времени;

• Измерение скорости счёта нейтронов с установленным кадмиевым фильтром на детекторе;

• Измерение фона;

• Изменение обогащения топлива в сборке от 0.71% до 1.1%;

• Изменение шага решётки от 4.5 до 6 см;

• Изменение типа топлива уран металл или диоксид урана;

• Изменение времени измерения от 15 до 50 секунд;

• Сохранение/загрузка результатов виртуальной лабораторной работы в файл;

• Сохранение таблицы результатов выполнения виртуальной лабораторной работы в файл формата xls (Microsoft Excel).

• Построение графика зависимости логарифма коэффициента релаксации экспоненциального опыта от координаты положения детектора;

• Просмотр информации о выполняемой лабораторной работе в режиме онлайн (с подключением к Интернету) и оффлайн (без подключения к Интернету).

Порядок проведения лабораторной работы в MEMCM- UH2O 1. Запустите программу щелчком на значке. В первом окне программы («Добро пожаловать») (рис.5.7) можно узнать об основных возможностях программы и перейти на сайт программы в Интернете, где можно подробнее узнать об особенностях выполняемой лабораторной работы. Для перехода к следующему окно нажмите кнопку «Начать работу».

Рис. 5.7. Стартовое окно программы МЕМСМ-UН2О.

2. В окне «Задание параметров установки» (рис.5.8) можно ознакомиться с целью работы, теоретической справкой, порядком выполнения и порядком обработки и представления результатов выполняемой лабораторной работы в режиме оффлайн (без подключения к Интернету). В этом же окне задаются начальные параметры установки, влияющие на конечный результат: шаг решётки (см), обогащение топлива (%), диаметр уранового блока (мм). Также можно задать время измерения, т.е. время, в течение которого будет проводиться одно измерение числа нейтронов, попавших в детектор. В этом же окне можно загрузить ранее сохраненные результаты (см. далее), отметив соответствующий элемент напротив надписи «Загрузить ранее сохранённую таблицу результатов».

Рис. 5.8. Задание параметров установки в программе МЕМСМ-UН2О.

Для продолжения необходимо нажать кнопку «Далее», после чего перед вами отобразится основное окно программы.

3. Основное окно программы (рис.5.9) можно условно разделить на несколько областей:

Рис. 5.9. Основное окно программы МЕМСМ-UН2О.

а) Информация. Эта область повторяет аналогичную область в окне «Задание параметров установки». В ней можно ознакомиться с целью работы, теоретической справкой, порядком выполнения и порядком обработки и представления результатов выполняемой лабораторной работы в режиме оффлайн (без подключения к Интернету).

б) Параметры установки. В этой области постоянно отображаются заданные на шаге 3 параметры установки;

в) Схема установки. В этой области представлена схема уран графитовой установки. Серым цветом обозначен графит. Белым – полости, в которых расположены урановые блоки. Черный кружок – это источник нейтронов (при наведении отображается более подробная информация об установленном источнике). Черными прямоугольниками обозначены каналы, в которые можно помещать детектор нейтронов. В программе предусмотрено всего 7 каналов.

Нумерация каналов начинается с нижней части установки (ближе к детектору находится первый канал). Сам детектор обозначен красным прямоугольником. По умолчанию, детектор находится в первом канале.

г) Управление экспериментом. Основная рабочая область программы.

Здесь можно задать номер канала, в который необходимо установить детектор. При изменении номера канала соответствующие черные прямоугольники на схеме установки будут окрашиваться в красный цвет, информируя о том, что в данном канале находится детектор. При изменении номера канала также можно увидеть текущую координату детектора от условно нулевого положения в установке. В этой же области можно установить источник нейтронов в нижний канал установки и убрать его (измерение фона). При установленном источнике можно проводить измерение счёта фона с установленным кадмиевым фильтром и без него. Запуск счёта осуществляется нажатием кнопки «Старт», после чего на счётчике в реальном времени можно увидеть количество попавших в детектор нейтронов. По прошествии времени измерения счётчик автоматически остановится и появится возможность сохранить это значение в таблицу результатов нажатием кнопки «Сохранить результат в таблицу». Саму таблицу можно просмотреть нажатием на кнопку «Просмотреть таблицу результатов». В любой момент измерения можно приостановить счётчик. Тогда счёт нейтронов для данного канала придется повторить снова.

Виртуальная лабораторная работа помещена в Базу Данных и может использоваться в учебном процессе.

Обоснование выбора программного продукта трехмерного моделирования уран-водной сборки и создания анимации лабораторной работы на базе нее.

В настоящее время использование мультимедийных обучающих материалов играет важную роль в образовательном процессе. Использование таких материалов позволяет не только ускорить процесс обучения, преподнести учебный материал в наглядной и удобной для восприятия форме, но и дает возможность дать представление о физических процессах и явлениях, которые не возможно наблюдать в реальной жизни в силу тех или иных причин. Последнее невозможно без использование средств трехмерной компьютерной графики, предназначенных для моделирования и визуализации (рендеринга) воображаемых (виртуальных) объёмных объектов.

Программные пакеты, позволяющие моделировать объекты виртуальной реальности и создавать на основе этих моделей изображения, очень разнообразны. Последние годы устойчивыми лидерами в этой области являются коммерческие продукты: такие как 3ds Max, Maya, Lightwave 3D, Softimage, SidefxHoudini, Maxon Cinema 4D и сравнительно новые Rhinoceros 3D, Nevercenter Silo или ZBrush. Нами для изготовления мультимедийных матералов, демонстрирующих процесс выполнения лабораторной работы по измерению пространственных распределений плотности потока нейтронов на уран-водной подкритической сборке был использован программный продукт 3ds Max. Программный продукт представляет собой полнофункциональную профессиональную систему для создания и редактирования трёхмерной графики и анимации, от компаниии Autodesk. Он содержит самые современные средства для художников и специалистов в области мультимедиа и является на сегодняшний день одним из самых распространенных. Поскольку нас интересовали прежде всего функциональные возможности данного программного продукта в области трехмерного моделирования, анимации и визуализации, ниже коротко охарактеризуем их их.

3ds Max располагает обширными средствами для создания разнообразных по форме и сложности трёхмерных компьютерных моделей с использованием разнообразных техник и механизмов, включающих следующие:

полигональное моделирование, в которое входят Editable mesh (редактируемая поверхность) и Editable poly моделирование на основе неоднородных рациональных B сплайнов (NURBS);

моделирование на основе т. н. «сеток кусков» или поверхностей Безье (Editable Patch)— подходит для моделирования тел вращения;

моделирование с использованием встроенных библиотек стандартных параметрических объектов (примитивов) и модификаторов.

Необходимо отметить, что эти методы моделирования могут сочетаться друг с другом. Нами для создания различных компонентов уран-водной сборки были использованы страндартные параметрические объекты и метод полигонального моделирования.

Одним из самых простых типом анимации в 3DS Max является кейфреймовая, или анимация по ключевым кадрам. В процессе работы формируются кадры, в которых фиксируется изменение положения того или иного объекта и траектория его движения. Расстановка ключевых кадров производится аниматором. Промежуточные же кадры генерирует специальная программа. Этот способ наиболее близок к традиционной рисованной анимации, и именно он использовался нами для создания анимационных материалов.

Рендеринг полученный сцены (получение проекционного графического изображения, в нашем случае, динамического) является заключительным этапом работы. Только после рендеринга становятся видны все свойства материалов объектов и проявляются эффекты внешней среды, применённые в составе сцены. Рендеринг осуществляется в 3ds Max отделиным модулем – рендерером. 3ds Max обладает большим набором рендереров, нами был использовании рендерер по умолчанию – Scanline, использующий сканирующий построчный алгоритм.

Сценарий и программная реализация мультимедийных материалов В соответствие с порядком выполнения лабораторной работы на уран водной сборке был разработан сценарий мультимедийного учебного материала, наглядно демонстрирующий как структуру уран-водной сборки, так и порядок выполнения на ней лабораторной работы.

Сценарий мультимедийного материала «Уран-водная подкритическая сборка».

1. Бак с водой. Появление пустого бака, анимация наполнения водой.

2. Урановый блок. Появляется урановый стержень, затем алюминиевый чехол (аналогично ролику №1). Затем появляется держатель.

3. Массив. Камера отдаляется от уранового блока и одновременно с этим блочки «размножаются» в массив блоков.

4. Сборка установки. Весь этот массив помещается в бак с водой (см.

пункт 1) и около держателей появляется крышка, на которой весь этот массив крепится. Появляется подставка для бака. В подставке должно быть предусмотрено отверстие для источника.

5. Разрез. Вся сборка разделяется на две части (одна часть исчезает).

6. Измерение потока (1-й «заход»). Детектор – это небольшой длины красный (яркий цилиндр). Помещается в исходную нижнюю точку оси бака. От детектора появляется стержень до шагового двигателя.

Шаговый двигатель можно сделать в виде обычного бокса, расположив его над крышкой на некоторой высоте. Показать, что детектор перемещается по оси цилиндра. С боковой стороны бокса отходит провод, идущий в комнату для измерения (аналогично предыдущему видео).

7. Источник (2-й «заход»). На экране - снова установка в разрезе. В подставку помещается источник нейтронов (как в ролике №1). Снова перемещаемся в комнату для измерения.

8. Изменение шага 1. На экране – установка в сборе (не в разрезе).

Увеличиваем верхнюю часть бака (крышку). Она представляет собой диск, в котором имеются прорези, каждая направлена к центру.

9. Изменение шага 2 (3-й «заход»). Увеличиваем одну прорезь («наезд»).

Прорезь состоит из трёх фиксированных положений, где может располагаться держатель. На начальном этапе держатель находится в крайнем положении ближе к центру установки. Держатель перемещается из одного фиксированного положения в другое, показывая, тем самым, как изменяется шаг. Камера отдаляется и «улетает» в комнату.

Сценарий данного мультимедийного материала был реализован в среде 3ds Max. Ниже представлены фрагменты итогового видео ролика.

1. Массив урановых блоков.

2. Компановка уран-водной подкритической сборки.

Магистерская программа «Математическое моделирование 5.3.

нейтронно-физических процессов»

В рамках перехода Российского высшего образования на новые образовательные стандарты (ФГОС-3) исследовательским университетам предоставлена возможность самостоятельной разработки магистерских программам. При этом программы должны разрабатываться в рамках утвержденного перечня направлений подготовки магистров. Для разработки магистерской программы «Математическое моделирование нейтронно физических процессов» было выбрано направление 140800 - «Ядерные физика и технологии», Федеральный государственный образовательный стандарт для которого был разработан в НИЯУ МИФИ в 2008-2010 годах на физико-техническом факультете [232].

В 2011 году магистерская программа 140800.05 - «Математическое моделирование нейтронно-физических процессов» была разработана в рамках проекта 1.2.210 - Разработка основных образовательных программ магистратуры, который был реализован в ходе выполнения мероприятия 1. «Разработка и модернизация программ высшего и послевузовского профессионального образования по профильным специальностям университета» Программы создания и развития ФГБОУ ВПО «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» на 2009 2017 годы. Данный проект является составной частью приоритетного проекта «Подготовка кадров для ядерного энергетического комплекса» в рамках реализации программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

При разработке данной магистерской программы использовался анализ видов деятельности в области проведения нейтронно-физических расчетов, который был подробно представлен в разделе 1.3.4. главы 1. В процессе разработки данной программы была разработана компетентностная модель выпускника. Ниже приведена краткая аннотация магистерской программы.

Цель и концепция программы Объективная потребность в подготовке магистров по программе обусловлена прогрессом в развитии вычислительной техники и программных средств, позволяющих моделировать процессы взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с ядрами среды. Программы нейтронно-физического расчета используются во многих научных, научно-исследовательских и производственных организациях ГК Росатом и АН РФ для проектирования и обоснования безопасности объектов с нейтронными источниками и ядерными материалами.

Целью реализации образовательной программы является подготовка высококвалифицированных специалистов с развитыми общекультурными и профессиональными компетенциями для:

а) проведения нейтронно-физических расчетов для различных целей и обработки их результатов;

б) разработки программ и программных комплексов в области моделирования взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с ядрами среды;

в) научно-исследовательской деятельности в области разработки проектов установок с источниками нейтронов и гамма-квантов и/или делящимися материалами;

г) педагогической деятельности (преподавание специальных дисциплин, разработка образовательных программ и учебно-методических материалов);

д) экспертной деятельности (проведение экспертизы проектов объектов с источниками нейтронов и гамма-квантов).

Условия обучения Очная форма обучения на бюджетной и контрактной основе. Нормативный срок освоения основной образовательной программы (ООП), включая последипломный отпуск, – 2 года.

Требования к поступающим К конкурсному отбору на обучение по ООП подготовки магистров по данной программе допускаются лица, имеющие квалификацию бакалавра или специалиста, подтвержденную соответствующими документами государственного образца. Конкурсный отбор осуществляется на основании вступительного междисциплинарного экзамена, позволяющего оценить, обладает ли поступающий компетенциями бакалавра по соответствующим направлениям подготовки согласно ФГОС 3-го поколения.

Предпочтительными для поступления являются следующие направления подготовки бакалавров: 010400.62 «Прикладные математика и информатика», 010800.62 «Механика и математическое моделирование», 010900.62 «Прикладные математика и физика», 140800.62 «Ядерные физика и технологии», 231000.62 «Программная инженерия», 231300. «Прикладная математика»;

и специалистов: 141401.65 «Ядерные реакторы и материалы».

Примерный учебный план Всего Кредитов Уровень и кредитов на курс тип курса, (Семестр У-Т* I-IV) М1. Общенаучный цикл Базовая часть М.1.1. Менеджмент и маркетинг В- I М.1.2. Методология научного познания В- I М.1.3. Ядерная физика В- I М.1.4. Спецглавы высшей математики В- I Вариативная часть М.1.5. Основы педагогики и психологии В- II М.1.6. Деловой английский А- I,II М.1.7. Численные методы II 2 I- М.1.8. Языки программирования I 2 I- М.1.9. Управление проектами II 2 I- М.2 Профессиональный цикл Базовая часть М.2.1. Основы ядерных технологий II 3 I- М.2.2. Основы информационной безопасности I 3 B- критических технологий М.2.3. Компьютерные технологии II 2 I- M.2.4. Основы ядерного нераспространения и III 2 A- безопасного обращения с ядерными материалами Вариативная часть М.2.5. Ядерные данные и файлы оцененных А- I ядерных данных М.2.6. Уравнения и задачи в нейтронно- А- I физических расчетах М.2.7. Защита от ионизирующих излучений А- III М.2.8. Физика ядерных реакторов II 3 A- М.2.9. Вычислительные методы в физике II,III 8 S- реакторов М.2.10. Математическая статистика и обработка II 3 A- результатов расчетов М.2.11. Средства научной визуализации III 3 S- М.2.12. Семинар по проблемам использования I-III 3 B- ядерных технологий M.2.13. Программы и программные комплексы II 3 S- нейтронно-физического расчета M.2.14. Научная документация и А- III делопроизводство M.2.15. Курсовой проект «Моделирование III 5 S- экспериментов с нейтронными источниками»

M.3. Практики и НИРС М.3.1. НИРС I-III 18 A- М.3.2. Педагогическая практика III 2 A- М.3.3. Научно-производственная практика IV 15 S- М.4. Итоговая государственная аттестация М.4.1. Написание и защита магистерской IV 15 S- диссертации * - Уровень-Тип (см. таблицу ниже) Уровни учебных модулей (европейская система):

Рекомендации* Факт В – Basic (Базовый) 10 10, I – Intermediate (Промежуточный) 10 10, A – Advanced (Продвинутый) 40 37, S – Special (Специализированный) 40 40, * - Формирование общеевропейского пространства высшего образования. Задачи для Российской высшей школы -М.: Изд. дом ГУ ВШЭ, 2004 г.

Типы учебных модулей (ESTC):

Рекомендации* Факт 1 – Основные (профессиональные 20 22, компетенции) 2 – Поддерживающие (необходимые для изучения 10 10, основных дисциплин) 3 – Организационные и 5 6, коммуникативные (общее развитие) 4 – Специализация (углубление в 40 39, профессию) 5 – Переносимые (практики, 25 20, проекты, ВКР, стажировки) Распределение кредитов по блокам Рекомендации** Факт Общий объем, з.ед. 120=4*30 120=4* ГСЭ 10 МЕН 10 ПРОФ 40 НИР, практика 57 Аттестация 3 ** - Постановление Правительства Российской Федерации от 24 февраля 2009 г. N "Об утверждении Правил разработки и утверждения федеральных государственных образовательных стандартов" ЗАКЛЮЧЕНИЕ В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы, которые заключаются в том, что автором предложены, реализованы и внедрены для практического использования методы, методики, алгоритмы и программные комплексы:

1. Вероятностный метод дискретных ординат (метод объемных и поверхностных балансов) метод решения уравнения переноса нейтронов с учетом анизотропии рассеяния и возможности расчета потоков нейтронов в пустых областях. В рамках этого метода были разработаны и реализованы алгоритмы, которые могут использоваться в других детерминистических методах:

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

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

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

Предложены различные численные схемы ВМДО, которые изучены на тестовых задачах в одномерной плоскопараллельной геометрии. Проведена оценка порядков пространственной аппроксимации численных схем.

2. Разработана на основе алгоритмов ВМДО и верифицирована программа GERA, предназначенная для поддержки экспериментов на моделях защиты и бланкетов ТЯР, облучаемых локализованным источником «термоядерных»

нейтронов.

Следует отметить, что в процессе разработки программы GERA было проведено тестирование алгоритмов ВМДО и обоснована возможность их использования для решения задач глубокого проникновения излучения с учетом анизотропии рассеяния нейтронов. В процессе решения тестовой задачи на определение асимптотического параметра в однородном параллелепипеде были оценены методическая погрешность результатов расчетов при использовании различных параметров численных схем ВМДО в трехмерной геометрии и методическая погрешность, связанная с алгоритмами описания индикатрисы рассеяния. Показано, что в задачах глубокого проникновения излучения особое внимание необходимо уделять корректному описанию индикатрисы рассеяния.

Также в диссертации приведены результаты валидации программы GERA на основе ее использования при поддержке экспериментов на моделях бланкетов ТЯР, которые проводились на кафедре «Теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов», и результаты использования программы GERA при анализе переноса излучения через системы с щелями.

На данном этапе использовался разработанный алгоритм анализа влияния различных областей системы на формирования распределений нейтронов в задачах с локализованными источниками.

3. Разработан комплекс программ для моделирования MOCOOR изменения изотопного состава в ТВС ядерных реакторов. В рамках разработки был предложен и реализован алгоритм выбора областей выгорания в комбинированной ТВС реактора.

4. На основе результатов нейтронно-физических расчетов характеристик инновационных топливных циклов с глубоким выгоранием топлива, которые проводились с помощью комплекса MOCOOR, предложена методика анализа потенциала ядерных реакторов с точки зрения реализации топливных циклов с воспроизводством делящихся ядер.

5. Разработан комплекс программ для моделирования SC-MC радиационной обстановки вокруг контейнера с отработавшими ТВС. На основе анализа результатов расчетов различных моделей транспортных упаковочных комплектов с отработавшими ТВС проведены оценки вклада различных источников в формирование радиационной обстановки.

6. На основе системного подхода предложена классификация задач нейтронно-физического расчета, в рамках которой различные «базовые»

задачи можно объединять в комплексные задачи нейтронно-физического расчета. В зависимости от исходной информации о рассматриваемой системе задачи НФР могут быть отнесены либо к классу хорошо структурированных проблем, либо к классу слабо структурированных проблем. Предложены общие подходы к трансформации конкретных слабо структурированных проблем в структурированные проблемы для разработки тестовых задач для верификации методов, алгоритмов и программ НФР.

7. Приведены результаты решения различных задач нейтронно физического расчета с использованием различных программ и программных комплексов. Для каждой расчетной системы, рассмотренной в диссертации, схематично представлены: тип задачи НФР;

используемые ПС;

алгоритмы и методики, используемые при анализе результатов;

основные результаты.

Рассмотренные системы можно объединить в несколько блоков (разделов), каждый из которых имеет общую специфику в постановках задач: модели экспериментальных установок НИЯУ МИФИ;

модель датчик прямой зарядки ВВЭР;

модели элементов активных зон ядерных реакторов с различными топливными циклами;

модели установок для трансмутации минорных актиноидов;

модель топливного сердечника ВВЭР. Все результаты расчетов представленные в диссертации иллюстрируют эффективность использования единой методики использования программ и программных комплексов НФР:

Анализ объекта с нейтронным источником, формулировка системы объекта и постановка задачи на НФР (определение типа задачи);

Выбор программы или программного комплекса для решения поставленной задачи (возможна постановка задачи на разработку программных средств);

Верификация программы и выбор параметров расчетной модели на тестовых задачах данного типа;

Использование программы для решения задачи, поставленной на втором этапе. В процессе решения задачи возможно использование ряда специализированных алгоритмов, которые могут повысить эффективность использования программ.

Анализ результатов расчетов, включая оценку диапазона неопределенности полученных результатов и анализа вклада различных составляющих (методической, алгоритмической, константной, комплексной и др.) в общую неопределенность.

Разработана и внедрена в учебный процесс Национального 8.

исследовательского ядерного университета (МИФИ) информационно справочная система «Онтология НФР», в которой реализованы механизмы систематизации и сохранения знаний по вопросам нейтронно-физического расчета.

9. Предложена концепция разработки виртуальных лабораторных работ (ВЛР) на уникальном экспериментальном оборудовании с нейтронными источниками, на основе которой разработан комплекс ВЛР, иллюстрирующих физические процессы в экспериментальных установках кафедры «Теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов»

НИЯУ МИФИ.

Таким образом, в диссертационной работе на основании выполненных автором расчетно-теоретических исследований в области математического моделирования нейтронно-физических процессов в различных системах разработаны эффективные алгоритмы Вероятностного Метода Дискретных Ординат для решения уравнения переноса нейтронов и гамма-квантов, проведена их программная реализация, верификация и применение для решения нейтронно-физических задач в области расчетной поддержки экспериментов с использованием локализованных источников нейтронов.

Разработана методология эффективного использования программ нейтронно физического расчета для решения комплексных задач. Совокупность выполненных работ представляет собой решение крупной научной проблемы по повышению точности, надежности и оперативности предсказания нейтронно-физических характеристик экспериментальных установок с внешними источниками нейтронов. Разработанные методики и программные средства повышают эффективность расчетного сопровождения ядерных технологий России и способствуют росту ее экспортного потенциала.

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 года" // Январь 2010, http://www.atomic-energy.ru/node/9368.

Е.П.Велихов, А.Ю.Гагаринский, С.А.Субботин, В.Ф.Цибульский.

6.

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. Н. Из истории теории систем и системного анализа. — СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004.

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

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

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

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

18. Экспертные системы. Принципы работы и примеры / под ред.

Р.Форсайта, М.: Радио и связь, 1987, - с. 103-124.

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

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

21. Р.Г.Баранцев, 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 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.org/inisnkm/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://mcnp-green.lanl.gov/ 31. Сайт разработчиков SCALE. http://scale.ornl.gov/index.shtml 32. Константная лаборатория ФЭИ (БНАБ - ABBN).

http://www.ippe.ru/podr/abbn/ist/ist103.php 33. Сайт разработчиков MCU. http://mcu.vver.kiae.ru/rinfo.html 34. I. Kodeli, E. Sartori and B. Kirk, “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. Г.Д. Смит, 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. Ю.Г. Евтушенко, Г.М. Михайлов, М.А. Копытов История отечественной вычислительной техники и академик А.А. Дородницын // Информационные технологии и вычислительные системы : журнал. — 2001.

— № 1. — С. 3-12.

40. Сайт по языкам программирования.

http://langprog.far.ru/historylangprog.html.

41. Ильина О.П., Бройдо В.Л. 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. А. И. Ахиезе, И. Я. Померанчук, 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. В.С. Владимиров. Численное решение кинетического уравнения для сферы. – Вычислительная математика, М.: Изд. АН СССР, 1958, №3, с.333.

49. В. С. Владимиров. 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, 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 / Д.И.Голенко. - 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 T.B., 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. W.W.Engle, “ANISN, A One-Dimensional Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering”, K-1693, Oak Ridge, 1967.

58. N. M. Greene and C. W. Craven, Jr., XSDRN: A Discrete Ordinates Spectral Averaging Code, ORNL/TM-2500, 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. 60. Гринспена Х., Келбера К., Окрента 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.

Nucl. Sci. Eng., 46, 1971, p.309315.

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.111-127.

69. И. М. Соболь. 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. Дж. Форсайт, М. Малькольм, К. Моулер "Машинные методы математических вычислений" Москва, Мир, 1980.

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

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

75. G. R. Handley and C. M. Hopper, “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 А.М., 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. Д.Ван-Тассел. 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 А.К., Драгунов Ю.Г., Лунин Г.Л., 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. W. S. Yang and T. A. Taiwo. 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. T. Takeda. 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. Alain Santamarina, Claire Collignon and Christian Garat, 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. K.Tsuchinashi, Y.Ishiguro, K. Kaneko and M.Ido, “Revised SRAC Code System”, JAERI 1302 (1986).

95. Майоров Л.В., 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. X-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/Policy/GC/GC48/Documents/gc48inf-4_ftn3.pdf ) 99. J.C. Gehin, C. Dourougie, M.B. Emmett, R.A. Lillie, Calculation of The Russian VVER-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. СКАЛА - Система компьютерного анализа для лицензирования ядерной и радиационной безопасности на предприятиях атомной промышленности. Описание применения. Отчет ФЭИ инв. № 10563, Обнинск, 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, Nucl. Sci. Eng., 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, 106. Н.И. Белоусов, В.Д. Давиденко, В.Ф. Цибульский, Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора, Препринт ИАЭ-6083/4. Москва, 1998.

107. R.L. Moore, B.G. Schnitzler, C.A. Wemple, R.S. Babcock, D.E. Wessol, 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 выч.матем.физики. 1989. Т.29, №8, с.1195-1211.

111. Guillaume Bal, Xavier Warin. 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.118, №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 Comp., 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).

– программа 118. JANIS (Java-based nuclear information software) визуализации ядерных данных. http://www.nea.fr/janis/ 119. М.Н.Зизин, Интеллектуальная программная система SHIPRW для математического моделирования ядерных реакторов, М.: препринт РНЦ «Курчатовский институт», ИАЭ-6354/5, 2005, 78 стр.

120. The Numerical Nuclear Reactor - A High Fidelity, Integrated Neutronic, Thermal-Hydraulic, and Thermo- Mechanical Code. Weber D.P., Sofu T., Yang W.S. et al. Nuclear Science and Engineering, 155, 395-408, 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. Зизин М.Н, Шишков Л.К., Ярославцева Л.Н. Тестовые нейтронно физические расчеты ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1980 – 88с.

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

125. B.D. Ganapol: Analytical Benchmarks for Nuclear Engineering Applications, Case Studies in Neutron Transport Theory, NEA/DB(2008)1, ISBN 978-92-64-99056-2, OECD 2008, NEA No. 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. C.Cavarec, J.F.Perron, D.Verwaerde and J.P.West, Benchmark Calculations of Power Distributions within Assemblies, NEA/NSC/DOC(94)28, September 1994.

130. Xianfeng Zhao, Pavel Hejzlar, M.J. Driscoll, “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. M. Kalugin, D. Shkarovsky, J.Gehin, A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmarks, NEA/NSC/DOC (2002)10.

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

133. R.J. Ellis, 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. G. Schlosser, W. Timm, “Proposal for A BWR MOX Benchmark”, NEA/NSC/DOC(98) 135. M. Delpech, K. Hesketh, E. Sartori, W. Timm, “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, 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- 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- 141. В.В.Хромов, Э.Ф.Крючков, Г.В.Тихомиров, Л.А.Гончаров, Вероятностный метод дискретных ординат. Атомная энергия, т.73, вып.6, декабрь 1992 г., с.421-427.

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

143. H.G. Kaper, A.J. Lindeman, and G.K. Leaf. 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. Л.П.Басс, А.М.Волощенко, Т.А.Гермогенова. 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. V.V.Khromov, G.V.Tikhomirov, E.F.Kryuchkov et all, "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. Г.В.Тихомиров, А.Минучехр. “Особенности построения источника первых столкновений в задачах глубокого пропускания”. Препринт МИФИ №021-97, 1997.

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

151. V.Khromov, E.Kryuchkov, G.Tickhomirov. “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.1, p.722.

152. G.V.Tikhomirov, E.F.Kryuchkov, M.Saito: “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. M.I.Andreev et all, 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 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.

156. Brockmann H. 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 AMPX. 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, Vol 62, pp 335-352 (September 1983).

160. N.M. Greene, L.M. Petrie, R.M. Westfall, 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. N.M. Greene, BONAMI: Resonance Self-Shielding by the Bondarenko Method, Volume 2, Section F1, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

162. O.W. Hermann, 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. N.M. Greene, L.M. Petrie, 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. O.W. Hermann, R.M. Westfall, 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. J. A. Bucholz, 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. D.F. Нollenbach, L.M. Petrie, N.F. Landers, KENO-VI: A General Quadratic Version of the KENO Program, Volume 2, Section F17, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

167. O.W. Hermann, C. V. Parks. 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 А.М. Программа подготовки констант CONSYST. Описание применения. Препринт ФЭИ-2828, Обнинск, 2000.

170. Блыскавка А.А., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М.

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. R.L. Moore, B.G. Schnitzler, C.A. Wemple, R.S. Babcock, D.E. Wessol, 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. 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.

174. N.M. Greene, User’s Guide for AMPX Utility Modules, Volume 2, Section M15, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge National Laboratory (September 1998).

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

176. M. Kalugin, D. Shkarovsky, J.Gehin, 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, 9A-03, PHYSOR 2002, Seoul, Korea, October 7-10, 2002.

178. A. Yamamoto, T. Ikehara, T. Ito, E. Saji, “Benchmark Problem Suite for Reactor Physics Study of LWR Next Generation Fuels,” J. Nucl. Sci. Technol. 39, No.8 (2002).

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

180. Ли Цзиньхун. 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. O. W. Hermann, S. M. Bowman, M. C. Brady, and C. V. Parks, 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. M. D. DeHart and O. W. Hermann, 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. В.А.Опаловский, Г.В. Тихомиров, Э.Ф. Крючков, “Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ”, Известия вузов, Ядерная энергетика №4, 2004, стр.70-78.

186. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, “Modeling of radiation field around spent fuel container”, Radiation Protection Dosimetry (2005), vol.

116, No 1-4, pp. 575-578.

187. В.А.Опаловский. 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. Д.Райли, Н.Энсслин, Х.Смит мл., С.Крайнер. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов: Пер. с англ. – М.: ЗАО «Издательство Бином», 2000. – 720 с.

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

191. O. Gritzay, V. Kolotyi, N. Klimova 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. S.V.Ivakhin, G.V.Tikhomirov, A.I.Bolozdynya, D.Yu.Akimov, V.N.Stekhanov. 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. P. Picozza 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. М.Г.Мительман, Н.Д.Розенблюм, Зарядовые детекторы ионизирующих излучений, Энергоатомиздат, 1982.

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

Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1989.

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

199. T.G.Ober, J.W.Malloy. "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. K. J. Adams, ELECTRON UPGRADE FOR MCNP4B, LA-UR-00-3581, 2000.

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

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

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

204. А.Н. Шмелев, Г.Г. Куликов, О нейтронно-физических особенностях модифицированных (денатурированных) топливных циклов, Известия вузов.

Ядерная энергетика. 1997, № 6, стр.42-48.

205. Г.Г. Куликов, А.Н.Шмелев, Э.Ф.Крючков, Г.В.Тихомиров, М.Ю.Терновых, В.А.Апсэ, М.Саито, В.В.Артисюк, Физические характеристики легководного ядерного реактора со сверхдлинной кампанией ториевого топлива, Известия вузов. Ядерная энергетика. №1, 2002, стр. 18-28.

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

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



Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 || 7 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.