Персона: Щуровская, Мария Владимировна
Загружается...
Email Address
Birth Date
Научные группы
Организационные подразделения
Организационная единица
Институт ядерной физики и технологий
Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.
Статус
Фамилия
Щуровская
Имя
Мария Владимировна
Имя
8 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 8 из 8
- ПубликацияОткрытый доступЭкспериментальные комплексы исследовательского ядерного реактора ИРТ МИФИ(НИЯУ МИФИ, 2013) Абов, Ю. Г.; Алферов, В. П.; Бушуев, А. В.; Горбунов, А. В.; Графутин, В. И.; Гулько, А. Д.; Ермаков, О. Н.; Ефременко, Ю. В.; Зайцев, К. Н.; Камнев, В. А.; Крамер-Агеев, Е. А.; Кожин, А. Ф.; Кузнецов, С. П.; Кулаков, В. Н.; Липенгольц, А. А.; Львов, Д. В.; Ляпунов, С. М.; Мищерина, О. В.; Петрова, Е. В.; Петрунин, В. Ф.; Попов, В. Д.; Портнов, А. А.; Сахаров, В. К.; Трошин, В. С.; Фунтиков, Ю. В.; Хохлов, В. Ф.; Шагурин, И. И.; Шейно, И. Н.; Щуровская, М. В.; Тихомиров, Георгий Валентинович; Алеева, Татьяна Борисовна; Джепаров, Фридрих Саламонович; Болоздыня, Александр Иванович; Акимов, Дмитрий Юрьевич; Зубарев, Виктор Николаевич; Стогов, Юрий Владимирович; Сосновцев, Валерий Витальевич; Щуровская, Мария ВладимировнаВ данной книге представлены описания экспериментальных комплексов для проведения нейтронно-физических исследований на исследовательском ядерном реакторе ИРТ МИФИ. В основу книги легли материалы научного семинара ИРТ-2013, проведенного 29 января 2013 г. физико-техническим факультетом и сотрудниками Атомного центра НИЯУ МИФИ. Основная задача издания – информировать об экспериментальных возможностях реактора ИРТ МИФИ и способствовать повышению качества подготовки специалистов в области ядерной физики и технологий, развитию у студентов, аспирантов и молодых специалистов практических навыков работы с современным ядернофизическим оборудованием, обеспечению профессорско-преподавательского состава НИЯУ МИФИ условиями для проведения исследовательских работ, а также привлечения научных центров и предприятий Росатома к участию в совместных исследованиях. Данное издание может быть использовано в качестве пособия для совершенствования системы подготовки и переподготовки специалистов для ведущих научных центров атомной отрасли России.
- ПубликацияОткрытый доступHomogenised group constants generation using Monte Carlo codes for diffusion calculation of pebble bed reactor(2020) Nevinitsa, V. A.; Fomichenko, P. A.; Zizin, M. N.; Kruglikov, A. E.; Shchurovskaya, M. V.; Volkov, Yu. N.; Кругликов, Антон Евгеньевич; Щуровская, Мария Владимировна; Волков, Юрий Николаевич© Published under licence by IOP Publishing Ltd.This study is focused on the development of homogenization technique for the ASTRA pebble bed critical facility. The methods of generating homogenized few-group cross sections using continuous energy Monte Carlo codes MCU-PTR and Serpent 2.1.29 for full core diffusion calculation of pebble bed reactor were studied. 13-group cross sections were used in the SHIPR diffusion code to calculate the simplified cores of the ASTRA critical facility with HTGR-type fuel and a graphite reflector. Cross-verification of Serpent and MCU-PTR applied to HTGR system was carried out. Different homogenization schemes were tested for the SHIPR model and compared against Monte Carlo solutions. Diffusion coefficients for the fuel calculated using out-scatter approximation and cumulative migration method (CMM) were compared. It was shown that diffusion coefficients for fuel of pebble bed reactor calculated by CMM may reduce the difference between the diffusion and Monte Carlo simulation. The abilities of Serpent and MCU-PTR for modelling pebble bed reactors were compared.
- ПубликацияОткрытый доступПроблемы верификации программ нейтронно-физического расчета исследовательского реактора типа ИРТ с низкообогащенным уран-молибденовым топливом(НИЯУ МИФИ, 2013) Ивахин, С. В.; Радаев, А. И.; Щуровская, М. В.; Тихомиров, Георгий Валентинович; Щуровская, Мария ВладимировнаВ данной работе рассмотрены проблемы верификация программ, используемых для нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов. Предложен набор тестовых задач для исследовательского реактора типа ИРТ мощностью 2,5 МВт с перспективным уран-молибденовым топливом обогащением 19,7%. Данные тестовые задачи могут быть использованы при верификации как прецизионных, так и инженерных программ нейтроннофизического расчета. Приведено детальное описание исходных данных задачи. Предложены формы для представления результатов расчета. Приведены результаты расчета тестовых задач по нескольким прецизионным программам.
- ПубликацияОткрытый доступТестовые задачи для реактора типа ИРТ с низкообогащенным уранмолибденовым топливом(НИЯУ МИФИ, 2012) Ивахин, С. В.; Радаев, А. И.; Щуровская, М. В.; Тихомиров, Георгий Валентинович; Щуровская, Мария ВладимировнаВ данной работе предлагается набор тестовых задач для исследовательского реактора типа ИРТ мощностью 2,5 МВт с перспективным уран-молибденовым топливом обогащением 19,7%. Данные тестовые задачи могут быть использованы при верификации как прецизионных, так и инженерных программ нейтронно-физического расчета. Приведено детальное описание исходных данных задачи. Предложены формы для представления результатов расчета.
- ПубликацияОткрытый доступExperience of long-term U-Al fuel performance in research reactors with low energy generation(2020) Andreev, D. V.; Gaiduchenko, A. B.; Alferov, V. P.; Geraskin, N. I.; Kozhin, A. F.; Kruglikov, A. E.; Ozherelev, S. A.; Serebryakov, A. A.; Shchurovskaya, M. V.; Yakovlev, L. I.; Aleeva, T. B.; Алферов, Владимир Петрович; Гераскин, Николай Иванович; Кожин, Александр Федотович; Кругликов, Антон Евгеньевич; Ожерельев, Сергей Анатольевич; Щуровская, Мария Владимировна; Яковлев, Леонид Иванович; Алеева, Татьяна Борисовна© Published under licence by IOP Publishing Ltd.Life cycle extension practices for U-Al fuel in Al cladding used at the OR and the IRT MEPhI research reactors are discussed. The IRT MEPhI reactor uses tube type IRT-3M FA with dispersed UO2-Al fuel meat and SAV-1 aluminum alloy as cladding. The OR reactor uses pin type fuel elements with U-Al alloy fuel meat in cladding of Al alloy AMSN. The necessity of life cycle extension for the fuel elements is caused by a large calendar time of fuel assembly operation (10-30 years) and regulatory bodies concerns about this issue. The results of fuel cladding corrosion effects estimation using available empirical correlations for the corrosion rate and the rate of oxide film growth are presented. The results of visual inspection of the fuel elements are shown. Water chemistry monitoring practises in the reactor pool and in spent fuel storage are analysed. The successful experience of the IRT MEPhI (in 2003-2007) on repeated operation of the fuel assemblies previously discharged from the core (after the storage over 5-21 years) is presented.
- ПубликацияТолько метаданныеComparison of research reactor full-core diffusion calculations with few-group cross sections generated using Serpent and MCU-PTR(2020) Shchurovskaya, M. V.; Geraskin, N. I.; Kruglikov, A. E.; Щуровская, Мария Владимировна; Гераскин, Николай Иванович; Кругликов, Антон Евгеньевич© 2020 Elsevier LtdIn this study, we analyze different methods for the generation of homogenized few-group cross sections (XS) using continuous-energy Monte Carlo codes Serpent 2.1.29 and MCU–PTR for full-core diffusion calculation of small-size light water research reactors. Few-group reaction cross sections, scattering matrices and diffusion coefficients generated in an infinite lattice model with and without B1-leakage correction of spectra, and in full-scale 3D core calculations, are compared. Few-group XS are used in the TIGRIS diffusion nodal simulator to calculate the simplified cores with IRT-3 M fuel and a light water reflector. Special attention is paid to the impact of diffusion coefficients on the results of diffusion calculations. We compare the following different methods for the generation of diffusion coefficients: the usual “out-scatter” approximation, the transport correction for hydrogen implemented in Serpent, and the migration method implemented in MCU–PTR.
- ПубликацияТолько метаданныеSimulation-based studies on graphite absorption properties for ASTRA critical experiments(2022) Nevinitsa, V. A.; Fomichenko, P. A.; Jitarev, V. E.; Shchurovskaya, M. V.; Kruglikov, A. E.; Volkov, Y. N.; Geraskin, N. I.; Щуровская, Мария Владимировна; Кругликов, Антон Евгеньевич; Волков, Юрий Николаевич; Гераскин, Николай Иванович© 2022 Elsevier LtdThis work is focused on the improvement of the graphite impurity content characterization for the ASTRA critical facility. The equivalent boron content for the graphite reflectors of the ASTRA facility reported in the benchmark specifications was estimated using the results of the exponential experiments performed by graphite manufacturer. Because raw measured data are not available for these experiments, we tried to reassess the equivalent boron content for the ASTRA graphite reflectors using the results of analogous exponential experiments performed earlier on the empty RBMK critical facility at the National Research Center «Kurchatov Institute» and further simulation of the experiments utilizing the Monte Carlo code Serpent with ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 cross-section libraries. The same grade graphite was used for manufacturing the graphite blocks for the RBMK critical facility and the ASTRA critical facility. The Monte Carlo simulations confirmed the accuracy of the exponential measurements performed for RBMK graphite characterization. It was also shown that the simulation must reproduce the graphite absorption cross-section estimated using the exponential experiments for the agreement between the measured and calculated distribution of thermal neutron flux. Therefore, the equivalent boron content should be assessed individually for each cross-section library used in the simulation. In case of the ASTRA facility the carbon capture cross section of 3.36 mb at 0.0253 eV (ENDF/B-VII.0) was used to deduce the equivalent boron content of 1 ppm wt from the measured results. Thermal capture cross-section of carbon was significantly increased in the ENDF/B-VII.1 and other recent cross-section libraries. Therefore, when calculating the ASTRA benchmark with these cross-section libraries the equivalent boron content reported in the benchmark specification should be reassessed.
- ПубликацияТолько метаданныеComprehensive analysis of ASTRA benchmark with MCU-HTR and Serpent codes(2024) Kruglikov, A. E.; Shchurovskaya, M. V.; Volkov, Yu. N.; Geraskin, N. I.; Кругликов, Антон Евгеньевич; Щуровская, Мария Владимировна; Волков, Юрий Николаевич; Гераскин, Николай Иванович