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
5 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 5 из 5
- 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.