Персона: Терновых, Михаил Юрьевич
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
Терновых
Имя
Михаил Юрьевич
Имя
23 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 23
- ПубликацияТолько метаданныеEstimation of the Duration of Cooling Time of the SFA of the VVER-1200 Reactor Depending on the Type of Transport Container(2020) Demin, V. M.; Savander, V. I.; Ternovykh, M. Y.; Abu, Sondos, M. A.; Демин, Виктор Максимович; Савандер, Владимир Игоревич; Терновых, Михаил Юрьевич© 2020, Pleiades Publishing, Ltd.Abstract: As the burnup increases, the requirements of nuclear and radiation safety for spent nuclear fuel (SNF) at the subsequent stages of operation grow. The analysis and estimation of the required cooling time of the spent fuel assemblies (SFAs) of the VVER-1200 reactor for transportation in various types of transport containers (TUK-13 and TUK-141O) are performed. The estimates are based on the analysis of residual energy release and gamma-radiation intensity of SNF depending on the cooling time for different burnups. The data on the absorbed dose rate of neutron and gamma radiation from SNF after 4 and 5 yr of cooling are presented.
- ПубликацияТолько метаданныеAngular distribution uncertainty influence in a large sodium-cooled fast reactor with mixed-oxide fuel(2024) Ryzhkov, A. A.; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Рыжков, Александр Александрович; Тихомиров, Георгий Валентинович; Терновых, Михаил Юрьевич
- ПубликацияТолько метаданныеIndependent testing of new generation codes of the "Proryv" project(2021) Suslov, I. R.; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Khomyakov, Y. S.; Тихомиров, Георгий Валентинович; Терновых, Михаил Юрьевич; Хомяков, Юрий Сергеевич
- ПубликацияТолько метаданныеMonte Carlo codes benchmarking on sub-critical fuel debris particles system for neutronic analysis(2022) Smirnov, A.; Bogdanova, E.; Pugachev, P.; Ternovykh, M.; Saldikov, I.; Tikhomirov, G.; Смирнов, Антон Дмитриевич; Богданова, Екатерина Владимировна; Пугачев, Павел Александрович; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий ВалентиновичFuel debris removal is the most challenging part of damaged nuclear power station decommissioning. It is important to carry out nuclear safety calculations accurately and quickly enough. Here, it was clarified that modern codes based on the Monte Carlo method were capable of performing neutronic analysis with the same accuracy and without significant differences in the results. The benchmark calculations were performed using three codes: MVP, Serpent, and MCU. In this study, the comparison focused on multiplication factor, neutron fluxes and reaction rates relative difference, and calculation time of many fuel debris particles system. Then the calculation results were used when codes comparing. It was shown that the calculation results showed good agreement between all codes. It was assumed that minor differences in the thermal range of neutron fluxes can be caused by different thermal neutrons scattering treatment for all codes. The study also showed that solving such problems requires significant computing power and time. It has been proven that the statistical geometry model in the MVP and the explicit stochastic geometry model in the Serpent have the possibility to provide solutions with the same accuracy, but much faster.
- ПубликацияТолько метаданныеAnalysis of Methods and Technologies for Assessing the Composition of the Corium Formed as a Result of the Accident at the Fukushima Daiichi NPP(2022) Ryzhov, S. N.; Bogdanova, E. V.; Ryzhkov, A. A.; Pugachev, P. A.; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Aleeva, T. B.; Рыжов, Сергей Николаевич; Богданова, Екатерина Владимировна; Рыжков, Александр Александрович; Пугачев, Павел Александрович; Тихомиров, Георгий Валентинович; Терновых, Михаил Юрьевич; Алеева, Татьяна Борисовна
- ПубликацияТолько метаданныеEvaluation of technological uncertainties using the sensitivity to nuclear data(2024) Ryzhkov, A. A.; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Gerasimov, A. S.; Рыжков, Александр Александрович; Тихомиров, Георгий Валентинович; Терновых, Михаил Юрьевич
- ПубликацияОткрытый доступNuclear data uncertainty on generation IV fast reactors criticality calculations analysis comparison(2023) Chereshkov, D. G.; Тихомиров, Георгий Валентинович; Терновых, Михаил Юрьевич; Рыжков, Александр Александрович; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Ryzhkov, A. A.The new calculation code capabilities are applied in the current work as well as important fast reactor criticality parameters uncertainty assessment articles’ results based on different nuclear data libraries and covariance matrices. A comparative analysis of uncertainty estimations related to neutron reactions is presented for lead-cooled reactor models and sodium-cooled reactor models. For the models of advanced BN and BR fast reactors with three fuel types (UO2, MOX, MNUP), the multiplication factor uncertainty calculations are performed using 252-group covariance matrices based on ENDF/B-VII.1 library via the SCALE 6.2.4 code system. The main nuclear data uncertainty contributors in the multiplication factor are determined. Recommendations are formulated for improving the cross sections accuracy for several nuclides in order to provide more reliable results of fast reactor criticality calculations. Lead-cooled reactors have no operational history compared to light-water and sodium-cooled reactors. The experimental data insufficiency calls in the question about reliability of the simulation results and requires a comprehensive initial data uncertainty analysis for the neutron transport simulation. The obtained results support the idea that lead- and sodium-cooled reactors have close nuclear data sensitivity using one and the same computation tools, nuclear data libraries and fuel compositions. This makes it possible to use the accumulated data of benchmarks for sodium-cooled reactors in the safety determination of lead-cooled reactors.
- ПубликацияОткрытый доступNUCLEAR DATA UNCERTAINTY ON GENERATION IV FAST REACTORS CRITICALITY CALCULATIONS ANALYSIS COMPARISON СРАВНИТЕЛЬНЫИ АНАЛИЗ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕИ РАСЧЕТА КРИТИЧНОСТИ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ ПОКОЛЕНИЯ IV, ВНОСИМЫХ ЯДЕРНЫМИ ДАННЫМИ(2023) Chereshkov, D. G.; Ternovykh, M. Y.; Tikhomirov, G. V.; Ryzhkov, A. A.; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий Валентинович; Рыжков, Александр Александрович
- ПубликацияОткрытый доступФайлы ядерных данных и их использование в нейтронно-физических расчетах(НИЯУ МИФИ, 2014) Колесов, В. В.; Терновых, М. Ю.; Тихомиров, Г. В.; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий ВалентиновичИзложены основные сведения по способам хранения оцененных ядер-ных данных и их переработке в библиотеки групповых констант. Дано описание пакета визуального представления ядерных данных JANIS, включающее иллюстративный материал. Приложения содержат справочную информацию по идентификаторам формата ENDF. Пособие написано по курсам лекций «Эффективные нейтронные сечения и способы представления ядерных данных» и «Современные компьютерные технологии для обоснования безопасного обращения с ядерными материалами», «Методы физических расчетов: математическое и физическое моделирование», которые читаются авторами для студентов старших курсов и магистров НИЯУ МИФИ и ИАТЭ НИЯУ МИФИ. Составлено всоответствии с Государственным образовательным стандартом дисциплинпо направления подготовки «Атомные станции: проектирование, эксплуа- тация и инжиниринг», «Ядерные реакторы и материалы». Предназнано студентам и аспирантам, специализирующимся в области исследования нейтронно-физических процессов в ядерно-энергетических установках, а также может быть полезно специалистам, занимающимся нейтронно-физическими расчетами реакторов.
- ПубликацияОткрытый доступФизика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000(НИЯУ МИФИ, 2014) Белозеров, В. И.; Жук, М. М.; Кузина, Ю. А.; Терновых, М. Ю.; Терновых, Михаил ЮрьевичИзложены теоретические основы физики водо-водяных реакторов, основные аспекты их проектирования и эксплуатации, характеристики топливных загрузок. Подробно описаны эксплуатационные вопросы по физике ВВЭР-1000. Основу монографии составляют материалы, в которых рассмотрены аспекты, связанные с безопасностью объектов использования атомной энергии и эксплуатацией ВВЭР. В монографию вошли сведения из руководящего документа «Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и экспериментов для топливных загрузок ВВЭР-1000» РД95.027.02-96. Книга предназначена для научных работников, аспирантов, магистрантов, бакалавров, студентов по направлениям подготовки «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», «Ядерные реакторы и материалы», а также для инженерно-технического персонала АЭС, инженеров и научных сотрудников проектных и научно-исследовательских институтов, ведущих разработки в области развития и использования атомной энергии.
- «
- 1 (current)
- 2
- 3
- »