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
25 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 25
- 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 доступNeutronic modeling of a subcritical system with corium particles and water from international benchmark(2020) Pugachev, P. A.; Saldikov, I.; Takezawa, H. ; Muramoto, T.; Nishiyama, J. ; Obara, T.; Богданова, Екатерина Владимировна; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий Валентинович; Смирнов, Антон Дмитриевич; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Bogdanova, E. V.; Smirnov, A. D.Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.After the accident at the Fukushima Daiichi nuclear power station, the attention of the scientific community is riveted on how the consequences are being eliminated. Removing corium - a resolidified mixture of nuclear fuel with other structural elements of the reactor - remains the most difficult task, the solution of which can take several decades. It is extremely important to exclude the occurrence of any emergency processes during the removal of corium. The purpose of this work was to solve a coordinated hydrodynamic and neutron-physical problem characterized by a large number of randomly oriented and irregularly located corium particles in water as part of the development of a benchmark for this class of problems. Monte Carlo- based precision codes were used to perform a neutronic analysis. The positions of particles with corium were obtained from the results of numerical simulation. The analysis results obtained using the codes involved showed good consistency for all the states considered. It was shown that modern neutronic codes based on the Monte Carlo method successfully cope with the geometric formation and solution of the problem with a nontrivial distribution of corium particles in water. The results of the study can be used to justify the safety of corium handling procedures, including its extraction from a damaged power unit.
- ПубликацияОткрытый доступТеория переноса излучений(НИЯУ МИФИ, 2008) Терновых, М. Ю.; Терновых, Михаил ЮрьевичКурс является продолжением курса «Теория переноса нейтронов» и посвящен задачам переноса излучений в неразмножающих средах с внешним источником. Рассматриваются приближенные и численные методы расчета дозовых характеристик полей нейтронов и гамма квантов. В курс включены вопросы комплексного подхода к решению задачи расчета биологической защиты ЯЭУ.
- 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 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
- 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 доступТеоретические и экспериментальные основы ядерных процессов(НИЯУ МИФИ, 2008) Терновых, М. Ю.; Терновых, Михаил ЮрьевичЦель преподавания дисциплины «Теоретические и экспериментальные основы ядерных процессов» состоит в ознакомлении студентов с основными ядерными процессами, протекающими в активной зоне ядерного реактора. Обсуждаются вопросы постановки и проведения экспериментов в системах с делящимися материалами, а также математического моделирования процессов в данных системах. Полученные знания помогут студентам понять физические принципы, на основе которых основаны системы учета и контроля ядерных материалов (СУиК ЯМ), и использовать готовые системы при практической деятельности на предприятиях использующих ядерные материалы. Знания, полученные на лекциях, получают развитие и закрепляются в процессе обсуждения и решения задач на семинарских занятиях. Учебная программа соответствует требованиям Государственного образовательного стандарта по направлению подготовки 140300.
- ПубликацияОткрытый доступTesting the multigroup, group and subgroup options of the CONSYST / ABBN-RF system on criticality calculations of fast reactor models with MNUP fuel(2020) Ternovykh, M. Y.; Bogdanova, E. V.; Терновых, Михаил Юрьевич; Богданова, Екатерина Владимировна© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The unified code CONSYST-2020 for neutron constants preparation and the ABBN-RF-2020 neutron data library are being testing as part of the new generation codes development for neutronic calculations of fast reactors with mixed nitride uranium-plutonium fuel (MNUP). Testing was carried out on prototype models of fast reactors with MNUP fuel. The errors of the multigroup, group and subgroup approximation are analyzed in comparison with the calculations performed using point-wise cross-sections libraries. The results obtained with point-wise cross-sections libraries are accepted in the final cross-verification as reference results. An assessment was made of the influence of approximations associated with averaging and preparing group cross-sections, and methodological errors determined by the selected spatial and angular computational grids. It was shown that the transition to the direct use of 299-group blocked constants reduces the error to 0.1 - 0.2%. The assessment of the efficiency of using the subgroup approximation shows the possibility of reducing the constant component of the error below 0.05%.
- ПубликацияОграниченоNuclear data uncertainty influence on the breeding ratio in sodium-cooled fast reactor systems(2023) Рыжков, Александр Александрович; Ryzhkov, A. A.; Ternovykh, M. Y.; Tikhomirov, G. V.; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий ВалентиновичNuclear data are a main uncertainty source in neutron transport simulations making their consideration in reactor safety necessary. This arises anew with the state-of-the-art reactors known as Generation IV. Some of the reactors suggests providing the reactivity margin below the effective delayed neutron fraction excluding prompt criticality accidents, and the breeding ratio is the key factor in this. Consequently, assessing a degree of the breeding ratio accuracy is of interest. Therefore, in this work, the breeding ratio uncertainties are analyzed by performing a sensitivity and uncertainty analysis of the MET1000 and MOX3600 models with respect to nuclear data using SCALE. As a result, the breeding ratio uncertainties are obtained approximately equal to 2% as the main contributors are 239Pu(n, γ), 238U(n, γ), and 238U(n, n’ ). The uncertainty sources between the models are compared, and 16O preponderantly increases the total uncertainty not directly by its uncertainty but by its impact on the spectrum.
- 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.
- «
- 1 (current)
- 2
- 3
- »