Персона: Тихомиров, Георгий Валентинович
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
Руководитель научной группы "Лаборатория виртуальной реальности в области ядерных технологий"
Руководитель научной группы "Лаборатория инженерного компьютерного моделирования"
Руководитель научной группы "Лаборатория инженерного компьютерного моделирования"
Фамилия
Тихомиров
Имя
Георгий Валентинович
Имя
78 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 78
- ПубликацияОткрытый доступОсобенности построения источника первых столкновений в задачах глубокого пропускания(1997) Тихомиров, Г. В.; Минучехр, А.; Тихомиров, Георгий Валентинович
- 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.
- ПубликацияОткрытый доступКаталог кандидатов в лучшие практики «Передовых инженерных школ»(НИЯУ МИФИ, 2024) Тихомиров, Георгий Валентинович; Рыжов, Сергей НиколаевичПредставленный документ отражает результаты работы Методического центра «Передовые инженерные школы» Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» (МЦ ПИШ) в рамках Федерального проекта «Передовые инженерные школы» по подбору наилучших практик передовых инженерных школ для совершенствования инженерного образования. В документе приведены практики, признанные после анализа «кандидатами в лучшие практики», способные повысить эффективность деятельности передовых инженерных школ и поднять уровень подготовки выпускников. Этот документ служит частью методических рекомендаций МЦ ПИШ НИЯУ МИФИ, направленных на обмен опытом между инженерными школами и усиление взаимодействия с индустриальными партнерами. Представленные практики являются ключевым инструментом для обогащения образовательного процесса и обеспечения соответствия требованиям современной индустрии.
- ПубликацияОткрытый доступПриложение к каталогу специальных образовательных пространств «Передовых инженерных школ»(НИЯУ МИФИ, 2024) Стручалин, Павел Геннадьевич; Рыжов, Сергей Николаевич; Тихомиров, Георгий ВалентиновичПредоставленный документ отражает результаты работы Методического центра «Передовые инженерные школы» Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» (МЦ ПИШ) в рамках Федерального проекта «Передовые инженерные школы» по сбору информации о созданных специальных образовательных пространствах в передовых инженерных школах для совершенствования инженерного образования. Документ является приложением к каталогу специальных образовательных пространств ПИШ и представляет собой банк данных с описаниями специальных образовательных пространств ПИШ, полученными от представителей ПИШ по запросу методического центра. Этот документ служит частью методических рекомендаций МЦ ПИШ НИЯУ МИФИ, направленных на обмен опытом между инженерными школами и усиление взаимодействия с индустриальными партнерами. Представленные описания СОП являются ключевым инструментом для обогащения образовательной и научно-исследовательской инфраструктуры ПИШ, образовательного процесса и обеспечения соответствия требованиям современной индустрии.
- 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 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.
- ПубликацияТолько метаданныеTraining for the developing nuclear power(2019) Putilov, A. V.; Strikhanov, M. N.; Tikhomirov, G. V.; Путилов, Александр Валентинович; Стриханов, Михаил Николаевич; Тихомиров, Георгий Валентинович; Факультет бизнес-информатики и управления комплексными системами© 2019 Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.The article briefly describes the history of training for the nuclear industry and sets tasks for its improvement and development to ensure the future growth of nuclear power. Within the emerging digital economy, a new phenomenon is digital platforms: they blur the boundaries between industries, form new unexpected industrial alliances, even new industries. Innovative activities in the energy sector, including nuclear power, should enable the formation of digital economic platforms in various energy segments, as well as training for the use of this new tool. Rosatom state Corporation is currently constructing more than thirty new NPP projects in Russia and 12 other countries. This requires educational support and for this purpose a Consortium of supporting universities of the state Corporation «Rosatom», which includes 18 specialized universities. More than half of them train personnel directly for the design, creation and operation of nuclear power plants. The scale of the necessary personnel training in the near future shows that we need a new «educational paradigm», which can be described as «front-line education» - training for the development of digital economy technologies at the same time throughout the «front». This front extends from students preparing for admission to universities, to personnel in the workplace, the training of which, as production personnel, should be carried out taking into account the peculiarities of the digital transformation of production. Partnership is one of the leading values of the modern young generation. To maintain a high level of competition for the best staff, organizations must not only be imbued with a culture of partnership from within, but also act as reliable partners for each other in training and attracting young employees.
- 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.
- ПубликацияТолько метаданныеIn Memoriam: Professor Pavel Leonidovich Kirillov (Aug. 20, 1927-Oct. 10, 2021)(2022) Pioro, I.; Duffey, R. B.; Murogov, V.; Tikhomirov, G.; Smirnov, A.; Тихомиров, Георгий Валентинович; Смирнов, Антон ДмитриевичProfessor Pavel L. Kirillov died on Oct. 8, 2021, on his 95th year after a life as a husband, father, and an internationally renowned scientist, researcher, and educator in the field of nuclear engineering, thermalhydraulics, heat transfer, and two-phase flow. He was passionate and dedicated in everything that he did and leaves an incredible legacy to the profession. He was born on Aug. 20, 1927 in Russia, and received his M.A.Sc. degree in thermal physics in 1950 (Moscow Power-Engineering Institute (MPEI) (Московский Энергетический Институт (МЭИ)), Faculty of Physics and Power Engineering (Физико-Энергетический Факультет), Ph.D. and Doctor of Technical Sciences degrees—in 1959 and 1969, respectively. Professor P. L. Kirillov was a Fellow of the International and National Engineering Academies; member of the Russian Nuclear Society and ASME; member of Scientific Councils of the Institute of Atomic Energy by the name of I. V. Kurchatov (ИАЭ им. И.В. Курчатова) (1985–1990) and A.I. Leypunsky Institute for Physics and Power Engineering (IPPE) (Физико-Энергетический Институт (ФЭИ)) (from 1975); member of the Journal Boards of the Atomic Energy (Атомная Энергия) (from 1977) and the ASME Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science (from 2014). After graduating from the MPEI (МЭИ) in 1950, Pavel Kirillov has joined the IPPE (ФЭИ) (Obninsk, Russia), currently, State Scientific Centre of the Russian Federation—Leypunsky Institute for Physics and Power Engineering, Joint-Stock Company (IPPE JSC) (Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского» (АО «ГНЦ РФ—ФЭИ»)) as a junior scientist in 1950 (he participated in construction and operation of the world's first nuclear power plant in Obninsk, AM-1 (“Atom Peaceful”–1 in Russian abbreviations (Атом Мирный)), which was commissioned at the IPPE on June 27, 1954), and worked there on various positions: Senior scientist (1953–1954); head of laboratory (1954–1969); head of branch (1969–1975); director of thermal-physics division (1975–1995); deputy director of thermal-physics division (1995–2010); advisor of the director of thermal-physics division (from 2010) and of the general director of IPPE JSC. He was an associate professor (1959–1965); professor (1965–1972); chair of the thermal-physics department (1972–1985); and chair of the nuclear-power-plant department at the Obninsk Branch of the Moscow Engineering Physics Institute (MEPhI) (Обнинский филиал Московского Инженерно-Физического Института (МИФИ)) (1985–1992). Professor Pavel Kirillov has prepared a large number of undergraduate and master-degree students; and 15 Ph.D. candidates. Knowledgeable, friendly and technically informed, Dr. P.L. Kirillov was a role model and mentor to numerous generations of researchers/scientists in nuclear engineering, thermalhydraulics, heat transfer, and two-phase-flow fields. He is definitely one of the most admired and ingenious researchers in these fields. His many researches and achievements include contributions in such special areas as molten-metals nuclear-reactor coolants; supercritical water; research (BR-10 (Fast Reactor (sodium-cooled)) and BOR-60 (fast experimental reactor (sodium-cooled)); power (BN-350 and BN-600 (fast sodium power reactors)), transportation (lead-bismuth-cooled), and spacecraft (BUK and TOPAZ) nuclear reactors. Professor Kirillov is well respected among his colleagues in the nuclear-engineering community all over the world despite being heavily focused on Russian developments to which he made major contributions. His 2009 text on “Hydrodynamic Calculations” (in Russian) covered and demonstrated his encyclopedic knowledge of fluid flow and heat transfer. The earlier 2007 major text “Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering” (in English) sets the standard for excellence, breadth and depth with not only essential basic data and tabulations, but includes fundamental design information for all types of reactors. For his outstanding work, Professor P. L. Kirillov was awarded with the following honored titles: Honored Scientist of Science and Engineering of the Russian Federation (1988) (Заслуженный деятель науки и техники РСФСР) and Honored Worker of the Atomic Industry of the Russian Federation (2016) (Заслуженный работник атомной промышленности Российской Федерации); and with three state orders and a number of state and jubilee medals. During his work at the IPPE (ФЭИ) and Obninsk Branch of MEPhI (МИФИ), Professor Kirillov has published over 350 technical publications including handbooks, reference books, textbooks, papers, inventions, and reports (see selected publications listed below). His professional contributions and critical thinking continued unabated and he was fully involved in the series of articles summarizing the status of nuclear energy in the world and its future prospects. Professor Pavel Leonidovich Kirillov was a respected technical leader, mentor, and friend to innumerable students, researchers, scientists, and engineers, and he will be sadly missed by all who had the privilege to know him. He was an outstanding contributor in every aspect of his prolific work and career in the true traditions of technical excellence and critical thinking, and his irreplaceable loss is deeply felt worldwide.
- 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