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
16 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 16
- 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 доступFeatures of training specialists for responsibility centers of the project direction "proryv"(2020) Kutsenko, K. V.; Lavrukhin, A. A.; Pershukov, V. A.; Ternovykh, M. Yu.; Tikhomirov, G. V.; Куценко, Кирилл Владленович; Лаврухин, Алексей Анатольевич; Першуков, Вячеслав Александрович; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий Валентинович© Published under licence by IOP Publishing Ltd.National Research Nuclear University "MEPhI"(NRNU MEPhI) is the leading university of the consortium of reference universities of the State Atomic Energy Corporation Rosatom (ROSATOM), a regular supplier of young specialists of the highest level. Since 2014 NRNU MEPhI has been training graduates for responsibility centers of the project direction "Proryv". University responds quickly to staffing challenges, and provides the project "Proryv"the personnel with relevant unique competencies. These competencies include the ability to apply the knowledge gained to develop a new technological platform for nuclear power with the involvement of uranium-238 and spent nuclear fuel reprocessing products in the fuel cycle. Obtaining such unique knowledge is impossible without the use of external resources, namely, the involvement of leading scientists and practitioners of ROSATOM for conducting classes with students, organizing practices in scientific centers and at nuclear fuel cycle enterprises. The article discusses the features of the organization of the educational process in this area.
- 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
- 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 метаданныеA review of the current nuclear data performance assessments in advanced nuclear reactor systems(2024) Ryzhkov, A. A.; Tikhomirov, G. V.; Ternovykh, M. Y.; Рыжков, Александр Александрович; Тихомиров, Георгий Валентинович; Терновых, Михаил Юрьевич
- ПубликацияОткрытый доступСравнительный анализ неопределенностей, вносимых ядерными данными, в критичность быстрых реакторов Поколения IV(2023) Черешков, Д. Г.; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий Валентинович; Рыжков, Александр АлександровичВ работе использованы новые возможности расчётных кодов и результаты публикаций по оценке неопределённостей важнейших нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах на основе библиотек ядерных данных и ковариационных матриц. Представлен сравнительный анализ оценок, связанных с нейтронными реакциями, на моделях реакторов со свинцовым теплоносителем и натриевым теплоносителями. Для моделей перспективных быстрых реакторов типа БР и БН с тремя видами топлива (диоксид урана, МОКС и СНУП) выполнены расчёты неопределённостей коэффициента размножения на основе групповых ковариационных матриц библиотеки ENDF/B-VII.1 в программном коде SCALE 6.2.4. Определены основные источники неопределённостей коэффициента размножения. Сформулированы рекомендации по повышению точности сечений нуклидов для обеспечения более надежного расчёта критичности быстрых реакторов. У реакторов со свинцовым теплоносителем отсутствует столь же значительный опыт эксплуатации установки по сравнению с легководными и натриевыми реакторами. Недостаточность экспериментальных данных ставит под сомнение достоверность результатов расчётного моделирования и требует всестороннего анализа неопределённости исходных данных при моделировании. В работе полученными результатами поддерживается утверждение, что у свинцовых и натриевых реакторов чувствительность к ядерным данным близка при использовании одинаковых расчётных инструментов, библиотек данных и топливных композиций. Это позволяет использовать в обоснование безопасности свинцовых реакторов накопленные бенчмарки по натриевым реакторам.
- ПубликацияОткрытый доступCORIUMSITY program code for the consequences analysis of a severe core melt accident(2020) Saldikov, I. S.; Bogdanova, E. V.; Pugachev, P. A.; Ryzhov, S. N.; Smirnov, A. D.; Ternovykh, M. Y.; Tikhomirov, G. V.; Богданова, Екатерина Владимировна; Пугачев, Павел Александрович; Рыжов, Сергей Николаевич; Смирнов, Антон Дмитриевич; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий Валентинович© Published under licence by IOP Publishing Ltd.As part of the tasks to improve the nuclear safety of nuclear power plants, a new program code was developed. The CORIUMSITY program code developed, considered in this work, is intended to analyze the scenario in which an accident at a nuclear power plant is simulated with the melting of the core and the formation of the so-called "corium"- a mixture of nuclear and structural materials of the nuclear reactor core, formed as a result of thermal and mechanical impact during an accident. The CORIUMSITY program code, is intended to analyze several scenarios of different accidents, include an accident with reactor core melting. The functions of this code can help in solving many urgent nuclear safety problems. One of the main methods of operation of the CORIUMSITY code algorithms is the matrix exponential method, which consists in using a matrix function of a square matrix, in which as values are used indicators corresponding to nuclides from the CORIUMSITY code database. The program implements an iterative Euler method for solving the system of levels of nuclear fuel burnup. The CORIUMSITY code was verified with benchmark data to assess the accuracy of the calculation.
- ПубликацияТолько метаданныеVisualization of neutron characteristics distribution of debris particles(2020) Takezawa, H.; Muramoto, T.; Nishiyama, J.; Obara, T.; Pugachev, P. A.; Bogdanova, E. V.; Saldikov, I. S.; Smirnov, A. D.; Ternovykh, M. Y.; Tikhomirov, G. V.; Пугачев, Павел Александрович; Богданова, Екатерина Владимировна; Смирнов, Антон Дмитриевич; Терновых, Михаил Юрьевич; Тихомиров, Георгий Валентинович© 2020 National Research Nuclear University. All rights reserved.Accident at Fukushima Daiichi nuclear power plant led to increase of importance of safe-ty justification for processes at post-accident facilities in nuclear industry. One of such pro-cesses is extraction of corium from reactors cavity. Recriticality of this process is defined by potential unacceptable accident. This paper introduces supporting code for neutron fluxes and reaction rates visualization in systems with complex geometry that can be used in model-ing of corium removing works. Visualization code is based on Unreal Engine 4 game engine. Code allows observing neutronic functionals distribution in three dimensions. The reseach and provided implementation details help to understand the physical processes that take place as the accidents occur during corium removing works.
- ПубликацияОткрытый доступNuclear 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.