автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Изотопный состав и наведённая активность облучённых материалов перспективных ядерных энергетических установок

На правах рукописи

Макснмушкина Анастасия Владимировна

ИЗОТОПНЫЙ СОСТАВ И НАВЕДЁННАЯ АКТИВНОСТЬ ОБЛУЧЁННЫХ МАТЕРИАЛОВ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

по специальности 05.14.03 - «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор:

5 АВГ 2015

005571294

Обнинск 2015

005571294

Работа выполнена в Обнинском институте атомной энергетики -филиале федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Научный руководитель:

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

доктор физико-математических наук, профессор

Коровин Юрий Александрович, ИАТЭ НИЯУ МИФИ

доктор технических наук, Артисюк Владимир Васильевич, проректор по международной деятельности, НОУ ДПО «ЦИПК» кандидат технических наук, Соснин Андрей Николаевич, с.н.с. лаборатории информационных технологий ОИЯИ Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

Защита состоится » ¿С 2015 г. ъА час. мин, на заседании диссертационного совета Д 212.130.04 НИЯУ МИФИ по адресу: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЯУ МИФИ.

Автореферат разослан б 2015 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в двух экземплярах, заверенных печатью организации, по адресу НИЯУ МИФИ.

Ученый секретарь диссертационного совета д.ф.-м. н., профессор

И.И. Чернов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Задача исследования процесса трансмутации и активации материалов является актуальной для теоретических и практических работ, связанных с ядерно-энергетическими установками. Расчет активности и токсичности радионуклидов является очень важным в области медицины и экологии для определения радиотоксичности и активности препаратов, содержащих радионуклиды, или радионуклидов, содержащихся в почве, воде и воздухе, что позволяет оценить их биологическую опасность для человека. Важным также является подготовка и отбор точных данных, необходимых для расчетов, например, сечений ядерных реакций. Часть данных может быть получена экспериментальным путем, часть — с помощью расчетных кодов, в основе которых заложены определенные физические модели. Таким образом, необходимым является выбор моделей, которые наилучшим образом описывают экспериментальные данные.

Цель н задачи исследования. Целью работы явилась модификация программных кодов для расчета изотопного состава и наведённой активности облучённых материалов и создание интерактивной программной системы по ядерной трансмутации в пучках высокоэнергетических частиц.

Для достижения поставленной цели в работе решены следующие задачи.

1. Создан интерактивный комплекс программ по расчёту ядерной трансмутации с использованием современных компьютерных технологий и проведена его верификация.

2. Расширен энергетический диапазон моделей посредством интеграции с современными библиотеками ядерных физических данных (JENDL, JEFF, TENDL) и библиотеками активационных данных (IEAF, HEPAD, HEAD).

3. Подготовлены данные по сечениям ядерных реакций с помощью программы CASCADE/INPE, учитывая образования кластеров ядер; подготовлены данные по сечениям ядерных реакций с использованием нейронных сетей.

4. Проведен анализ полученных расчетных данных и выбраны расчетные модели с помощью факторов согласия и метода статистического сравнения данных.

В соответствии с поставленной целью был разработан интерактивный комплекс, предназначенный для расчета изотопного

состава и активности материалов, находящихся под облучением в ускорителях, термоядерных установках и ядерных реакторах. Ввод данных и вывод результатов осуществляется через графический интерфейс, что существенно облегчает работу с программой. Проведен анализ и выбор методов для оценки близости расчетных и экспериментальных данных.

Научная новизна работы

1. Впервые создан интерактивный комплекс, который позволяет проводить расчет изотопного состава, активности, радиотоксичности материалов для ускорительной установки, ток которой меняли во время облучения мишени, учитывая изменение со временем спектра нейтронов и протонов внутри мишени.

2. Для проведения расчетов в комплексе использованы современные и новые библиотеки ядерных физических (JENDL, JEFF, TENDL) и активационных данных (IEAF, HEPAD, HEAD), которые позволяют расширить энергетический диапазон и проводить расчет для энергий налетающих частиц свыше 20 МэВ.

3. Для аппроксимации и прогнозирования ядерно-физических данных впервые была использована математическая модель, основанная на нейронных сетях.

4. При получении данных по сечениям ядерных реакций впервые использована модифицированная программа CASCADE/INPE, включающая в себя модель образования

'кластеров; проведены анализ и сравнение с экспериментальными и расчетными данными, полученными по другим программам и моделям.

5. Впервые для анализа расчетных и экспериментальных данных был использован метод статистического сравнения и на его основе сформулированы рекомендации по использованию моделей.

Практическая значимость работы

1. Интерактивный комплекс позволяет проводить расчеты изотопного состава, активности и радиотоксичности материалов с учетом режима работы ускорительной установки. Разработанный инструментарий применим в области медицины (для расчета активности, оценки радиотоксичности и дозы облучения для препаратов, содержащих радионуклиды) и в экологии (для оценки биологической опасности радионуклидов, содержащихся в почве, воде и воздухе).

2. Интеграция комплекса с современными библиотеками активационных данных позволяет проводить расчеты для высокоэнергетической части спектра частиц.

3. Получены сечения реакций с выходом изотопа 7Ве, которые пополняют библиотеку активационных данных НЕАБ-2009.

4. Разработана программа для анализа данных и расчетных моделей, с помощью которой были сформулированы рекомендации по использованию расчетных моделей. Данная программа может быть использована в различных областях, где требуется статистический анализ данных с целью определения принадлежности этих данных к одной генеральной совокупности.

Личный вклад автора

Автор принимала непосредственное участие в разработке интерактивного комплекса программ по расчёту ядерной трансмутации и его верификации, выборе структуры нейронных сетей для аппроксимации и прогнозирования ядерно-физических данных. Автором произведены расчеты сечений реакций с помощью новой версии программы САБСАОЕ/ШРЕ; проведен анализ полученных данных с помощью факторов согласия и метода статистического сравнения данных; создана программа для анализа и выбора расчетных моделей.

Автор принимала личное участие в апробации результатов работы и написании основных публикаций по теме диссертации.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Разработанный интерактивный комплекс для расчета изотопного состава и наведенной активности облученных материалов инновационных ЯЭУ.

2. Результаты расчетов сечений образования кластеров ядер, полученные с использованием модифицированного кода программы САБСАБЕ/ШРЕ и разработанной математической модели, базирующейся на основе искусственных нейронных сетей.

3. Результаты анализа расчетных и экспериментальных данных по сечениям ядерных реакций, который был выполнен с помощью метода статистического сравнения и факторов согласия.

4. Разработанная программа для анализа данных по сечениям ядерных реакций на основе метода статистического сравнения.

Апробация результатов диссертации. Результаты работы докладывались на следующих всероссийских и международных семинарах и конференциях: Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (г. Обнинск, 2009, 2011, 2013 гг.); Научная сессия НИЯУ МИФИ (г. Обнинск, 2010 -2015 гг.); V международная конференция «Математические идеи П.Л. Чебышева и их приложение к современным проблемам

естествознания» (г. Обнинск, 2011 г.); конференция «Молодежные инновации Калужской области» (г. Калуга, 2014 г.).

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 19 работ, в том числе 6 статей в рецензируемых научных журналах из перечня ВАК РФ; имеется свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ «Статистическое сравнение расчетных и экспериментальных данных» №2015614094 от 06.04.2015.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырёх глав основного текста, заключения, библиографического списка, включающего в себя 114 наименований. Работа изложена на 112 страницах, содержит 60 иллюстраций и 16 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении приведены проблемы, влияющие на развитие ядерной энергетики, выделена основная проблема, связанная с уменьшением ядерных отходов. Перспективным методом решения этой проблемы является трансмутация отходов как альтернатива их захоронению. Раскрыта актуальность темы диссертационной работы, определены цель и задачи исследования, обоснованы научная новизна и практическая значимость диссертации, приведены основные положения, выносимые на защиту.

В главе 1 Приведены основные стратегии по решению проблемы с радиоактивными отходами, выделена роль трансмутации при решении этой проблемы. Подробно рассмотрена трансмутация долгоживущих младших актинидов (МА) и продуктов деления, а также возможные варианты по разделению и трансмутации радиоактивных отходов. Все варианты подразумевают непрерывное использование ядерной энергии, стабилизацию запасов трансурановых элементов в топливном цикле и минимизацию отходов в хранилище.

Определена актуальность разработки и использования ядерных установок с внешним нейтронным источником. Приведены преимущества и недостатки электро-ядерных установок (ЭЛЯУ). Основная схема ЭЛЯУ представлена на рис.1.

Приведен обзор

современных проектов и установок по трансмутации.

В Японии этими исследованиями занимаются три института:

• JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute);

• JNC (Japan Nuclear Cycle Development Institute);

• CRIEPI (Central Research Institute of Electric Power Industry).

Основными европейскими проектами являются

• MEGAPIE (MEGAwatt Pilot Experiment);

• n-TOF (A neutron Time-of-Flight facility);

• MUSE (Multiplication avec Une Source Externe);

• TRADE (TRiga Accelerator Driven Experiment);

• MYRRHA (Multi-purpose hybrid research reactor for high-tech applications).

В США реализуется проект Advanced Fuel Cycle Initiative (AFCI).

Обзор современных программных средств по расчету изотопного состава показал, что они позволяют рассчитать различные характеристики для ЭЛЯУ: изотопный состав, активность материалов, дозу облучения, радиационные повреждения в единицах сна. Наиболее широкое применение получили CINDER, Origen, FISPACT, FLUKA.

В основе расчетов изотопного состава и наведенной активности материалов лежит решение системы уравнений Бейтмана. Решение этого уравнения реализуется несколькими методами: численное, методом матричной экспоненты и аналитическое решение (формулы Бейтмана):

I о,

аг кФ\

где Nj(t) - концентрация i -го нуклида в момент времени /; Xrik и Xdik - скорости ядерной реакции и радиоактивного распада, в результате которого к-ый нуклид превращается в /-ый; Xr¡ — скорость

Подкритичесга* астигная зона

Ускоритель

Облучаема мишень

Рис.1. Основная схема ЭЛЯУ

трансмутации /-го нуклида в ядерных реакциях; Xd, — скорость радиоактивного распада такого нуклида.

В заключении главы 1 сформулированы следующие задачи диссертационной работы:

• разработка программы для расчета изотопного состава и активности облученных материалов с учетом возможных изменений режимов работы установки;

• подключение к комплексу различных библиотек ядерных данных, в том числе и последних, например, высокоэнергитической библиотеки активационных данных HEAD;

• качественная аппроксимация экспериментальных данных по сечениям ядерных реакций;

• выбор расчетных моделей для получения сечений реакций с использованием различных методов.

В главе 2 представлено полное описание интерактивной системы по расчету изотопного состава и наведенной активности облученных материалов SNT. 1.

Описаны основные методы решения уравнения, характеризующего изменение концентрации изотопа (уравнения Бейтмана):

• решение Бейтмана, которое имеет следующий вид

1=1 ,;*/

• численные методы интегрирования;

• метод матричной экспоненты, тогда решение будет иметь вид

В главе приведены основные недостатки и преимущества каждого метода. В программе БИТЛ реализован метод матричной экспоненты, выбор которого обоснован в данной главе диссертации.

Представлен алгоритм интерактивной системы по расчету изотопного состава и наведенной активности облученных материалов БЫТ. 1 (рис. 2).

еАЩ0)-(I + A + — + — + ...)N( 0)

А гг

Рис. 2. Блок-схема программы SNT.1

Расчетный модуль - это набор программ, реализованных на языке программирования FORTRAN. Эти программы служат для формирования матрицы скоростей ядерных реакций, вычисления концентрации нуклидов после облучения и расчета активности в зависимости от времени охлаждения.

Графический интерфейс (рис. 3) реализован на языке программирования С# и служит для ввода и вывода данных и обработки результатов.

А Слххгмосп

Рис. 3. Графический интерфейс

Проведение расчётов включает в себя: подготовку данных, необходимых для расчета концентраций нуклидов, вычисление изотопного состава материалов при облучении, расчет концентраций и активностей изотопов при охлаждении.

Описан алгоритм проведения расчетов с учетом изменения тока ускорительной установки со временем и с учетом изменения спектра со временем. Для этих вариантов расчета используется модифицированная программа решения дифференциальных уравнений.

Проведен расчет концентрации и активности нуклидов, образующихся при облучении свинцово-висмутовой мишени (43.5% РЬ, 56.5% Bi) протонами с энергией 575 МэВ. Расчет концентрации проводился для 1153 нуклидов 4 < Z < 84, 7""',/2 > 6 мин. Время облучения составляет один день.

Рассмотрены три варианта облучения.

• Во время облучения (одни сутки) ток ускорительной установки менялся. Значения токов и интервалов времени, в течение которых поддерживались данные токи, представлены в табл. 1.

• С постоянным значением тока установки 77,42 мкА (среднее значение тока для первого варианта) в течение всего времени облучения (одни сутки).

• С постоянным значением тока установки 77,42 мкА (среднее значение тока для первого варианта) в течение всего времени облучения за исключением времени остановки установки (0,5 сут.).

Таблица 1. Значения токов ускорительной установки

Ток, мкА Интервал времени, с

36,88 5520

0 54840

31,56 16980

69,49 3540

118,47 3420

134,95 2580

227,99 8220

0 54000

Результаты расчета активностей для всех случаев представлены на рис. 4.

Iff* 15'2 vf it «в3 № W®

Время, дни

Рис. 4. Графики активностей для трех вариантов облучения

Из графиков видно, что сразу после окончания облучения и в начале охлаждения наибольшая активность наблюдается во втором случае, а наименьшая — в первом. Это связано с тем, что большую роль в этот промежуток времени играет вклад в активность короткоживущих нуклидов, которые постоянно образуются при непрерывном облучении (второй и третий варианты облучения), в отличие от варианта с различными режимами работы установки (в том числе и с периодами остановки облучения). В этом случае короткоживущие изотопы либо полностью распадаются, либо их активность успевает значительно снизиться за время остановки облучения.

Проведена верификация программы SNT.1, путем сравнения результатов расчета активности по программе SNT. 1 с расчетами по другим программам, в том числе по программам, использующим другие методы решения уравнения Бэйтмана.

Для верификации программы проделан расчет активности воды, которая охлаждает мишень из Та в проекте TRADE (TRiga Accelerator Driven Experiment).

Результаты расчетов активности по SNT. 1 сравнивались с расчетами других программных кодов: FISPACT, SP-FISPACT ANITA-IEAF (рис. 5).

'■ 10* кг 10j Время, год

Рис. 5. Результаты расчета активности по различным программам

Расчеты, проводимые с помощью программы SNT.1, согласуются с расчетами по другим современным программам, даже с учетом того, что методы решения уравнения Бэйтмана, реализуемые в этих программах, различны. Программа SNT. 1 может быть использована для проведения расчетов изотопного состава и активности облученных материалов.

Представлена схема оценки токсичности, которая имеет важное значение с практической точки зрения для определения потенциальной биологической опасности радионуклидов.

Расчет радиотоксичности проводится для двух категорий граждан: сотрудники (workers) и взрослые граждане (adult public); а также двух видов токсичности в зависимости от типа попадания нуклида в организм: поглощенная токсичность (ingestion toxicity) и ингаляционная токсичность (inhalation toxicity). Расчет радиотоксичности проводится в единицах ALI (Annual Limit of Intake - годовой предел потребления) и определяется как

X:N:

tOX : = —i-- ,

1 ALI •

где Ni - количество /-го радиоактивного изотопа, X - постоянная

радиоактивного распада, ALI] - наименьшая величина потребления радиоактивного вещества человеком в год, которая не приводит к превышению предела поглощенной дозы. Эта величина выражена, как

— для взрослых граждан,

- для сотрудников и

где 0,02 и 0,001 - средние годовые дозы соответственно для сотрудников и взрослых граждан в Зв; е(50) - дозовые коэффициенты для различных органов в Зв/Бк.

Была сформирована база данных по дозовым коэффициентам для всех изотопов для различных органов и тканей. Для каждого изотопа приведены зависимость активности от времени и результаты расчета токсичности для различных органов и тканей в виде таблицы и графиков.

В главе 3 дано описание нейронных сетей, рассмотрено их использование для получения сечений реакций. Дано определение нейронной сети, приведены её основные свойства и недостатки, наиболее распространенные функции активации, структура. Проведен выбор структуры нейронной сети для наиболее эффективной аппроксимации данных. Для этого было взято четыре структуры нейронной сети: Ыеи^и, Ые\¥рг, КВР, ОКЬГЫ (рис. 6) и проделана для каждой из них аппроксимация данных по сечениям реакций 209В1(р,4и)20бРо, которые брались из библиотеки экспериментальных данных ЕХБ011. Реализация нейронных сетей производилась в системе МаЛаЬ. Для выбора структуры сети, наилучшим образом описывающей экспериментальные данные, был проведен расчет и анализ факторов согласия (Б, О, II, Н), рекомендованных МАГАТЭ для анализа и сравнения расчетных сечений ядерных реакций с экспериментальными.

В дополнение к анализу с помощью факторов согласия для выбора структуры нейронной сети был впервые использован метод статистического сравнения данных по сечениям ядерных реакций.

Данный метод заключается в том, что при анализе данных по сечениям ядерных реакций использовалась двухмерная величина

SRMS = (S , RMS), где S = —— есть среднее значение

распределения «нормализованных значимостей различия»,

м

М

a RMS =

'Z(s-s)2

среднее квадратичное отклонение этого

М

распределения.

Для сравнения двух наборов данных значимость различия в

соответствующих точках измерения задается следующим образом:

пИ

S,=

2

+ cf2

где п,к - наблюденное значение в точке измерения /-го набора данных к\ - соответствующее стандартное отклонение.

Newfit

NewDr

RBF (радиально-базисная)

■■ Radiii! H<i.vs Network (view)

Layer

вТИчТЫ^(обобщенно-регрессионная)

Generalized Regression Nt

Рис. 6. Схемы нейронной сети

Для каждого из сравниваемых наборов данных проводится генерация повторных наборов в соответствии с нормальным законом распределения. Это позволяет создать две имитационные модели генеральных совокупностей наборов данных для сравниваемых наборов данных. В ходе каждого сравнения строится распределение значимостей различия в соответствующих точках измерения и определяется среднее и среднеквадратическое полученного распределения. Полученные величины используются для проверки гипотезы о принадлежности наборов данных одной или разным генеральным совокупностям.

Приведенный метод был реализован в программе, предназначенной для анализа данных или расчетных моделей. Программа написана на языке программирования С#. Пользователю необходимо задать число клонов (повторных генераций), ошибку первого рода и выбрать файл с данными. Результаты водятся в виде графиков распределений S и RMS (рис. 7).

Рис. 7. Распределения S и RMS: нижнее пятно (калибровочное) соответствует экспериментальным данным; верхнее левое пятно -результат сравнения данных для Newfit и экспериментальных данных; верхнее правое пятно - результат сравнения Newpr с экспериментальными данными, два центральных пятна (почти полностью пересекающихся) - результат сравнения RBF и GRNN с экспериментальными данными

В результате анализа было выбрано две структуры нейронных сетей RBF и GRNN. В качестве функции активации в этих сетях используется радиально-базисная функция.

Для проверки возможности восстановления и получения данных с использованием нейронной сети были взяты данные по полному сечению реакций при взаимодействии нейтронов с ядрами 209Bi для диапазона энергий от 150 до 1000 МэВ из библиотеки экспериментальных данных EXFOR. Из этих данных было выделено две области: одна, где сечения ядерных реакций уменьшались с увеличением энергии в диапазоне от 150 до 200 МэВ, и другая, где сначала сечение ядерных реакций уменьшается, затем возрастает с увеличением энергии от 200 До 400 МэВ. Для этих областей проведено восстановление данных по сечениям ядерных реакций с использованием двух структур нейронной сети RBF и GRNN (рис. 8, 9). Нейронные сети могут быть использованы не только для аппроксимации имеющихся экспериментальных данных, но и для их получения в случае, если отсутствует возможность использования специализированных программ и кодов для расчета сечений ядерных реакций.

Энергия, МэВ

Рис. 8. Результаты расчета сечений ядерных реакций для области

150-200 МэВ

ЕХРОК ПЭГ"

"--г. ЛС!

>/ 1 • • ' *

" 200 220 240 260 280 У/ 320 340 360 380 ¿00

Энергия. МэВ

Рис. 9. Результаты расчета сечений ядерных реакций для области

200-400 МэВ

В главе 4 дано описание ряда моделей, используемых для расчета сечений ядерных реакций. Приведены описание модели образования кластеров ядер, реализованной в новой версии САБСАОЕ/ПМРЕ, а также расчеты сечений с использованием этой модели и результаты расчетов.

С помощью новой версии САБСАОЕ/ГЫРЕ проведены расчеты сечений ядерных реакций с образованием кластеров ядер. Результаты расчетов приведены в виде графиков (рис. 10 - 15).

Сечения для реакции Ре56(р,х)Ве7

Рис. 10. Экспериментальные и расчетные сечения для

реакции 5<Те(р, х)7Ве

Энергия, МэВ

Рис. 11. Экспериментальные и расчетные сечения для

реакции 55Мп(р, х)7Ве

800 1000 1200 Энергия. МэВ

Сечения для реакции Мп55(р,х)Ве10

200 400

1000 1200 1400 1600

Энергия, МэВ Сечения для реакции Сг52(р,х)Ве7

Рис. 12. Экспериментальные и расчетные сечения для

реакции 55Мп(р,х)10Ве

Рис. 13. Экспериментальные и расчетные сечения для

реакции 52Сг(р, х)7Ве

Рис. 14. Экспериментальные и расчетные сечения и данные из НЕАО-2009 для реакции 209В1(р,х)4Не

Энергия, МзВ

Рис. 15. Экспериментальные и расчетные сечения и данные из НЕАЭ-2009 для реакции 208РЪ(р,х)4Не

Близость расчетных значений к эксперименту оценена с помощью факторов согласия. Результаты расчетов сравнивались с расчетами по другим моделям и сечениями из библиотеки активационных данных HEAD-2009.

Проделан анализ и сравнение полученных расчетных данных по сечениям ядерных реакций с экспериментальными данными с помощью метода статистического сравнения данных. На рисунке 16 приведены распределения S и RMS для данных по сечениям для реакции 56Fe(p, х)7Ве для энергий налетающих протонов £р>300 МэВ.

Два распределения практически полностью пересекаются и с вероятностью 80% расчетные и экспериментальные данные по сечениям для выбранной реакции принадлежат одной генеральной совокупности. Это означает, что расчетные значения, полученные с использованием модели образования кластеров, хорошо согласуются с экспериментальными результатами.

Сечения для реакции РЬ208[р,х)Не4

- CASCADE -HEAD-2009 l-Leya, 2005

<м бал аю imjo 121м щи кзю

Энергия, МзВ

Рис. 16. Распределения S и RMS: нижнее пятно (калибровочное) соответствует экспериментальным данным; верхнее пятно — результат сравнения для CASCADE/INPE

На рис. 17 приведены распределения S и RMS для данных по сечениям для реакции з2Сг(р, х)7Ве для энергий налетающих протонов Ер<300 МэВ. Как видно из графиков распределений, расчетные данные по сечениям для реакции з2Сг(р, х)7Ве, полученные в ALICE-ASH, хорошо описывают экспериментальные данные и могут быть использованы для дальнейших расчетов. Распределение для данных по сечениям, полученных с помощью CASCADE/INPE, не пересекается с калибровочным. В энергетическом диапазоне Ер < 300 МэВ не рекомендуется использовать расчетную модель, заложенную в программе для получения расчетных данных по сечениям ядерных реакций.

Аналогичный анализ данных был проведен с помощью факторов согласия, результаты расчета которых представлены в табл. 2.

Таблица 2. Значения факторов согласия

F D R H

CASCADE/INPE 1.56 0.24 0.83 3.05

ALICE-ASH 1.17 0.11 0.96 1.00

Анализ с помощью факторов согласия также показал, что расчетные данные, полученные в ALICE-ASH, лучше описывают экспериментальные данные.

Рис. 17. Распределения S и RMS: нижнее пятно (калибровочное) соответствует экспериментальным данным; верхнее правое пятно -результат сравнения данных, полученных в CASCADE/INPE; нижнее пятно, границы которого выделены на рисунке эллипсом, соответствует расчетным данным, полученным в ALICE-ASH

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Создана интерактивная система по расчету изотопного состава, наведенной активности и радиотоксичности облученных материалов инновационных электроядерных установок, имеющая простой графический интерфейс и возможность вывода результатов расчета в виде графиков и таблиц. Расчет изотопного состава и активности материалов проводится с учетом режима работы ускорительной установки (учитывается изменение со временем тока установки и спектра нейтронов и протонов в облучаемой мишени), что повышает точность расчетов изотопного состава, активности и радиотоксичности.

2. С использованием нейронных сетей получены значения сечений ядерных реакций. Проведен анализ качества аппроксимации экспериментальных данных с использованием метода статистического сравнения, выбраны структуры сетей.

3. Проведен анализ расчетных сечений реакций, полученных по новой версии CASCADE/INPE, с включением модели образования кластеров. Показано, что полученные значения более точные по сравнению с моделями, в которых не учитывается образование кластеров. Расчетные значения сечений образования 7Ве рекомендованы для обновления библиотеки HEAD-2009.

21

4. Создана программа для анализа данных по сечениям ядерных реакций на основе метода статистического сравнения, использование которой позволило провести анализ всех полученных расчетных значений сечений, показать эффективность использования нейронных сетей и повышение точности расчетов сечений в программе CASCADE/ INPE.

Основные публикации по теме диссертации

1. Саенко A.B., Тихоненко A.B. Реализация многофакторных моделей теплопроводности в многослойном устройстве со сферическими твэлами // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009. — № 3. - С. 184-192.

2. Коровин Ю.А., Наталенко A.A., Саенко A.B. Верификация и валидация моделей высокоэнергетических нуклон-ядерных взаимодействий на базе программного комплекса CADEP // Ядерная физика и инжиниринг. 2010. - Т. 1. - № 6. - С. 504-511.

3. Коровин Ю.А., Максимушкина A.B., Наталенко A.A. Интерактивная система по расчету изотопного состава и наведенной активности облученных материалов перспективных ЯЭУ // Вестник НИЯУ МИФИ. 2013. - Т. 2. - № 1. - С. 79-84.

4. Коровин Ю.А., Максимушкина A.B. Использование нейронных сетей для аппроксимации ядерно-физических данных // Ядерная физика и инжиниринг. 2014. — Т. 5. —№ 3. — С. 237-246.

5. Коровин Ю.А., Максимушкина A.B. Расчет изотопного состава и наведенной активности облученных материалов инновационных электроядерных установок // Известия вузов. Ядерная энергетика, №2 ,2014. - С.51-59 .

6. Битюков С.И., Красников Н.В., Максимушкина A.B., Никитенко А.Н., Смирнова В.В. Метод статистического сравнения данных и его применение для анализа экспериментальных ядерно-физических данных // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2014. -№3,-С. 43-51.

7. Саенко A.B., Тихоненко A.B. Многофакторные модели теплопроводности и проблема высокотехнологичных способов защиты делящихся материалов / В сб.: Докл. междунар. конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2009. — С. 68-69.

8. Саенко A.B., Коровин Ю.А. Модификация программ расчета изотопного состава и наведенной активности облученных материалов перспективных ЯЭУ / В сб.: Аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2010, Обнинск, 2010. - С. 233.

9. Саенко A.B., Коровин Ю.А. Расчет изотопного состава и наведенной активности облученных материалов инновационных ЯЭУ / В сб.: аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2011, Обнинск, 2011. -Т. 1. — С. 206.

10. Максимушкина A.B., Коровин Ю.А. Расчет изотопного состава и наведенной активности облученных материалов инновационных ЯЭУ / В сб.: Докл. V Междунар. конф. «Математические идеи П.Л. Чебышева и их приложение к современным проблемам естествознания», Обнинск, 2011. - С. 91.

11. Максимушкина A.B., Тихоненко A.B. Многофакторные модели теплопроводности и проблема высокотехнологичных способов защиты делящихся материалов / В сб.: Докл. V междунар. конф. «Математические идеи П.Л. Чебышева и их приложение к современным проблемам естествознания», Обнинск, 2011. - С. 92.

12. Максимушкина A.B., Коровин Ю.А. Интерактивная система по расчету изотопного состава и наведенной активности облученных материалов / В сб.: Докл. междунар. конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2011. -С. 67-68.

13. Максимушкина A.B., Коровин Ю.А Интерактивная система по расчету изотопного состава и наведенной активности облученных материалов / В сб.: Аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2012, Обнинск, 2012. -Т. 1. - С.204.

14. Максимушкина A.B., Коровин Ю.А Оценка токсичности с помощью программы SNT.1 / В сб.: Аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2013, Обнинск, 2013. - Т. 1. - С.7.

15. Максимушкина A.B., Коровин Ю.А. Использование нейронных сетей для аппроксимации ядерно-энергетических данных / В сб.: Докл. междунар. конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2013. - С. 245-246.

16. Максимушкина A.B., Коровин Ю.А. Использование нейронных сетей для аппроксимации ядерно-физических данных / В сб.: Аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2014, Обнинск, 2014.-Т. 3,-С. 256.

17. Максимушкина A.B. Интерактивная система по расчету изотопного состава и наведенной активности облученных материалов / В сб.: Докл. итогового мероприятия по программе "Умник-2014" «Молодежные инновации Калужской области», Калуга, 2014.-С. 59.

18. Максимушкина A.B., Смирнова B.B. Метод статистического сравнения данных / В сб.: Аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2015, Обнинск, 2015. - Т. 3. - С. 313.

19. Фролова Т.А., Коровин Ю.А., Максимушкина A.B. Расчет сечений ядерных реакций с выходом кластеров в диапазоне энергий от 30 МэВ до 2.6 ГэВ / В сб.: Аннотации докл. научной сессии НИЯУ МИФИ-2015, Обнинск, 2015. - Т. 1. - С. 312.

Компьютерная верстка A.B. Максимушкина ЛР № 020713 от 27.04.1998

Подписано к печати <2.0/5"ч Формат 60x84/16

Печать ризограф Бумага SvetoCopy Печ.л. 1.5

Заказ № Л 2 2 Тираж 60 Цена договорная

Отдел множительной техники ИАТЭ 249040, г. Обнинск, Студгородок, 1