Забродская С.В., Хомяков Ю.С., Цибуля А.А.
Разработан комплекс программ CONKEMO для реперных многоуровневых расчетов ядерных реакторов и эволюции их физических характеристик из–за изменения нуклидного состава топлива в процессе выгорания. Комплекс предназначен для расчета водо–водяных реакторов с урановым и MOX–топливом. Константная база комплекса – система констант БНАБ–93 с базовой программой подготовки констант к расчету CONSYST. Расчет нейтронных полей осуществляется либо по одной из программ Монте–Карло, либо по программе TWODANT. Программа MAYAK выполняет диспетчерские функции в комплексе, а также рассчитывает некоторые физические характеристики системы.
1. A.Lazarenko, M.Kalugin, S.Bychkov, A.Kalashnikov, Al.Tsiboulia, W.Zwermann, S.Langenbuch, W.Stach, G.Schlosser, M.Delpech, F.Dolci, P.Girieud, M.L.Vergain. Benchmark Calculations for VVER-1000 Fuel Assemblies Using Uranium or MOX fuel // Proceedings of PHYSOR2000 Conference, Pittsburgh, USA, May 7-11, 2000.
2. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93: Верификационный отчёт // Межведомственная комиссия по аттестации справочных данных в различных тематических направлениях атомной науки, техники и технологии. Москва. 1999, Свидетельство ВНИЦ ГСССД №444 от 01.07.95.
3. L.M.Petrie and N.F.Landers. KENO 5A -An Improved Monte Carlo Criticality Program with Supergrouping // Vol.2, Section F11 from “SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation”, NUREG/CR-0200 Rev.2 (ORNL/NUREG/CSD-2/R2), December 1984.
4. D.F. Hollenbach, L.M. Petrie, N.F. Landers, KENO-VI: A General Quadratic Version of the KENO Program // NUREG/CR-0200 Rev.5, 1995.
5. Блыскавка А.А., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программный комплекс CONSYST//MMKKENO для расчёта ядерных реакторов методом Монте-Карло в многогрупповом приближении с индикатрисами рассеяния в Pn-пиближении: Препринт ФЭИ- 2887, Обнинск, 2001.
6. J.F.Briesmeister et al. MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Cоde, Version 4A // Los Alamos National Laboratory Report, LA-12625-M, November 1993.
7. E. Alcouffe, F.W. Brinkley, Jr., D.R. Marr, and D. O’Dell. User’s Guide for TWODANT: A Code Packadge for Two-Dimentional, Diffusion-Accelerated, Neutral-Particle Transport // LA-10049-M, February 1990.
8. O.W. Hermann, R.M. Westfall. ORIGEN-S: SCALE System Module to Calculate Fuel Depletion, Actinide Transmutation, Fission Product Buildup and Decay, and Association Source Terms // SCALE 4.3, Vol.2, Section F7, 1995.
9. Кочетков А.Л. Программа CARE – расчёт изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке: Препринт ФЭИ-2431, Обнинск 1995.
10. Tatiana Ivanova, Mark Nikolaev, Yevgeny Rozhikhin, Mikhail Semenov, Alexandre Tsiboulia, Validation of the KENO/ABBN-93 Package Based on Data From the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments // Proceedings of Sixth International Conference on Nuclear Criticality Safety, Versailles, France, September 20-24, 1999.
11. Nikolaev M., Tsiboulia A., Rozhikhin Ye., Ivanova T. On the Internal Inconsistency of Plutonium-Solution Critical-Experiment Data and the Uncertainties // ICNC’99 – The Sixth International Conference on Nuclear Criticality Safety, Versailles, France, September 20-24, 1999.
12. M.Nikolaev, S.Zabrodskaya, T.Ivanova, V.Kosheev, G.Manturov, Y.Rozhikhin, Y.Khomiakov, Al.Tsiboulia, An.Tsiboulia. Nuclear Data Set ABBN-93.2 and its Usage for Nuclear Criticality and Radiation Safety Estimations // International Conference on Nuclear Data in the Science and Technology, Tsukuba, Japan, October 2001.
13. O.W. Hermann, R.M. Westfall. ORIGEN-S: SCALE System Module to Calculate Fuel Depletion, Actinide Transmutation, Fission Product Buildup and Decay, and Association Source Terms // SCALE 4.3, Vol.2, Section F7, 1995.
14. SCALE4.3: System for Computational Analysis and Licensing Evaluations. RSIC Computer Code Collection // ID COC-545, ORNL.
15. Physics of Plutonium Recycling, Volume II, Plutonium Recycling in Pressurized-Water Reactors // OECD, 1995.
