Оценка качества решений в задачах ассимиляции нейтронно-физических данных: обзор подходов и рекомендации по их применению
- Авторы: Андрианов А.А.1, Андрианова О.Н.1
-
Учреждения:
- Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ
- Выпуск: № 110 (2024)
- Страницы: 266-294
- Раздел: Управление техническими системами и технологическими процессами
- URL: https://ogarev-online.ru/1819-2440/article/view/285155
- DOI: https://doi.org/10.25728/ubs.2024.110.10
- ID: 285155
Цитировать
Полный текст
Аннотация
Об авторах
Андрей Алексеевич Андрианов
Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ
Email: andreyandrianov@yandex.ru
Обнинск
Ольга Николаевна Андрианова
Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ
Email: o.n.andrianova@yandex.ru
Обнинск
Список литературы
- АНДРИАНОВ А.А., АНДРИАНОВА О.Н. Ассимиляция данных в задачах моделирования нейтронно-физических процессов в объектах использования атомной энергии: текущее состояние и перспективы развития // Управле-ние большими системами: сборник трудов. – 2023. – №104. – С. 118–134. – doi: 10.25728/ubs.2023.104.5.
- АНДРИАНОВ А.А., АНДРИАНОВА О.Н., ГОЛОВ-КО Ю.Е. Методика оценки интегральных эксперимен-тов для использования в задаче оценки точности нейтронно-физических расчетов // Депонированная ру-копись. – №68-В2021. – 2021. – 58 с.
- АНДРИАНОВ А.А., АНДРИАНОВА О.Н., КОРО-ВИН Ю.А. и др. Программный комплекс оптимизации параметров нейтронно-физических моделей с учетом результатов интегральных экспериментов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – №2. – С. 148–161.
- ВАНЬКОВ А.А., ВОРОПАЕВ А.И., ЮРОВА Л.Н. Анализ реакторно-физического эксперимента. – М.: Атомиздат, 1977. – 88 с.
- МАНТУРОВ Г.Н. Методическое – константное и про-граммное обеспечение нейтронно-физических расчетов быстрых реакторов и оценки погрешностей расчетных предсказаний. – Дисс. д-ра тех. наук. –М.: НИЦ «КИ», 2017. – 202 с.
- УСАЧЕВ Л.Н., БОБКОВ Ю.Г. Теория возмущений и пла-нирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов. – М.: Атомиздат, 1980. – 88 c.
- ХУДСОН Д. Статистика для физиков. – М.: Мир, 1970. – 295 с.
- Assessment of Existing Nuclear Data Adjustment Methodolo-gies (2011) Working Party on International Evaluation Co-Operation // Intermediate Report of the WPEC Subgroup 33. Report/NEA/OECD. Paris, 152 pp.
- CACUCI D.G., BUJOR M. Sensitivity and uncertainty anal-ysis, data assimilation, and predictive best-estimate model calibration // Handbook of Nuclear Engineering. Springer, Boston. – 2010. – DOI: https://doi.org/10.1007/978-0-387-98149-9_17 (дата обращения: 18.03.2023).
- NEA (2010) Covariance Data in the Fast Neutron Region // Final report of WPEC subgroup 24, NEA/NSC/WPEC/DOC(2010)427, OECD, Paris.
- GRECHANUK P., RISING M.E., PALMER T.S. Using ma-chine learning methods to predict bias in nuclear criticality safety // Journal of Computational and Theoretical Transport. – 2019. – Vol. 47. – P. 552–565.
- HOEFER A., BUSS O. Assessing and improving model fit-ness in MOCABA data assimilation // Ann. Nucl. Energy. – 2021. – Vol. 162. – P. 10–21.
- IVANOV E., SAINT-JEAN C., SOBES V. Nuclear data as-similation, scientific basis and current status // EPJ Nuclear Sci. Technol. – 2021. – DOI: https://doi.org/10.1051/epjn/2021008 (дата обращения: 18.03.2023).
- NEA (2013) Methods and Issues for the Combined Use of Integral Experiments and Covariance Data // A report by the Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation of the NEA Nuclear Science Committee, NEA/NSC/WPEC/DOC(2013)445, OECD, Paris.
- NEA/NSC/R (2016) 6 (2017) Methods and Approaches to Provide Feedback from Nuclear and Covariance Data Ad-justment for Improvement of Nuclear Data Files // Intermedi-ate Report. Nuclear Science NEA/OECD. Paris. – 43 p.
- PALMIOTTI G., SALVATORES M. The role of experiments and of sensitivity analysis in simulation validation strategies with emphasis on reactor physics // Ann. Nucl. Energy. – 2013. – Vol. 52. – P. 10–21.
- DRAGT J.B. Statistical considerations on techniques for ad-justment // RCN-122. – Reactor Centrum Nederland. – 1970. – P. 85–105.
- ROCHMAN D., SCIOLLA C.M. Nuclear data uncertainty propagation for a typical PWR fuel assembly with burnup // Nuclear Engineering and Technology. – 2014. – Vol. 46, No. 3. – P. 353–362.
- ROWLANDS J.L., MACDOUGALL L.D. The use of integral measurements to adjust cross-sections and predicted reactor properties // Proc. of the Int. Conf. on Fast Critical Experi-ments and their Analysis. – ANL-7320. – 1966.
- SIEFMAN D., HURSIN M., ROCHMAN D. et.al. Stochastic vs. sensitivity-based integral parameter and nuclear data adjustments // Eur. Phys. J. Plus. – 2018. – Vol. 133, No. 12. – P. 429–438.
Дополнительные файлы
