- Метод супер-поколения для учета возмущения источника деления при расчете производных и возмущений произвольных линейных и дробно-линейных функционалов потока нейтронов по методу дифференциального оператора.
- Алгоритмы расчета методом Монте-Карло производных любого порядка и конечных возмущений произвольных дробно-линейных функционалов потока нейтронов, представляющего собой решение однородного стационарного уравнения переноса (условно-критического уравнения).
- Алгоритмы ускорения сходимости источника деления при решении неоднородного стационарного уравнения переноса нейтронов для размножающей среды, пригодные при использовании детерминистических методов и метода Монте-Карло.
- Алгоритм расчета методом Монте-Карло производных любого порядка и конечных возмущений произвольных линейных и дробно-линейных функционалов потока нейтронов, представляющего собой решение неоднородного стационарного уравнения переноса нейтронов для размножающей среды.
- Алгоритмы корректировки результатов многогрупповых расчетов производных и возмущений произвольных функционалов потока нейтронов для стационарных реакторных задач, учитывающие взаимозависимость многогрупповых констант в резонансной области энергий. Алгоритмы могут использоваться при расчете производных и возмущений, как по теории возмущений, так и методом Монте-Карло.
- Результаты тестовых расчетов в обоснование предлагаемых методов и алгоритмов с использованием разработанных автором расчетных программ.
1.Раскач К.Ф., Коробейников В.В. Эффективный метод решения задачи о подкритическом реакторе с источником // Атомная энергия. – 1998. – Т. 85. Вып.6.
2.Раскач К.Ф., Рожихин Е.В., Цибуля А.А., Цибуля А.М. Исследование приближений, используемых в системе константного обеспечения CONSYST для расчета ячеек водо-водяных реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы. – 2001. – Вып. 2.
3.Ivanova T.T., Nikolaev M.N., Raskach K.F., Rozhikhin E.V., Tsiboulia A.M. Influence of the Correlations of Experimental Uncertainties on Criticality Prediction // Nuclear Science and Engineering. – 2003. – Vol. 145. No. 1.
4.Ivanova T.T., Nikolaev M.N., Raskach K.F., Rozhikhin E.V., Tsiboulia A.M. Use of International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project Data for Validation of the ABBN Cross-Section Library with the MMK-KENO Code // Nuclear Science and Engineering. – 2003. – Vol. 145. No. 2.
5.Raskach K.F. An Improvement of the Monte Carlo Generalized Differential Operator Method by Taking into Account First- and Second-Order Perturbations of Fission Source // Nuclear Science and Engineering. – 2009. Vol. 162. No. 2.
6.Raskach K.F. Extension of Differential Operator Method to Inhomogeneous Problems with Internal and External Neutron Sources // Nuclear Science and Engineering. – 2010. Vol. 165. No. 3.
7.Раскач К.Ф. Введение поправок, учитывающих взаимозависимость мультигрупповых констант, к результатам мультигрупповых расчетов по теории возмущений // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2011. – Вып. 1.
8.Ашурко Ю.М., Волков А.В., Раскач К.Ф. Разработка программных модулей для расчета запроектных аварий в реакторах типа БН с учетом пространственно-временной кинетики // Атомная энергия. – 2013. – Т. 114. Вып. 1.
9.Raskach K.F. A Technique for Accounting for Multigroup Cross Section Interdependence in Sensitivity Calculations // Nuclear Science and Engineering. – 2012. – Vol. 170, No. 2.
10.Тамбовцев С.Д., Дулин В.А., Раскач К.Ф. Исследование эффекта реактивности Доплера образцов реакторных материалов на критических сборках // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. Вып. 3.
11.Швецов Ю.Е., Ашурко Ю.М., Суслов И.Р., Раскач К.Ф., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е. Мультифизичный код UNICO для анализа переходных процессов в быстрых натриевых реакторах // Ядерная энергетика. Известия ВУЗов. – 2014. – Вып. 1.
12.Peregudov A., Andrianova O., Raskach K., Tsibulya A. GRS Method for Uncertainties Evaluation of Parameters in a Perspective Fast Reactor // Nuclear Data Sheets. – 2014. – Vol. 118. – P. 548–550.
13.Перегудов А.А., Андрианова О.Н., Мантуров Г.Н., Раскач К.Ф., Семенов М.Ю., Цибуля А.М. Использование метода GRS для оценки погрешности нейтронно-физических характеристик перспективного быстрого реактора // Ядерная энергетика. Известия ВУЗов – 2014. – В печати.
Материалы конференций
14.Ivanova T.T., Manturov G.N., Nikolaev M.N., Raskach K.F., Rozhikhin E.V., Tsiboulia A.M. Estimation of Accuracy of Criticality Prediction of Highly Enriched Uranium Homogeneous Systems on the Basis of Analysis of Data from ICSBEP Handbook. Proc. Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2003). Tokai-Mura, Japan, October 20-24, 2003.
15.Ivanova T.T., Nikolaev M.N., Raskach K.F., Rozhikhin E.V., Tsiboulia A.M. Attempt of the Joint Analysis of the Entire Set of the HEU-SOL Type Experiments from the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. Proc. Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2003). Tokai-Mura, Japan, October 20-24, 2003.
16.Blyskavka A.A., Raskach K.F., Tsiboulia A.M. Algorithm for Calculating keff Sensitivities to Group Cross Sections Using Monte Carlo Method and Features of Its Implementation in the MMKKENO Code. Proc. Int. Conf. on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2005). Avignon, France, September 12-15, 2005.
17.Blyskavka A.A., Jerdev G.M., Manturov G.N., Raskach K.F., Tsiboulia A.M. Use of the SKALA Code Package for Computing Criticality and Its Uncertainty. Proc. Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007). St. Petersburg, May 28 – June 1, 2007.
18.Raskach K., Hopper C. Statistical Analysis of PST Types of Experiments Relative to Examining “Safety Applications”. Proc. Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007). St. Petersburg, May 28 – June 1, 2007.
19.Raskach K.F., Blyskavka A.A. An Experience of Applying Iterated Fission Probability Method to Calculation of Effective Kinetics Parameters and keff Sensitivities with Monte Carlo. Proc. Int. Conf. on Reactor Physics (PHYSOR 2010). Pittsburgh, PA, USA, May 9-14, 2010.
20.Raskach K.F., Blyskavka A.A., Kislitsina T.S. Monte Carlo Transport Correction of Sodium Reactivity Worth Spatial Distribution in Perspective Sodium Cooled Fast Reactor. Proc. Int. Conf. on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011), Rio de Janeiro, Brazil, May 8-12, 2011.
21.Ivanova T., Laville C., Dyrda J., Mennerdahl D., Golovko Y., Raskach K., Tsiboulia A., Lee G.S., Woo S.-W., Bidaud A., Sabouri P., Patel A., Bledsoe K., Rearden B., Gulliford J., Michel-Sendis F. Benchmark On Sensitivity Calculation (Phase III). Proc. Int. Conf. on Reactor Physics (PHYSOR 2012). Knoxville, TN, USA, April 15-20, 2012.
22.Peregudov A., Andrianova O., Raskach K., Tsibulya A. Application of GRS Method to Evaluation of Uncertainties of Calculation Parameters of Perspective Sodium-Cooled Fast Reactor. Proc. Int. Conf. on Reactor Physics (PHYSOR 2012). Knoxville, TN, USA, April 15-20, 2012.
23.Блыскавка А.А., Жемчугов Е.В., Раскач К.Ф. Пилотная версия программы MMK с непрерывным слежением за энергией нейтрона. XXIII-й всероссийский межведоственный семинар «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики с замкнутым топливным циклом (НЕЙТРОНИКА 2012)». Обнинск, 30 октября – 2 ноября 2012.
Другие работы
24.Комлев О.Г., Раскач К.Ф. Пакет программ для расчета коэффициентов чувствительности Кэфф и отношений средних сечений к коэффициентам уравнения переноса в 1D- и 2D-геометрии. Препринт ФЭИ-3013, Обнинск, 2004.
25.Раскач К.Ф. Алгоритм расчета производных Кэфф по коэффициентам разложения индикатрисы рассеяния по полиномам Лежандра для модели рассеяния, принятой в программе KENO. Препринт ФЭИ-3015, Обнинск, 2004.
26.Раскач К.Ф. Комплекс программ КАРНАВАЛ для расчета коэффициентов чувствительности Кэфф и дробно-линейных функционалов потока к нейтронным данным на основе решения кинетического уравнения. Препринт ФЭИ-3014, Обнинск, 2004.
27.Раскач К.Ф. Методика и комплекс программ расчета коэффициентов чувствительности Кэфф к нейтронным данным на основе кинетического уравнения: дис. … канд. физ.-мат. наук: 05.13.18 – Обнинск, 2005.