Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Сериков, Аркадий Геннадьевич

• Сериков, Аркадий Геннадьевич
• кандидат технических наук
• 1999

Оглавление диссертации кандидат технических наук Сериков, Аркадий Геннадьевич

Содержание

Введение

Актуальность диссертационной темы

Цели диссертационной работы

Научная новизна работы

Достоверность и обоснованность работы.

Практическая значимость работы

Основные положения диссертации

Структура и объём диссертации

Аппробация работы и публикации

4 8

9

10 10 10

Глава I. Обзор литературы по проблемам активации и обращения с радиоактивными отходами термоядерных реакторов (ТЯР)

1.1. Тритий в материалах ТЯР

1.2. Радиационные нормы безопасности при обращении с радиоактивными отходами ТЯР

1.3. Методы обращения с радиоактивными отходами ТЯР

1.4. Методы расчёта активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР

13

16

30

Глава II. Анализ приме нимости методов расчёта активации материалов для инженерного проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО

Глава III. Применение методов переноса при поиске оптимальной конфигурации керамического бридерного модуля реактора ДЕМО и решении задачи радиационной защиты магнитов ДЕМО III. 1. Параметрический анализ и поиск оптимальной конфигурации керамического бридерного модуля бланкета ДЕМО, помещённого в реактор ИТЭР

Глава IV. Исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов

Глава V. Методика приближённой оценки мощности дозы в материалах термоядерного реактора ИТЭР

Глава VI. Исследование остаточного энерговыделения в керамическом гелийохлаждаемом бланкете термоядерного реактора ДЕМО

Глава VII. Способы обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерных реакторов VII. 1. Обращение с радиоактивными материалами ДЕМО

Общее заключение

Литература

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов»

Введение

Актуальность диссертационной темы определяется потенциальной потребностью развития термоядерной энергетики. Исходя из сложившихся закономерностей истощения природных ресурсов и загрязнения окружающей среды, на смену нефти и природного газа должен прийти энергоресурс лучшего качества с высоким энергетическим выходом.

Ядерная реакция синтеза лёгких ядер может служить мощным источником энергии. Термоядерные технологии и знания прошли долгий путь совершенствования. Управляемый термоядерный синтез потребовал более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка -Европейский токамак, JET, получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу. Трудность осуществимости управляемой термоядерной реакции играет положительную роль с точки зрения безопасности реактора. В любом из известных устройств для управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности без последующего срыва плазмы и прекращения реакции. Таким образом, термоядерный реактор (ТЯР) обладает свойствами внутренней безопасности.

Теоретические и экспериментальные исследования токамаков ведутся с начала 50-х годов. Первый токамак был построен в России в Институте Атомной Энергии им. И.В. Курчатова в 1956 г. За прошедшие почти полвека направление токамаков получило широкое распространение, магнитное удержание плазмы позволяет осуществлять реакцию дейтерий-тритиевого синтеза при практически значимых временах удержания. Наиболее глобальное объединение мировых высокотехнологичных достижений в различных областях науки реализовалось в крупномасштабном проекте Интернационального Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР). Концепция проекта ИТЭР изложена в документе [1], программа

исследований в рамках проекта содержится в [2]. Обзор [3] даёт представление о физике и современных технологиях проекта ИТЭР. В 1998 г. был разрабатан инженерный проект реактора ИТЭР, работы проводились усилиями четырёх сторон: Европы, России, США и Японии. Итоговые материалы инженерной стадии проекта собраны в отчёте [4]. Общий вид реактора ИТЭР показан на рисунке В.1

Проект ИТЭР показал, что термоядерный реактор-токамак может быть построен при современном уровне развития технологии. Реактор ИТЭР с дейтерий-тритиевым топливом будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного и гамма излучений, систему дистанционного обслуживания реактора. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-токамака для производства электроэнергии. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на реакторе ИТЭР около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические параметры и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-4-2035 году первого демонстрационного реактора токамака ДЕМО, который будет прототипом промышленного

энергетического реактора. В настоящий момент разрабатывается проект РФ ДЕМО-С, основы концепции российского проекта ДЕМО изложены в работах [5], [6]. По внешнему виду реактор ДЕМО похож на ИТЭР. Параметры термоядерных реакторов РФ ДЕМО-С и ИТЭР представлены в таблице В.1. Решение о применимости термоядерной энергии для промышленного производства энергии может быть принято в середине 21 века, оно будет зависеть от общего состояния энергетики, в частности от меры истощения обычных топливных ресурсов. Развитие термоядерной промышленности будет происходить на основе накопленного опыта

атомной промышленности.

Таблица В. 1. Основные параметры термоядерных реакторов РФ ДЕ МО-С, ИТЭР

Параметр РФ ДЕМО-С ИТЭР

Большой радиус плазмы, м 7,8 8,14

Малый радиус плазмы, м 1,5 2,8

Длительность импульса горения плазмы 1 - 10 сут. 1000 с

Термоядерная мощность реактора, ГВт 2,44 1,5

Тепловая мощность реактора, ГВт зд 1,8

^Средняя нейтронная нагрузка на первую стенку, МВт/м2 2,5 1,0

Время работы, лет - сменных элементов реактора - несменяемых элементов реактора 8-s-lO 20 - 30 7

Полный флюенс нейтронов на первой стенке, МВтлет/м2 10- 13 0,3

Тип конструкци бланкета Бридерный с модульной структурой Защитный с модульной структурой

Основные материалы бланкета: конструкции наработчик трития (бридер) размножитель нейтронов сталь 10Х9МФБ Li4Si04 бериллий сталь SS316LN-IG

Охлаждение: Давление, МРа Температура на входе, °С Температура на выходе, °С Не 8 300 550 Вода 4 150 190

Коэффициент наработки трития 1,03 - 1,07 -

Максимальное тороидальное поле, Т 14,3 12,2

* - Нетронная нагрузка 1 МВт/м2 соответствует току нейтронов 4,43-1013 н-с_1-см"2 с энергией 14 Мэв.

Термоядерная энергетика обладает рядом особенностей:

• Внутренне присущие свойства пассивной безопасности термоядерных реакторов.

• Нет делящихся нуклидов и продуктов их распада.

• Короткий период цикла обращения материалов при рефабрикации.

• Низкий выброс радиоактивных материалов в случае повреждения системы внешней защиты.

Предполагаемый промышленный термоядерный реактор будет работать на смеси дейтерия с тритием. Энергия термоядерных реакций выносится в основном нейтронами, которые поглощаются в бридерном бланкете, содержащем литий. На литии в процессе работы реактора нарабатывается тритий. Выделяемое в бланкете тепло снимается теплоносителем первого контура охлаждения и используется для получения электроэнергии. Исходное топливо, потребляемое термоядерным реактором - дейтерий и литий, как и конечный продукт реакций - гелий, не радиоактивны. В процессе работы термоядерного реактора в нём накапливаются радиоактивные элементы, представляющие радиационную опасность для персонала, населения и окружающей среды. В реакторе синтеза дейтерия с тритием существует два основных источника радиоактивности - это тритий и активированные нейтронами материалы реактора. Тритий превращается в 3Не с испусканием р-излучения с периодом полураспада 12,3 лет. Тритий обладает высокой мобильностью. Для удержания трития применяется система многобарьерной защиты.

Экстремальные условия, при которых должен работать термоядерный реактор (ТЯР), требуют материалов, которые смогли бы устоять при больших термомеханических нагрузках во время работы реактора. Материалы первой стенки и бланкета должны быть химически совместимы с теплоносителем и материалами, содержащими литий для воспроизводства трития. В дополнение к прочностным свойствам, выбор конструкционного материала должен учитывать наведённую нейтронами радиоактивность, а также возможность переработки и захоронения.

Уровень наведённой активности конструкций реактора определяется величиной, спектром и продолжительностью нейтронного облучения, а также химическим составом облучаемых материалов. Одной из проблем, которая будет тормозить промышленное развитие термоядерной энергетики, является ограничение по ресурсам малораспространённых материалов (бериллия, ниобия, ванадия, лития, олова). Решение этой проблемы видится в исследовании возможностей рефабрикации малораспространённых материалов. Уменьшение активации материалов может быть достигнуто за счёт устранения из них примесей, на которых нарабатываются долгоживущие радиоизотопы, необходимые данные могут быть получены из активационного анализа. Результаты активационных расчётных исследований позволят построить выгодную стратегию обращения с отработанными материалами термоядерных реакторов, нацеленную на рефабрикацию ценных материалов, радиационную безопасность и охрану окружающей среды.

Для проведения диагностических и обслуживающих работ на реакторе ИТЭР необходимо детально знать радиационную обстановку в районе криостата. В диссертационной работе получено это знание.

Результаты диссертационной работы были использованы при разработке проектов реакторов ИТЭР и ДЕМО.

Пели диссертационной работы заключаются в

1) анализе и оценке точности программ решения уравнения переноса излучений для практического применения при проектировании ТЯР;

2) оценке применимости методов расчёта активационных характеристик материалов ТЯР и создании расчётного комплекса для проектирования ТЯР;

3) определении композиции бридерного бланкета и защиты магнитов ТЯР;

4) исследовании радиационной обстановки в пространстве между

криостатом и конструкцией экспериментального реактора ИТЭР с учётом влияния деталей конструкции на радиационную обстановку в зонах обслуживания криостата; 5) определении способов обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерного реактора ДЕМО и возможностей их рефабрикации.

Научная новизна работы определяется тем, что в ней впервые:

1) разработана комбинированная методика оценки динамики спада активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР;

2) определены коэффициенты корреляции нейтронных потоков и мощности дозы для термоядерного реактора ИТЭР;

3) определена оптимальная по соотношению энерговыделения и наработки трития композиция бридерного бланкета и радиационной защиты магнитов термоядерного реактора ДЕМО;

4) исследована применимость различных способов обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерного реактора ДЕМО.

Достоверность и обоснованность проведённых нейтронных и активационных расчётных исследований объясняется применением лицензированных по условиям проекта ИТЭР хорошо проверенных программ переноса и активации MCNP-4A, ONEDANT, TWODANT, DOT3, DORT, FISPACT3, а также экспериментально проверенных библиотек ядерных данных FENDL-1/MG, FENDL-1/MC, EAF-97. Основные научные положения и выводы диссертационной работы подтверждены результатами расчётов в смежных областях, общением на симпозиумах, они не противоречат последним публикациям в научной литературе.

Практическая значимость

Диссертационная работа имеет прикладной характер, проходила в рамках реальных проектов термоядерных реакторов: российского ДЕМО и международного ИТЭР.

На защиту выносятся следующие основные положения:

• Создание алгоритма комбинированной методики оценки динамики спада активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР.

• Результаты исследования радиационной обстановки между криостатом и конструкцией экспериментального термоядерного реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей портов удалённого доступа.

• Приближённая оценка мощности дозы по коэффициентам корреляции нейтронных потоков и мощности дозы в реакторе ИТЭР.

• Результаты расчёта остаточного энерговыделения в бланкете термоядерного реактора ДЕМО с учётом переноса распадных у-квантов.

• Результаты исследований по обращению с радиоактивными материалами ТЯР и возможностям рефабрикации материалов реактора ДЕМО.

Структура и объём диссертации.

Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения, списка литературы из 113 наименований. Общий объём диссертации, включая 37 рисунков, 38 таблиц и приложение из 7 страниц, составляет 158 страниц.

В главе I содержится обзор литературы по проблемам активации и обращению с радиоактивными отходами материалов термоядерных реакторов.

В главе II описываются результаты анализа примененимости методов расчёта активации материалов для проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО. Предметом исследований являются компоненты ТЯР с уровнями нейтронных и гамма-потоков, отличающихся на 5-6

порядков. Таким образом, совместный расчёт переноса нейтронов и гамма-квантов требует решения задач с глубоким проникновением излучения. Отдельные нейтронно-физические характеристики ИТЭР приведены в тезисах [1а].

В главе III содержатся результаты применения метода параметрического анализа в одномерном приближении программы ОМЮАИТ при решении двух задач переноса нейтронов и гамма-квантов: поиск оптимальных составов бридерного модуля ДЕМО и радиационной защиты магнитов реактора ДЕМО.

В главе IV проведено исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов в одно-, двух- и трёхмерных геометриях. В ходе исследований было установлено, что особенностью расчёта контактной мощности дозы на криостате являются геометрические трёхмерные эффекты, связанные с кривизной его поверхности и влиянием неоднородностей портов, а также эффект изменения формы спектра по толщине криостата.

В главе V отражено состояние исследований [14а]-[16а] по созданию методики приближённой оценки мощности дозы в материалах термоядерного реактора ИТЭР. Исследования проходили на основе накопленных расчётно-аналитических данных зависимости мощности дозы от нейтронных потоков в одно-, двух- и трёхмерных геометриях реактора ИТЭР [ЗаМПа].

В главе VI приведены результаты исследования [17а] остаточного энерговыделения в керамическом гелийохлаждаемом бланкете термоядерного реактора ДЕМО с учётом переноса распадных у-квантов.

В главе VII исследована применимость различных способов

и

обращения с отработанными радиоактивныим материалами (отходами) реакторов ДЕМО и ИТЭР на основе проведённого активационного анализа [18а]-г-[20а], норм радиационной безопасности НРБ-96, рекомендаций МКРЗ и существующих подходов к проблеме. При этом не затрагивались социальные, психологические и политические аспекты выбора стратегии обращения с радиоактивных отходов.

Автор выражает искреннюю благодарность научному руководителю Шаталову Геллию Евгеньевичу за постоянную помощь в процессе работы над диссертацией, коллективу сотрудников отдела 045 ИЯС РНЦ "Курчатовский институт", особенно Борисову А.А, Шелудякову C.B., а также Карташеву И.А. из НИКИЭТ за предоставленные материалы трёхмерных расчётов по MCNP-4A.

Аппробация работы и публикации. Основные результаты диссертационной работы докладывались на Международном молодёжном симпозиуме "Ядерная энергетика в третьем тысячелетии" (Обнинск, 7-11 октября 1996), Научных сессиях МИФИ-98 (МИФИ, 20-23 января 1998 г.), МИФИ-99 (МИФИ, 18-22 января 1999 г.), 4-ом международном симпозиуме по термоядерным технологиям (ISFNT-4 "Fourth International Symposium on Fusion Nuclear Technology", Meiji Kinenkan, Tokyo, Japan, April 6-11, 1997), запланирован доклад на 5-ом международном симпозиуме по термоядерным технологиям (ISFNT-5 "5th International Symposium on Fusion Nuclear Technology", Roma, September 19-24, 1999), на научных семинарах МИФИ, ИЯС РНЦ "Курчатовский Институт", НИКИЭТ. Материалы диссертации использованы при проектировании термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО, опубликованы во внутренних отчётах разработчиков ИТЭР и ДЕМО. По результатам диссертационных исследований опубликовано 20 общедоступных работ.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Сериков, Аркадий Геннадьевич

Основные результаты выполненных диссертационных исследований могут быть кратко сформулированы следующим образом:

1) Разработана комбинированная трёхэтапная методика оценки динамики спада активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР путём интеграции хорошо проверенных программ переноса излучений и активации материалов. Комбинированная методика показывает более точную по сравнению с традиционными методиками картину изменения радиационной обстановки при инженерном проектировании термоядерных реакторов.

2) Проведен параметрический анализ и найдена оптимальная конфигурация керамического бридерного модуля бланкета ДЕМО, помещённого в реактор ИТЭР. Найден оптимальный состав защиты внутренних и внешних тороидальных магнитов реактора ДЕМО.

3) Выполнено исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов. Построен профиь распределения мощности дозы на криостате реактора ИТЭР с бридинговым тест-модулем и интегрированным диагностическим модулем.

4) Найдены коэффициенты корреляции между нейтронными потоками и мощностью дозы для реактора ИТЭР. Из трёхмерных расчётов получены рекомендуемые для ограниченного применения при модификации базовой конструкции ИТЭР значения

Зв/ час коэффициентов Оь/Рт в интервале 0,5-10"б+1,0-10~6 н/(сл1 - с) ■ По

Бь/Бт можно оценить мощность дозы на криостате от у-источников самого криостата, умножив коэффициент на полный поток нейтронов. В связи с ограничениями на использование приближённых методов их можно применять только при предварительном прогнозировании радиационной картины.

5) При проведении расчётов остаточного энерговыделения установлена важность учёта переноса распадных гамма-квантов для оценки локальных значений остаточного энерговыделения радиоактивных материалов ТЯР.

6) Исследованы вклады и пути образования радиоактивных нуклидов, формирующих активационные характеристики материалов термоядерных реакторов ДЕМО и ИТЭР. Установлено, что существует возможность рефабрикации 60 вес. % отработанных материалов всего термоядерного реактора ДЕМО после 30 лет выдержки, другие материалы в количестве 25 вес. % можно отправить на рефабрикацию после 100 лет выдержки. Оставшиеся 15 вес. % подлежат захоронению в околоповерхностном или геологическом могильнике в зависимости от правил страны-приёмщика отходов. Предложены пути уменьшения активности материалов за счёт глубокой очистки от примесей.

Заключение

Обзор литературы по проблемам активации и обращения с радиоактивными отходами термоядерных реакторов показал наличие фундаментальных положений и программ для построения расчётного комплекса проектирования реального термоядерного реактора. Существующие схемы активационного расчёта одно-, двухмерных моделей реакторов применяютя для концептуального проектирования ТЯР, носят исследовательский характер. Реальное инженерное проектирование реактора ИТЭР потребовало более детального анализа переноса путём комбинации расчётов по МДО и методу Монте-Карло, а также создания новых схем расчёта активации материалов. Возможное строительство реактора ИТЭР (а затем ДЕМО) привело к рассмотрению способов обращения с радиоактивными отходами.

Глава II

Анализ приме нимости методов расчёта активации материалов для инженерного проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО

Для обеспечения радиационной безопасности при обращении с материалами ТЯР нужно знать значения активационных характеристик, в частности остаточного энерговыделения и радиоактивности, после остановки реактора. Также необходимо найти количество и тип радиоактивных отходов, наработанных в конструкциях реактора. Таким образом, для решения поставленных задач требуются надёжные методы расчёта динамики спада активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР.

В диссертационной работе были выбраны два метода решения уравнения переноса нейтронов и у-квантов: метод дискретных ординат (МДО) и статистический метод Монте-Карло. По условиям проекта ИТЭР в расчётных исследованиях применять можно было только лицензированные, хорошо проверенные программы переноса и активации материалов ТЯР. Метод Монте-Карло был реализован в программе MCNP-4A [30]. Метод дискретных ординат применялся в программах ONEDANT [72], TWODANT [73], DOT3 [65], DORT [74]. Расчёты проводились по ядерным константам из библиотек FENDL-1/MG [75], FENDL-1/MC [76]. Данные библиотек ядерных констант прошли широкую экспериментальную проверку, отдельные материалы проверки содержатся в работах [77], [78]. В диссертационной работе для решения характерных для термоядерных реакторов задач необходимо было определить область применения программ МДО для расчётов активации материалов ИТЭР и ДЕМО. Термоядерная плазма является источником нейтронов с энергией 14 МэВ. Высокая энергия термоядерных нейтронов и их генерация в локальной области плазменной камеры требуют учёта анизотропных процессов. Неоднородности экспериментального реактора ИТЭР включают порты с защитными пробками, в которых сделаны диагностические каналы, а также каналы нагрева плазмы антеннами электронно-циклотронного резонанса. Предметом исследований являются компоненты ТЯР с уровнями нейтронных и гамма-потоков, отличающихся на 5-6 порядков.

Таким образом, совместный расчёт переноса нейтронов и гамма-квантов проходит в задачах с глубоким проникновением излучения. Особенности ТЯР с нейтронной точки зрения отмечены в тезисах [79].

Была сделана проверка применимости дискретно-ординатных программ метода дискретных ординат DORT, TWODANT, DOT-3 в канальной задаче расчёта радиационной обстановки за защитными пробками в порту реактора ИТЭР. Для решения задачи в заданной области был проведено исследование распределений скалярных нейтронных потоков. Распределение по MCNP приведено в качестве эталона для сравнения программ метода дискретных ординат. В исследовании была выбрана простейшая двухмерная расчётная модель в R-ф геометрии со сплошным внутренним защитным бланкетом из 60% стали и 40% воды. В качестве граничных условий расчётной модели (см. рис.И.1) по радиальным сторонам задавалось зеркальное отражение, на внешней поверхности вакуумной камеры (60% стали и 40% воды) - открытая граница. Средняя нейтронная нагрузка на первую стенку равнялась 1 MW/m . При рассмотрении сплошного внешнего защитного бланкета все три программы показывали значения потоков, отличающихся не более 10% во всей расчётной области. Когда во внешнем защитном бланкете был сделан канал толщиной 20 см, который пронизывал бланкет и вакуумную камеру, то основное расхождение в нейтронных потоках наблюдалось в области канала в вакуумной камере.

Угловой масштаб = 10:1

Рисунок II. 1. Расчётная Я-ср модель (радиальные размеры в см)

На картах потоков (рисунки П.2, П.З) изображена развёртка по направлению тороидального угла ф. Более точно, карты потоков, нанесённые на геометрию модели (см. рисунок II. 1), должны были бы иметь форму кругового сегмента, но для понимания сущности проблемы подходят и прямоугольные карты. Сравнение тороидальных ф-распределений полных и 14-МэВ-ных потоков нейтронов по передней стенке вакуумной камеры, найденных по программам МДО и по MCNP, показано на рисунках II.4, II.5. Установлено, что при расчёте методом дискретных ординат имеется двух-трёхкратное занижение потоков на выходе из канала по сравнению с методом Монте-Карло.

Распределение потоков нейтронов на передней стенке вакуумной камеры, рассчитанное по программе MCNP приведено в таблице II.1. Сравнение потоков нейтронов, рассчитанных по программам TWODANT и MCNP в моделе без канала показано в таблице II.2.

Рассмотренные программы МДО при одних и тех же константах дают заметное расхождение около пустотных каналов при удалении от поверхности плазмы больше 1 м. Спад полного потока нейтронов с удалением от канала более плавный (см. рисунок II.5), чем в случае 14-МэВ-ных нейтронов (см. рисунок II.4), что определяется значительной длиной свободного пробега тепловых и промежуточных нейтронов при их диффузии по защитному материалу.

Программа DORT даёт лучшую, более быструю сходимость по сравнению с программой DOT III, к тому же DORT имеет очень полезную процедуру удаления отрицательных скалярных потоков, которая реализована в 3-х вариантах в зависимости от использования процессорного времени. DORT позволяет задавать расчётную сетку с различным числом интервалов. Благоразумное использование этой черты программы может сократить расчётное время и память машины, концентрируя работу машины на областях, требующих особой точности и соответственно более мелкой сетки. Также есть возможность выделять области с несимметричными наборами квадратурных направлений, а в оставшейся части расчётной модели использовать симметричные квадратуры.

В итоге, по функциональным возможностям выигрывает программа DORT. С точки зрения удобства использования программ МДО - программа TWODANT обладает наиболее дружественным интерфейсом, благодаря чему и была выбрана в диссертационных исследованиях в качестве основного инструмента расчётов переноса излучений (наряду с аналогичной одномерной программой ONEDANT). Трёхмерная программа MCNP обладает высоким потенциалом применимости к любой сложной геометрии, но в связи с особенностями метода Монте-Карло требует больших расчётных ресурсов, что не всегда оправдано. Выбор подходящей программы (ONEDANT, TWODANT, MCNP) или их комбинаций определялся постановкой задачи.

Вывод: для решения канальных задач лучше воспользоваться методом Монте-Карло, при использовании дискретно-ординатных методов необходимо подбирать выделенные угловые квадратуры. Дискретно-ординатные расчёты в своей области применения удобно использовать для расчёта энергетического спектра, нормировка которого задаётся на потоки Монте-Карло в широких энергетических группах.

Рисунок П.2. Карта полного потока нейтронов (30 линий), рассчитанного по программе TWODANT

Радиус от центра реактора, см

472

452

Внутренний защитный бланкет

2.14е13 6.42е13 1.71е14 3.21е14

43.21 е14

Зе14

1.5е14

4.28е13

1.07e13

10

22.6 39.4 56.2 73.0 89.8

Расстояние (длина дуги) от центра канала по ф направлению на радиусе внешней первой стенке реактора (11= 1131см), см

Рисунок П.З. Карта потока нейтронов 14-МэВ (30 линий), рассчитанного по программе TWODANT

Радиус от центра реактора, см

Расстояние (длина дуги) от центра канала по ф направлению на радиусе внешней первой стенке реактора (11=1131см), см

Рисунок П.4. Сравнение потока нейтронов 14-МэВ на передней стенке вакуумной камеры, рассчитанного по программам МДО и по МСМР

Поток нейтронов 14-МэВ, н-см"2-сек"1

- МСЫР

Рисунок II. 5. Сравнение полного потока нейтронов на передней стенке вакуумной камеры, рассчитанного по программам МДО и по MCNP

Полный поток нейтронов, н-см"2-сек"1

- MCNP

Расстояние (точнее длина дуги) от центра канала, см

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Сериков, Аркадий Геннадьевич, 1999 год

Литература

[1] ITER Concept definition, Volumes 1, 2, IAEA, Vienna, 1989,1AEA/ITER/DS/3.

[2] ITER Operations and research programme, IAEA, Vienna, 1991, IAEA/ITER/DS/23.

[3] ITER set of papers for Sixteenth IAEA Fusion Energy Conference, Monreal, Canada, 7-11

October 1996.

[4] ITER Final design report, cost review and safety analysis, February 1998, ITER EDA- JCT

NAG.

[5] Ю. А. Соколов и др. Разработка концепции демонстрационного термоядерного

реактора ДЕМО. - ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 1997, вып. 1-2, с. 3-14.

[6] Проект ДЕМО. Основы концепции демонстрационного термоядерного реактора

ДЕМО. Часть III.- М.: ИЯС РНЦ КИ, 1997.

[7] Д.К. Курбатов, Е.Б. Сергеев. К вопросу о радиационной безопасности тритиевого

топливного цикла реактора ИТЭР. - ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 1994, с. 24-31.

[8] Gabowitsh Е, Spannagel G. Computer simulation of tritium system for fusion technology.-

Fusion Technology, 1989, vol. 16, N. 2.

[9] Busigin A., Sood S., Kveton O. Dynamic simulation of the ITER fuel cycle. - Fusion

Technology, 1992, vol. 21, N.2, Part 2.

[10] H.Dworschak, F.Mannone and P.Rocco, Waste management, Proc. Physics and Technology of Tritium for Fusion Reactor, Varenna, 1993.

[И] Нормы радиационной безопасности (НРБ-96), Гигиенические нормативы.-М.: Госкомсанэпиднадзор России, 1996.

[12] G.Vassallo, R. van den Berg, K.S.Forgey and A.Perujo, Improved permeation barriers for tritiated waste packaging, Fusion Technol., in press

[13] ICRP Recommendations, ICRP Publication 60, Annals of the ICRP, Vol.21, No. 1-3,

1990.

[14] H.Dworschak, P.Rocco, M.Zucchetti, Waste management strategies for fusion materials,

Fusion Engineering and Design, 29,1995, p. 176-180.

[15] Steve Fetter, A calculational methodology for comparing the accident, occupational, and

waste-disposal hazards of fusion reactor designs, Fusion Technol. 8 (July 1985) p.359.

[16] Steve Fetter, Radiological hazards of magnetic fusion reactors, Fusion Technol. 11

(March 1987) p.400.

[17] Code of Federal Regulations, Licensing Requirements for Land Disposal Of Radioactive

Waste, Title 10, Part 61, Washington, DC, NRC: Nuclear Regulatory Commission, December 30,1982.

[18] S.Fetter, E.T.Cheng and F.M.Mann, Long term radioactive waste from fusion reactor:

Parts I and II, Fusion Eng. Des., 6 (1988) 123-133; 13 (1990) p.239-246.

[19] Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-85),

СанПиН 42-129-11-3938-85, Москва, 1986.

[20] STARFIRE, A Commercial Tokamak Fusion Power Plant Study, ANL/FPP-80-1, V.II, September, 1980.

[21] G.Kessler and G.L.Kulcinski, Radioactive Inventories of Reactor Economics, Chap.5 of

Fusion and Fast Breeder Reactors by W.Hafele et al., RR-77-8, Institute for Applied Systems Analysis, Luxenburg, Austria, 1976.

[22] D. Richter and W.Korner, Disposal of Radioactive Wastes Produced in Nuclear Installations in the German Democratic Republic, IAEA-SM-207/44, in Symposium on the Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle, Vol.11, p.271, Vienna, 1976

[23] J.Raeder at al., ITER Safety: ITER Doc. Ser. No. 36, IAEA, Vienna, 1991.

[24] Genn Saji, Decommissioning and Waste Classification Approaches, Point Design Review Meeting, Jan 27- Feb 7,1997.

[25] P.Rocco and M.Zucchetti, Rating criteria for activated waste from fusion reactors,

J.Fusion Energy, 12 (1-2), 20,1-207.

[26] Radioactive Substances Act, HMSO, London, 1960.

[27] C.R.Gomer, D.Dulieu, K.W.Tupholme and G.J.Butterworth, The feasibility of recycling

activated steel first wall blanket materials from fusion reactors, Fusion Eng. Des., 11 (1990) 423-440.

[28] Dolan T.J., Butterworth G.J. Vanadium recycling for fusion reactors. EGG-FSP-10378,

April 1994.

[29] P.Rocco and M.Zucchetti, Strategy for the management of fusion activated waste,

C.E.C.-J.R.C. Ispra Report T.N. No.I93.164,1993 (Joint Research Centre, Ispra).

[30] MCNP-4A: Monte Carlo N-Particle Transport Code System, RSIC Computer Code

Collection, CCC-200, Oak Ridge National Laboratory, 1994.

[31] М. Калос, Ф. Накач, Дж. Селник. Методы Монте-Карло в применении к решению

реакторных задач. В сб. Вычислительные методы в физике реакторов, Под ред. X. Гринспена, М. Атомиздат, 1972.

[32] Sancher R., MeCormick N.J. A Review of Neutron Transport Approximations. Nuclear

Science Engineering, Vol. 80, N.4, p.481, 1982

[33] R.D. O'Dell, Transport Calculations for Nuclear Analysis: Theory and Guidelines for

Effective Use of Transport Codes, Los Alamos National Laboratory report LA-10983-MS, September 1987.

[34] Г.И. Марчук, В.И. Лебедев, Численные методы в теории переноса нейтронов,

Атомиздат, 1981.

[35] М.Н. Николаев и др, Многогрупповое приближение в теории переноса нейтронов,

М: Энергоатомиздат, 1981

[36] Л.П. Басс, A.M. Волощенко, Т.А. Гермогенова, Методы дискретных ординат в

задачах о переносе излучений, М: ИПМ АН СССР им. М.В. Келдыша, 1989.

[37] Miller W.F., Reed W.H., Ray Effect Mitigation Method for Two-Dimensional Neutron

Transport Theory, Nucl. Sci. Eng., Vol. 62, N. 3, p.391, 1977.

[38] Seed Т., Albrecht R., Application of Walsh Functions to Neutron Transport Problems-I,

Nucl. Sci. Eng., Vol. 60, N. 4, p. 337,1976.

[39] Briggs L.L., Miller W.F., Lewis E.E., Ray - Effect Mitigation in Discrete Ordinate - Like

Angular Finite Element Approximations in Neutron Transport, Ncl. Sci. Eng., Vol. 57, N. 2, p. 205, 1975.

[40] Г.В. Тихомиров, Разработка метода и расчёт нейтронно-физических процессов в

бланкетных зонах ТЯР со сложной геометрией, Диссертация на соискание учёной степени кандидата физико-математических наук, МИФИ, 1991.

[41] FISPACT - UKAEA/Harwell,UK. See R.A.Forrest and D.A.J. Endacott, "FISPACT: -

User Manual", AEA-M-3654, 1988.

[42] REAC - Westinghouse/Hanford, U.S.A. See F.M.ann, "REAC*2: Users Manual and Code Description", WHC-EP-0282, Westinghouse Hanford Company, Richland, Washington, 1989.

[43] ACT4 - JAERI, Japan. See Y.Seki, "THIDA2: An advanced code system for calculation

of Transmutations, Activation and Dose Rate", JAERI 1301, Japan Atomic Energy Research Institute report, 1986.

[44] RACC - ANL, U.S.A. See Jungchung Jung, "Theory and Use of Radioactive Code RACC", ANL/FPP/TM-122, Argonne National Laboratory report, 1979.

[45] ACAB - Institute of Nuclear Fusion, Polytechnical University of Madrid, Madrid, Spain.

[46] DKR - University of Wisconsin, Madison Wisconsin, U.S.A. See D.L. Hendersen and Osman Yasar", DKR-ICF: A Radioactivity and Dose Rate Calculation Code Package", UWFDM-714, Vols. 1 and 2,1986.

[47] FDKR - Southwestern Institute of Physics, China. See Y. Yang, K. Feng and J. Huang,

"FDKR: A Radioactivity Calculation Code for Fission, Fusion and Hybrid Reactors", SWIP, China, 1988.

[48] ACTIVA - Baikov Institute of Metallurgy, USSR Academy of Sciences. Written by V.V.

Ivanov, V.P. Kolotov and V.V. Atrashkevich of BIM, Moscow, U.S.S.R.

[49] SAM - Research and Development Institute of Power Engineering, Moscow, USSR. Results contributed by O. Shchipakin of RDIPE.

[50] FRINDA - Kurchatov Institute of Atomic Energy, Moscow, USSR. Contributed by A. Kashirskij of KIAE.

[51] ANITA - Department of Energy Engineering, University of Genova, Italy. See C. Ponty

and S. Stramaccia, "ANITA - Analysis of Neutron Induced Transmutation and Activation", EUR 12622 EN, Joint Research Center, Ispra, Italy,1989.

[52] Report On the Second International Activation Calculation Benchmark Comparison

Study. Prepared by E.T. Cheng, TSI Research, Inc, USA. R.A. Forrest, Harwell Laboratory, UK. A. Pashchenko, Nuclear Data Section IAEA. November, 1993.

[53] R.A.Forrest and J.Ch.Sublet, FISPACT3: User Manual, AEA-InTec-1293,

AEA/FUS/227 AEA Technology, Industrial Technology, Fusion, (UKAEA/Euratom Fusion Association), April 1993.

[54] R.F. Burstall, 'FISPIN - A computer code for nuclide inventory calculations', ND-R-

328(R), 1979.

[55] J. Sidell, 'EXTRA - A digital computer program for the solution of stiff sets of ordinary

value, first order differential equations', AEEW-R-799, 1972.

[56] J.Ch.Sublet, J.Kopecky, R.A.Forrest, The European Activation File: EAF-97 Cross

section library, UKAEA FUS 351 (UKAEA/Euratom Fusion Association), June 1997.

[57] J. Kopecky and D. Nierop, 'The European Activation File EAF-4 Summary Documentation', ECN Petten Report N. ECN-C-95-072,1995.

[58] A.B.Pashshenko, H.Wienke, J.Kopecky, J.Ch.Sublet and R.A.Forrest, 'FENDL/A-2.0

Neutron Activation Cross Section Data Library for Fusion Application', Version 1 of March 1996. IAEA-NDS-173, March 1997.

[59] J.Ch.Sublet and R. A.Forrest, UKAEA Report No. UKAEA FUS 287,1995.

[60] N.P.Taylor, C.B.A. Forty, W.E. Han, I. Cook and C. Clair, Safety and Environmental

Assessment of a Variety of Blanket Concepts and Structural Materials, UKAEA Fusion, Culham, Abingdon, Oxfordshire 0X14 3DB, U.K. (UKAEA/Euratom Fusion Association), Paper presented at the 19th Symposium on Fusion Technology (SOFT), Lisbon, Portugal, September 16-20,1996.

[61] J.Raeder, et. al., Safety and Environmental Assessment of Fusion Power, EURFUBRU XII-217/95, Brussels: European Commission, 1995.

[62] W.W.Engle, "ANISN, A One- Dimensional Discrete Ordinate Transport Code with

Anisotropic Scattering", K-1693 (March 1967), CCC-82, RSIC Computer Code Collection.

[63] W.E. Han, N.P.Taylor, 18th Symposium on Fusion Technology, Elsevier, p.1493, 1995.

[64] Koichi Maki, Satoshi Sato, Katsumi Hayashi, Koubun Yamada, Hideyuki Takatsu, Evaluation of dose rate around reactor core and nuclear properties for superconductive magnets in ITER, Fusion Engineering and Design, 42, (Proceedings of the ISFNT-4, Part C), p. 173-185, 1998.

[65] W. A. Rhoades and F. R. Mynatt, "THE DOT III TWO-DIMENSIONAL DISCRETE

ORDINATES TRANSPORT CODE," Oak Ridge National Laboratory report ORNL-TM-4280, (September 1973).

[66] H. Fukumoto, New approach to neutron-induced transmutation, radioactivity and after

heat calculations andits application to fusion reactors. J. Nucl. Sci. Technol. 23,1986.

[67] D.G.Cepraga, G.Cambi, S.A.M.M.Siddiqui, Calculation and classification of the

radioactive waste inventory in the structural components of a compact ignition fusion machine, Fusion Engineering and Design, 29 (1995) 181-187.

[68] D.G.Cepraga and A.Musumeci, Flux and material activation calculations for plasma

facing components with SCALE-4 modules, Meeting on SCALE-4 and Related Modular Systems, OECD NEA Data Bank, Saclay, France, 17-19 September, 1991.

[69] R.T.Santoro, V.Khripunov, H.Iida, Nuclear Analysis ITER Engineering Design Activity,

Nuclear Analisys Group, G 73 DDD 1 97-11-28 WO.l NAG-100-12-01-97, Garching JWS, Germany

[70] Y.Seki, H.Iida, H.Kawasaki, K.Yamada, "THIDA-2: An Advanced Code System for

Transmutation, Activation, Decay Heat and Dose Rate", Japan Atomic Energy Research Institute, JAERI1301, March 1986.

[71] ENSDF, Brookhaven National Laboratory, Provided by Y.Ikeda, JAERI, 1997.

[72] R. Douglas O'Dell, Forrest W. Brinkley, Jr. Duane R. Marr. User's Manual for ONEDANT: A Code Package for One-Dimensional, Diffusion-Accelerated, Neutral-Particle Transport.- LA-9184-M, 1982.

[73] RE. Alcouffe, F.W. Brinkley, D.R. Marr, R.D. O'Dell. User's guide for TWODANT: A Code Package for Two-Dimensional, Diffusion-Accelerated, Neutral-Particle Transport.- LA-10049-M, Revised 1 Feb. 1990.

[74] TORT-DORT: Two- and Three-Dimensional Discrete Ordinates Transport, RSIC

Computer Code Collection, CCC-543, Oak Ridge National Laboratory, January, 1993.

[75] IAEA-NDS-129 3 96/2 FENDL/MG: Library of multigroup cross-sections in GENDF

and MATXS format for neutron-photon transport calculations, version 1.1 of March 1995, generated by RE. MacFarlane by processing FENDL/E-1.1. Summary documentation by A.B. Pashchenko, H. Wienke and S. Ganesan.

[76] IAEA-NDS-169 3 96/2 FENDL/MC. Neutron cross-section libraries for neutron-photon

transport calculations, version 1.1 of March 1995, derived from FENDL/E-1.1 by R.E. MacFarlane for use by the Monte Carlo code MCNP4A. Summary documentation: A.B. Pashchenko, H. Wienke, S. Ganesan

[77] U. Fischer, Integral Data Tests of the FENDL-1 Nuclear Data Library for Fusion

Applications, Summary Report of the International Working Group on "Experimental and Calculational Benchmarks on Fusion Neutronics for FENDL Validation", October 1995.

[78] Bulk shielding experiment on a large SS316/water assembly bombarded by D-T

neutrons. Vol. II: Analysys, JAERI-Reserch, 95-018, march 1995.

[79] Сериков А.Г. Нейтронно-физические характеристики международного термоядерного реактора ИТЭР, //Международный молодёжный симпозиум "Ядерная энергетика в третьем тысячелетии", Обнинск, 1996.

[80] J.Ch. Sublet, Fusion Decay Power: Validation of Code and Nuclear Databases, Paper

presented at the 20th Symposium on Fusion Technology (SOFT), Marseille, France, 711, September 1998.

[81] J.Ch.Sublet, F.M.Mann, C.Ponti, A Neutron Activation, Transmutation and Dose Rate

Benchmark Study, AEA Technology, Culham Laboratory, CLM-R295, September 1989.

[82] Шаталов Г.Е. , Сериков А.Г. Комбинированный метод оценки динамики спада активационных характеристик материалов в термоядерных реакторах, //Научная сессия МИФИ-98, Сборник научных трудов, Часть 4, М.: МИФИ, 1998.

[83] R.E.Alcouffe, Diffusion Synthetic Acceleration Methods for Diamond-Difference

Discrete-Ordinates Equations, Nucl. Sci. Eng. 64, 344, 1977.

[84] R. E. MacFarlane, TRANSX2: A Code for Interfacing MATXS Cross-Section Libraries

to Nuclear Transport Codes, Los Alamos, LA-12312-MS, UC-705 and UC-700, July

1992.

[85] R. E. MacFarlane, Introducing NJOY 89, in Proceedings of the Seminar on NJOY and

THEMIS, 20-21 June 1989, OECD/NEA Data Bank, Saclay, France, 1989. See also

Nuclear Theory and Application Progress Report, January 1,1989-April 1, 1990, pp.2138, Los Alamos National Laboratory Report, LA-11972-PR, December 1990.

[86] Neutron and photon transport inside cryostat volume and activation dose rate profile at cryostat wall for the ten sector model of ITER, Final report for 1997, I.A.Kartashev, O.L. Schipakin, G.E.Shatalov, A.A. Borisov, A.G.Serikov, S.V.Sheludjakov, Moscow, January 1998.

[87] Щипакин O.JI., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Сериков А.Г. Нейтронно-физический анализ влияния экспериментальных портов реактора ИТЭР на радиационную обстановку. Отчёт НИКИЭТ, инв.№160-059-5046, 1997.

[88] Щипакин О.Л., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Метод весовых функций для оценки распределения радиационной нагрузки на поверхности криостата ИТЭР /Термоядерный синтез. Сборник статей НИКИЭТ за 1996-1997 гг., Москва 1998.

[89] General Design Requirements Document (GDRD), ITER EDA-JCT1, S 10 GDRD 2 95-

02-10 F1.0,6 June 1995.

[90] Щипакин О.Л., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Исследование распределения мощности дозы активационного

излучения при различных режимах работы реактора ИТЭР. Отчёт НИКИЭТ. инв.№160-126-5095, 1997.

[91] Щипакин O.JL, Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Зависимость мощности активационной дозы на криостате от сценария эксплуатации ИТЭР /Термоядерный синтез. Сборник статей НИКИЭТ за 1996-1997 гг., Москва 1998.

[92] I.A.Kartashev, O.L.Schipakin, G.E. Shatalov, A.A. Borisov, A.G.Serikov, S.V. Sheludjakov, Dose Rates Behind an Unshield Duct Containing Blanket Cooling Pipes and Hands-On Repair of Equatorial Port Seal Plates, /Report IDoMS NO: NA/NAG-12-11-20-96, JWS, Garching, Germahy.

[93] Щипакин O.JI., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г., Анализ радиационной обстановки в зонах обслуживания криостата реактора ИТЭР. Отчёт НИКИЭТ, инв.№160-126-5161,1997.

[94] I.A.Kartashev, O.L.Schipakin, G.E. Shatalov, A.G.Serikov, and S.V. Sheludjakov, "Neutron Flux Distribution at the Cryostat Surface for a 180° Reactor Model: Weighting Functions for Analytical Definition of the 'Cross-Talk' Effect Between Sectors Of The Machine", RDIPE, Report for the second quarter of 1997.

[95] I.A.Kartashev, O.L.Schipakin, G.E. Shatalov, A.A. Borisov, A.G.Serikov, and S.V. Sheludjakov, Three-dimensional Monte Carlo analysis of ITER Mid-plane port&environments /Final report for 1996 performed under contract with Ministry of the Russian Federation on Atomic energy, Moscow.

[96] Щипакин O.JI., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов A.A., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Нейтронно-физический анализ радиационной нагрузки на поверхности криостата ИТЭР /Термоядерный синтез. Сборник статей НИКИЭТ за 1996-1997 гг. , Москва 1998.

[97] G.Shatalov, A. Borisov, S. Sheludjakov, A. Serikov, Neutronics for ITER diagnostic system and ports, Fusion Engineering and Design, 42, pp. 221-228,1998.

[98] Nuclear Analysis ITER Engineering Design Activity, Nuclear Analysis Group, NAG-100-12-01-97, Garching, Germany, 1997.

[99] I.A.Kartashev, O.L.Schipakin, G.E. Shatalov, A.A. Borisov, A.G.Serikov, and S.V. Sheludjakov, Monte Carlo Analysis of the Radiation Environment for Cryostat Maintenance /Report IDoMS NO: NA/NAG-54-8-28-97, JWS, Garching, Germany.

[100] Щипакин О.Л., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г., Методика приближённой оценки радиационной нагрузки на поверхность криостата реактора ИТЭР. Отчёт НИКИЭТ, инв. №160-126-5152,1997.

[101] V. Khripunov, R.T.Santoro, H.Iida, "Discrete Ordinates Analysis of the Nuclear Performence of hte ITER Equatorial Ports", NAG-11-11-13-96

[102] V. Khripunov, R.T.Santoro, "Operating Dose Rate Estimates", NAG-9-11-1-96.

[103] R.T.Santoro at. al., Nuclear Analysis ITER EDA, G73 DDD 1 97-11-28 WO.l, NAG-100-12-01-97.

[104] Сериков А.Г. Активационные характеристики материалов термоядерного реактора ДЕМО. ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 1998.

[105] Сериков А.Г. Расчёт остаточного энерговыделения в бланкете термоядерного реактора ДЕМО. ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 1998.

[106] Сериков А.Г. Предложения по обращению с радиоактивными материалами термоядерных реакторов. ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 1998.

[107] Сериков А.Г. Стратегия по переработке радиоактивных отходов термоядерных реакторов, //Научная сессия МИФИ-99, Сборник научных трудов, Том 5, М. : МИФИ, 1999.

[108] ITER None-Site Specific Safety Report (NSSR-2). Volume V. Waste management and decommissioning, December 18,1997.

[109] Состав очищенного ванадия предоставлен Суворовым A.M. (НИИ "Гиредмет"), содержится в отчёте: П.В. Романов, Б.Н. Колбасов, Разработка технических требований по составу для ванадиевых конструкционных материалов, используемых в реакторе ДЕМО с последующей рефабрикацией, Отчёт РНЦ "КИ", Инв.№40/6486 от 1.10.97, Москва, 1997.

[110] ITER Final Design Report, ITER EDA-JCT NAG, June 1998.

[111] US Tech. Report for the ITER Blanket/Shield. A. Blanket. ITER-TN-BL-5-03,1990.

[112] Техническая справка. О возможности применения хромистых стадий ферритомартенситного класса в качестве конструкционного материала реактора ДЕМО. - 5-00.02-11-03.93-1973К 294-000. - М.: НИКИЭТ, 1996.

[113] Design Description Document. European Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) Test Blanket. Part 1. Status: 26.9.1997.