Доплеровский эффект реактивности образцов реакторных материалов в экспериментах на критических сборках тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Тамбовцев, Сергей Дмитриевич

• Тамбовцев, Сергей Дмитриевич
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Тамбовцев, Сергей Дмитриевич

1. Введение. Краткий обзор экспериментальных работ

Глава

I. Разработка методики эксперимента

1.1. Использование цифрового реактиметра в измерениях доплеровского эффекта реактивности

1.2. Зависимость доплеровского эффекта от размера образца

1.3. Описание применяемых образцов

Глава

II. Критические сборки и экспериментальная установка

2.1. Краткое описание стендов БФС и КоБРа

2.2. Описание экспериментальной установки

2.3. Конструкция нагревателя

2.4. Теплофизический расчет нагревателя

Глава

III. Исследования доплеровского эффекта реактивности в критической сборке БФС-

3.1. Критическая сборка БФС-91 -

3.2. Состав и характеристики критсборки

3.3. Процедура измерений

3.4. Результаты измерений в критсборке БФС-91 -

3.5. Интерпретация результатов эксперимента

3.6. Методы расчета доплеровского эффекта реактивности

3.7. Метод получения подгрупповых параметров

3.8. Расчет зависимости эффекта реактивности от размера образца

3.9. Учет разблокировки потока нейтронов нагревателем

3.10. Результаты расчета доплеровского эффекта реактивности

3.11. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке БФС-

3.12. Описание критической сборки БФС-

3.13. Результаты измерений в критсборке БФС-

3.14. Анализ экспериментальных результатов, полученных на сборке со смягченным спектром нейтронов БФС-

3.15. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке БФС-

3.16. Результаты измерений в критсборке БФС-91 -

3.17. Анализ экспериментальных результатов, полученных в сборке БФС-

3.18. Краткие выводы

Глава

IV. Исследования доплеровского эффекта реактивности в других критических сборках

4.1. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критической сборке КБР-

4.2. Измерения в критической сборке КБР-

4.3. Измерения в критической сборке БФС-

4.4. Измерения в критической сборке БФС-

4.5. Измерения на критической сборке БФС-58-1-/-

4.6. Измерения в критической сборке БФС-

4.7. Измерения в критической сборке БФС-

4.8. Измерения в критической сборке БФС-

4.9. Краткие выводы. Заключение. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Доплеровский эффект реактивности образцов реакторных материалов в экспериментах на критических сборках»

Краткий обзор экспериментальных работ. 11

Глава 1. Разработка методики эксперимента. 19

1.1. Использование цифрового реактиметра в измерениях доплеровского эффекта реактивности. 19

1.2. Зависимость доплеровского эффекта от размера образца. 21

1.3. Описание применяемых образцов. 23 Глава 2. Критические сборки и экспериментальная установка. 29

2.1. Краткое описание стендов БФС и КоБРа. 29

2.2. Описание экспериментальной установки. 34

2.2.1. Конструкция нагревателя. 35

2.2.2. Теплофизический расчет нагревателя. 39 Глава 3. Исследования доплеровского эффекта реактивности в критической сборке БФС-91. 43

3.1. Критическая сборка БФС-91 -1. 43

3.1.1. Состав и характеристики критсборки. 46

3.2. Процедура измерений. 49

3.3. Результаты измерений в критсборке БФС-91 -1. 51

3.4. Интерпретация результатов эксперимента. 58

3.4.1. Методы расчета доплеровского эффекта реактивности. 59

3.4.2. Метод получения подгрупповых параметров. 62

3.4.3. Расчет зависимости эффекта реактивности от размера образца. 66

3.4.4. Учет разблокировки потока нейтронов нагревателем. 68

3.4.5. Результаты расчета доплеровского эффекта реактивности. 68

3.5. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке

БФС-91-2. 72

3.5.1. Описание критической сборки БФС-91-2. 72

3.5.2. Результаты измерений в критсборке БФС-91-2. 73

3.5.3. Анализ экспериментальных результатов, полученных на сборке со смягченным спектром нейтронов БФС-91-2. 80

3.6. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критсборке

БФС-91-3. 84

3.6.1. Результаты измерений в критсборке БФС-91-3. 84

3.6.2. Анализ экспериментальных результатов, полученных в сборке БФС-91-3. 85

3.7. Краткие выводы. 87 ГЛАВА 4. Исследования доплеровского эффекта реактивности в других критических сборках. 90

4.1. Изучение доплеровского эффекта реактивности в критической сборке КБР-14. 92

4.2. Измерения в критической сборке КБР-15. 99

4.3. Измерения в критической сборке БФС-57. 105

4.4. Измерения в критической сборке БФС-54. 110

4.5. Измерения на критической сборке БФС-58-1-/-1. 111

4.6. Измерения в критической сборке БФС-61. 114

4.7. Измерения в критической сборке БФС-69-1. 116 4.7.1. Измерения в критической сборке БФС-69-2. 119

4.8. Краткие выводы. 121 Заключение. 125 Список литературы. 127 Приложение. 132

ВВЕДЕНИЕ.

Развитие ядерной энергетики на нынешнем этапе характеризуется интенсивным поиском новых решений проблемы безопасности энергетических реакторов. Главное в этих новых подходах - использовать средства безопасности, связанные с физикой реактора, органически «вплетенные» в конструкцию реактора, так сказать, на «микроуровне». Эти средства называются внутренне присущими средствами безопасности.

Таких подходов много, некоторые из них пока находятся на уровне физических идей. Важность изучения всех возможностей для радикального решения проблемы безопасности очевидна, от этого зависит дальнейшая судьба ядерной энергетики, по словам А. Вейнберга, обретет ли она «второе дыхание» [1].

По своим фундаментальным свойствам реактор на быстрых нейтронах является потенциально наиболее простым по конструкции и управлению реактором, а значит, и наиболее экономичным и безопасным. Однако современные быстрые реакторы (БР) не демонстрируют всех этих качеств. Не только высокая относительная стоимость, но и отсутствие общей убежденности в большей безопасности по сравнению с легководными реакторами сдерживает развитие БР. До последнего времени совершенствование БР проходило эволюционно и было направлено на повышение воспроизводящих характеристик и надежности активных систем безопасности. Однако, существует значительный резерв в том, что касается улучшения самозащищенности БР [2]. Важно гарантировать безопасность БР, их устойчивость к тяжелым авариям, отсюда и стремление к проектам реакторов с полной самозащищенностью.

Большое значение имеет выбор свойств реактивности, определяющих уровень безопасности реактора. Необходимо обеспечить такое сочетание эффектов реактивности, при котором реактор способен сохранять работоспособность или самостоятельно прекращать работу при отказах оборудования и даже в случае несрабатывания АЗ.

Реактивность системы может варьироваться в широких пределах в зависимости от выбора композиции БР ( его конструктивных особенностей, структуры и состава зон, температур и т. д.). Изменяя компоновку реактора, можно добиться того, что в аварийных ситуациях произойдет самоглушение реактора. При выборе компоновки реактора важно правильно количественно оценить степень влияния технологических параметров реактора на составляющие реактивности. Критерии для оптимизации должны быть получены из решения динамических задач. Выбор критериев во многом определяет структуру и объем математической модели реактора. Возможна постановка задачи многокритериальной оптимизации, которая сводится к решению последовательности оптимизационных задач [3]. Одним из простых методов оценки безопасности БР является асимптотический анализ состояний АЗ в возможных аварийных режимах. Неопределенность обратных связей математической модели БР в той части, что касается нейтронной физики, связана, в первую очередь, с неопределенностью сечений в области неразрешенных резонансов (неопределенностью доплер-эффекта).

Как известно, доплеровский эффект проявляется в увеличении скорости ядерных реакций с ростом температуры вещества. Ускорение реакций связано с увеличением ширины резонансов сечений с ростом температуры материала (уменьшением факторов самоэкранирования для соответствующего сечения разбавления) и причина зависимости ширины резонанса от температуры кроется в тепловом движении атомов, приводящем к разбросу скоростей нейтронов относительно ядер-мишеней.

Несмотря на то, что трудно представить себе, каким образом реальный БР может стать надкритичным по мгновенным нейтронам, исследования аварий крупного масштаба занимают важное место в анализе безопасности реактора. Доплеровский коэффициент реактивности оказывает решающее влияние на исход крупной аварии, занимает особое место среди факторов, определяющих безопасность ядерных реакторов. Он связан с самой природой физических процессов, происходящих в реакторе. Изменение температуры активной зоны приводит к её расширению, изменению конфигурации зоны, расположения и концентраций материалов, изменению сечений материалов, спектра и ценности нейтронов. Эффекты реактивности, связанные с этими процессами, проявляются с разной задержкой по времени. Доплеровский эффект реактивности проявляется быстрее всего.

Величина доплеровского эффекта различных материалов, входящих в состав активной зоны, варьируется в широких пределах. Сырьевые изотопы, в частности И, дают отрицательную величину доплеровского эффекта. Плутониевая составляющая доплеровского эффекта обычна мала из-за особенностей резонансной структуры сечений 239Ри, из-за частичной компенсации эффектов деления и захвата. Однако, при быстром подъёме мощности возможна временная задержка между

239 238 нагревом Ри и и. Отрицательная обратная связь запаздывает, и в первый момент времени преобладает плутониевая составляющая доплеровского эффекта. Погрешности расчётов эффекта и требования безопасности вынуждают вести проектирование реакторов с большим запасом, что, естественно, приводит к снижению экономических показателей.

Специфическим для быстрого реактора является наличие двух потенциально опасных предпосылок неконтролируемого роста мощности: компактное уплотнение расплавленного топлива и выброс натрия. Мгновенная отрицательная реактивность, сопровождающая всплески мощности реактора, играет важную стабилизирующую роль. Механическая аварийная защита слишком инерционна по отношению к быстро развивающимся переходным процессам в надкритическом состоянии быстрого реактора. Отрицательная обратная связь через мгновенную реактивность является основным средством, предупреждающим развитие аварии, в быстром реакторе с оксидным топливом такую роль играет доплеровский эффект. Скачок мощности реактора приводит к немедленному росту температуры топлива. При этом эффективные сечения захвата нейтронов ядрами сырьевых нуклидов возрастают, возникает отрицательная реактивность.

Однако обратная связь через посредство доплеровского эффекта является мгновенной только в том случае, если делящиеся и сырьевые материалы идеально смешаны. Осколки деления тормозятся, в основном, в топливе, и для передачи тепла от делящихся нуклидов к сырьевым нужен плотный контакт между ними (микрозернистая структура). Размер зерна должен быть порядка длины замедления осколков деления (~ 10 мкм), существует специальная технология изготовления смешанного топлива, удовлетворяющего этому требованию [4]. В быстром реакторе с оксидным топливом значительная часть спектра ср(Е) находится в области низких энергии вследствие замедления на кислороде, поэтому доплеровский эффект велик. В случае жёсткого спектра нейтронов (например, в реакторах с металлическим топливом) доплеровский эффект мал. Этот факт расценивается как важное преимущество реакторов с оксидным топливом.

В процессе создания и совершенствования современных быстрых реакторов специального назначения с минимальным количеством и (например, для реакторной трансмутации младших актинидов) большое внимание уделяется повышению безопасности, в частности, в активную зону добавляют элементы, которые могли бы существенно увеличить доплер-эффект: вольфрам, торий, эрбий (КОХ - топливо) [54].

Энергетическая зависимость ценности нейтронов ср+(Е) существенно влияет на величину реактивности р. В типичном быстром реакторе с оксидным топливом (обогащение - 20-ь30%) большая часть вклада в реактивность для сырьевых материалов приходится на область 0,1-10 кэв. Необходимо учитывать распределение температуры в реакторе, и конечный результат зависит от способа изменения мощности. Температурный градиент также имеет место внутри каждого твэла. Следует также иметь ввиду, что доплеровский эффект меняется в течение топливного цикла, при этом множество разных факторов действуют одновременно, изменяются относительные вклады поглощения в боре и продуктах деления, влияющие на ср(Е) и Ф+(Е) и зависящие от размеров активной зоны. По мере постепенного извлечения управляющих органов поглощение нейтронов борными стержнями уменьшается. В то же время накапливаются осколки деления. Эти факторы конкурирующим образом влияют на поток ф и ценность ф+ нейтронов в области низких энергий, ответственной за доплеровский эффект. Выгорание ядер 238и ведёт к уменьшению доплеровского эффекта, но надо ещё учесть накопление плутония и его изотопный состав. Составляющая доплеровского эффекта

240Ри, конечно, отрицательна и может компенсировать это уменьшение, особенно в достаточно мягких спектрах. Отметим, что и проверка нейтронных данных для энергий 10 — 500 эв в макроскопических экспериментах проводилась редко.

Изменение реактивности быстрого реактора в связи с доплеровским эффектом возникает из-за изменения соотношения между процессами деления и захвата. Доплеровский эффект проявляется, в основном, при энергиях нейтронов меньше 40 кэв, максимум находится примерно в районе 1 кэв. При более высоких энергиях нейтронов сечения практически не зависят от температуры, при более низких уменьшение доплеровского эффекта связано, в основном, с уменьшением количества нейтронов (потока). Утечка в быстрых реакторах при низких энергиях нейтронов мала.

Погрешности расчетных значений доплер-эффекта связаны, с одной стороны, с неопределенностями в сечениях взаимодействия нейтронов с ядрами сырьевых и делящихся материалов (константная составляющая погрешности расчета), а с другой -с неизбежными приближениями в расчетных моделях (модельная составляющая погрешности). Уточнение ядерных данных позволило бы существенно уменьшить константную составляющую погрешности. Необходимо как можно точнее прогнозировать поведение реактора как в штатных, так и в аварийных ситуациях, уменьшать погрешности в предсказании доплеровского эффекта реактивности для улучшения технико-экономических показателей и условий ядерной безопасности.

Целью данной работы является исследование доплеровского эффекта реактивности методом возмущения критичности быстрых сборок с разными спектрами нейтронов образцами реакторных материалов и анализ этих экспериментов. Была поставлена задача изучения доплеровских приращений эффектов реактивности образцов при нагревании. Сборка при этом оставалась холодной (комнатной температуры). Измерения доплеровского эффекта реактивности методом осциллирования образцов проводятся на критических стендах БФС и КоБРа с 1986 года. Эксперименты были выполнены в критсборках с разными спектрами нейтронов: КБР-14, КБР-15, БФС-57, БФС-61, БФС-54, БФС-58-1, БФС-69, БФС-73-1, БФС-75, БФС-62, БФС-91, с образцами из двуокиси обедненного урана и, двуокиси плутония 240Ри, двуокиси энергетического плутония, полученного в реакторе ВВЭР, двуокиси нептуния 237Кр, вольфрама и эрбия.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и приложения.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Тамбовцев, Сергей Дмитриевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ. Подведем кратко основные итоги работы.

В рамках работ, связанных с экспериментальным обоснованием расчетов нейтронно-физических характеристик реакторов для обеспечения безопасности действующих и создания новых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), были решены следующие задачи:

1. В критической сборке БФС-91, моделирующей активную зону ЯЭУ - реактора с ROX-топливом, практически не содержащей урана, исследован доплеровский эффект реактивности образцов "Плутоний-240" (89% 240Ри) и энергетического плутония-«среднего» (78% Ри ). В критсборке с натриевым теплоносителем экспериментальные результаты разумно предсказываются расчетами, а расчеты доплер-эффекта в сборке, моделирующей активную зону ЯЭУ с водородсодержащим теплоносителем, дают величины, равные 0.4 - 0.7 от эксперимента.

2. Экспериментально обнаружен в этих сборках отрицательный доплеровский эффект реактивности для образцов плутония с составом, характерным для отработанного топлива реакторов ВВЭР. Вся отрицательная величина доплеровского приращения реактивности образцов плутония не может быть связана с доплеровским приращением на 240Ри. Для 239Ри доплеровское приращение - тоже отрицательно и больше расчетного (по модулю).

3. Проведены исследования доплеровского эффекта реактивности Np-237 в широком диапазоне спектров нейтронов, в том числе в критической сборке БФС-62-5 - модели одного из вариантов активной зоны БН-600. Результаты эксперимента для Np согласуются с расчётом в пределах погрешностей эксперимента (~10 % для сборки с ROX-топливом) , однако погрешности эти сравнительно велики в жёстких спектрах, типичных для быстрых реакторов -выжигателей младших актинидов.

4. Повышена точность измерений доплеровского эффекта U-238. Величина доплеровского приращения реактивности для U-238 достаточно хорошо предсказывается расчетами, как для водородосодержащих, так и неводородосодержащих сборок. Поэтому изложенные выше главные выводы по доплеровскому эффекту на плутонии и нептунии - достаточно надежны.

Существующее на сегодняшний день константное обеспечение позволяет хорошо предсказывать доплеровский эффект реактивности и-238 в ядерных энергетических установках различных типов.

В заключении автор выражает глубокую благодарность Виктору Алексеевичу Дулину за руководство работой, обсуждение вопросов диссертации, полезные советы и постоянное внимание к ходу работы.

Автор благодарит также И.П. Матвеенко, коллектив стендов БФС во главе с В. Г. Двухшерстновым и сотрудников лаб. 103 ГНЦ ФЭИ за плодотворное сотрудничество.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Тамбовцев, Сергей Дмитриевич, 2004 год

1. Spievak I., Weinberg A.M. Inherently Safe Reactors. Ann. Rev. Energy, 1986, N 10, p.431- 462.

2. Новиков В. M., Слесарев И.С., Алексеев П. Н. И др. «Ядерные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок.», М., Энергоатомиздат, 1993.

3. Хромов В.В., Кузьмин В.М., Орлов В.В. «Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах», М.: Атомиздат, 1979.

4. Уолтер А., Рейнольде А., «Реакторы-размножители на быстрых нейтронах», М., Энергоатомиздат, 1986.

5. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоатомиздат, 1981.

6. Казанский Ю.А., Дулин В.А. Методы изучения реакторных характеристик на критических сборках БФС. М.: Энергоатомиздат, 1977.

7. Дулин В.А. Возмущение критичности реакторов и уточнение групповых констант. М.: Атомиздат, 1979.

8. Бемер Б. О возможности проведения эксперимента по измерению доплер-эффекта плутония на БФС, ФЭИ, Обнинск. Центральный институт ядерных исследований, Россендорф, РПТ-16/84, 1984.

9. Казанский Ю.А., Матвеенко И.П. Котырев А.П. и др. Об измерениях доплер-эффекта на стендах БФС. Отчет ФЭИ, 1984.

10. Абагян Л.П., Голубев В.И., Голяев Н. Д. и др. Распространение нейтронов в двуокиси урана. Атомная энергия, 1968, т.25, вып.4, с.291.

11. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальная физика реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1994.

12. Mukaiyama Т., Okajima S. Neutron Spectrum Dependence of Natural U02 Doppler Effect Measured in FCA. Nucl. Sci. Technol., 1985, V. 22, N 3, p. 243-246.

13. Takano H., Ishiguro Y. Production and benchmark tests of fast reactor group constant set JFS-3-J2, JAERI-M 82-135, 1982.

14. Nakagawa M., Tsuchihashi K. SLAROM. A code for calculation of a heterogeneous core in fast reactor. JAERI-M 5916, 1974.

15. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах.М.: Атомиздат, 1974.

16. Fischer G.J. е. a. Nucl. Sci. Engng, 1966, v. 25, p.37.

17. Ishikawa M. "Consistency Evaluation of JUPITER Experiment and Analysis for Large FBR Cores.", Physor 96, Vol. 2, p. E-44.

18. Бриккер И.Н. Обращенное решение уравнения кинетики ядерного реактора. Атомная энергия. 1966, т.21(1), с. 9.

19. Могильнер А.И. и др. Применение малых ЭВМ для измерения реактивности. Атомная энергия. 1974, т. 36(5), с.358.

20. Казанский Ю.А. и др. К учету пространственных эффектов при измерении реактивности методом обращенного решения уравнения кинетики. Атомная энергия. 1981, т.51(6), с.387.

21. Баков А.Т. и др. Цифровой реактиметр на базе микро-ЭВМ «Электроника-60». Препринт ФЭИ-1439, Обнинск, 1983.

22. Грачев А.В., Канунников Ю.С., Кулабухов Ю.С. и др. Цифровой реактиметр для ядерных реакторов. Атомная энергия, 1986, т. 61, вып. 2, с. 110-112.

23. Кипин Д.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат,1967.

24. Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1974.

25. Шокодько А.Г. Строгое уравнение кинетики ядерного реактора. ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып. 4, 1988, с. 3-9.

26. Monta К. Time Optimal Digital Computer Control of Nuclear Reactor, J. Nucl. Sci. Technol., 1967, V.4, p. 51.

27. Tuttle R.J. Delayed Neutron Data for Reactor Physics Analysis. Nucl. Sei. Eng., 1975, V.56, p. 37-71.

28. Ярославцева JI.H. Комплекс программ JAR-B для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып. 2, 1983, с. 41-43.

29. Гончаров Р.К., Звонарев A.B., Исачин С.И. и др. Кольцевой осцилляторный быстрый реактор. Изв. АН БССР. Серия физ.-энергет. наук, 1971, №1, с.12.

30. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. М., изд. «Энергия», 1973.

31. Дулин В.А. Оценка экспериментов по возмущению критичности реакторов при внесении малых образцов. Атомная энергия. 1989, т. 66, с. 79-81.

32. Бедняков С.М. Реализация метода оценки интегральных экспериментов в условиях стенда БФС. Препринт ФЭИ-2114, 1990.

33. Абагян Л.П., Базазянц JI.O., Бондаренко И.И., Николаев М.Н. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1964.

34. М.Н. Николаев, В.В. Филиппов. «Измерение параметров резонансной структуры полных сечений некоторых элементов в области энергий нейтронов 0,3+2,7 Мэв.», Атомная энергия, том 15, с. 493, 1963.

35. М.Н. Николаев, A.A. Игнатов «Метод подгрупп» Бюллетень ЦЯД, вып. 3, с. 409, 1966.

36. М.Н. Николаев, В.Ф. Хохлов. Система подгрупповых констант. Бюллетень информационного центра по ядерным данным. Вып. 4, Атомиздат, с. 420, 1967.

37. Синица В.В., Николаев М.Н. Аналитический метод получения подгрупповых параметров. Атомная энергия. 1973, т. 35, вып. 6, с. 429.

38. Бадиков С.А., Гай Е.В., Работнов Н.С., Синица В.В. Применение Паде-аппроксимации в задачах расчета групповых констант. Препринт ФЭИ-1580, Обнинск, 1980.

39. Гилл Ф., Мюррей У., Райт М. Практическая оптимизация. М., Мир, 1985.

40. Айвазян С.А., Енюков И.С., Мешалкин Л.Д. Прикладная статистика. Исследование зависимостей. М., Финансы и статистика, 1985.

41. S.Okaijama «Analysis of Doppler Effect Measurement in FC A cores using JENDL-3.2 library.» PHYSOR-96, Volume 2, E-247.

42. Савоськин М.М., Барыба М.А., Безбородое A.A. и др. Аннотация пакета программ КРАБ-1 // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов, вып. 6(43), 1984.

43. Manturov G.N.,Nikolaev M.N.,Tsiboulia A.M., BNAB-93 group data library, Parti: Nuclear Data for the Calculations of Neutron and Photon Radiation Fields, Vienna, IAEA, INDC(CCP)-409, 1997.

44. RSIC Computer Code Collection. CCC-547/TWODANT-SYS. Oak Ridge National Laboratory, 1995.

45. Аннотация программы CONSYST. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып. 1, М., 2000, с. 148.

46. Серегин А. С., Кислицына Т. С., Цибуля А. М. Аннотация комплекса программ TRIGEX.04. Препринт ФЭИ 2846. Обнинск, 2000.

47. Киселев И.Г. Расчет температурных полей узлов энергетических установок. Л., Машиностроение, 1978.

48. Владимирова Л.И. Результаты численного моделирования гидродинамики и теплопереноса при сложном течении в теплообменниках и реакторах. Материалы межотрослевой конференции «Теплофизические исследования». Часть 1, Обнинск, 1980.

49. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. М., «Энергия», 1973.

50. Тамбовцев С.Д., Ушаков П.А., Щербаков С.И. О влиянии адекватности описания границ области в расчетной модели на получаемые решения. Атомная энергия, т.66, вып.З, 1989.

51. Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М., Атомиздат, 1977.

52. Nakano Y., Andoh М., Okajima S. and Takano H. Doppler Effect Experiment of Resonance Materials for ROX Fuels. JAERY-Review, 2001-10.

53. Белов С.П., Дулин B.A., Козловцев В.Г. и др. Измерения доплер-эффекта на сборке КБР-14. Отчет ФЭИ, Инв. 5472, 1988.

54. Ефименко В.Ф., Звонарев A.B., Козловцев В.Г. и др. Измерения доплеровского эффекта реактивности на сборках КБР-15 и БФС-57. Отчет ФЭИ, Инв. 5965, 1990.

55. Дулин В.А., Тамбовцев С.Д. Изучение доплер-эффекта 238U и плутония в критических сборках. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, вып.4, 1991.

56. Дулин В.А., Тамбовцев С.Д. Изучение доплер-эффекта 238U и плутония в критических сборках. Атомная энергия, т. 89, вып. 3, с. 237, 2000.

57. Tambovtsev S. D., Doulin V. A. The Uranium-238, Neptunium and Plutonium Doppler Effect Investigation in BFS Critical Assemblies. In: Global-2001, Paris, France, 13-17 of September, 2001.

58. Двухшерстнов В.Г., Дулин B.A., Литяев B.M. и др. Исследование Доплер-эффекта урана-238, нептуния и плутония на критической сборке БФС. Доклад на 7 совещании по топливу с инертной матрицей, Нидерланды, Петтен, окт. 2001.

59. Бедняков С. М., Дулин В. А., Мантуров Г. Н. и др. Проверка нейтронных данных для изотопов плутония в экспериментах на быстрых физических сборках. Атомная энергия, т.80, вып. 6, с. 454, 1996.

60. Бедняков С. М., Безбородое А. А., Дулин В. А. и др. Проверка некоторых реакторных функционалов в экспериментах на быстрых критических сборках. Атомная энергия, т.69, 1990.