Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания ТВС ИРТ МИФИ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.01, кандидат физико-математических наук Хаддад Кхалед

• Хаддад Кхалед
• кандидат физико-математических наук
• 2000

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Хаддад Кхалед

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ИЗОТОПНЫЙ СОСТАВ И РАСПРЕДЕЛЕНИЕ УРАНА-235 В НЕОБЛУЧЕННОМ ТОПЛИВЕ ИРТ МИФИ.

1.1 Общее описание реактора ИРТ МИФИ.

1.2 Описание конструкции ТВС и твэла.

1.3 Расчет самопоглощение у-излучения в твэлах и ТВС.

1.4 Метод измерений и Измерительная установка.

1.5 Измерение распределения 235U по высоте ТВС и твэлов.

1.6 Экспериментальное определение активной части твэла ТВС ИРТ-2М.

1.7 Измерения относительного содержания 235U в разных твэлах.

1.8 Измерения изотопного состава ТВС и твэлов.

1.9 Учет неравномерности распределения U по высоте ТВС в расчете.

1.10 Учет в расчетной модели содержания 234U в топливе.

1.11 Результаты.

1.12 Выводы.

ГЛАВА. 2. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ИРТ МИФИ АКТИВАЦИОННЫМИ ИНДИКАТОРАМИ.

2.1 Индикаторы.

2.2 Загрузка индикаторов в ТВС.

2.3 Эксперименты.

2.4 Результаты экспериментов.

2.5 Сравнение результаты эксперимента с результатами расчета.

2.6 Главные итоги исследования.

ГЛАВА 3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ПОЛЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА ИРТ.

3.1 Гамма- сканирование облученных ТВС.

3.2 Измерительная установка.

3.3 Процедуры измерения.

3.4 История облучения.

3.5 Обработка результатов измерений.

3.6 Распределение энерговыработки по высоте ТВС.

3.7 Распределение энерговыработки по активной зоне.

3.8 Экспериментальное относительное выгорание ТВС.

3.9 Сравнение показаний индикаторов с показаниями продуктов деления.

3.10 Краткое описание программы расчета выгорания топлива ИРТ МИФИ.

3.11 Сравнение экспериментальных данных с расчетными данными.

3.12 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания ТВС ИРТ МИФИ»

Одной из главных тенденций в развитии ядерной энергетики является повышение выгорания топлива, дающее большой экономический эффект за счет экономии ТВС[1-3]. Осуществление мер по увеличению выгорания необходимо контролировать специальными измерениями, подтверждающими соблюдение норм безопасности работы тепловыделяющей сборки (ТВС). Кроме того, данные

2Я5 239 о выгорании ТВС нужны для оценок остаточного содержания U (и Ри) в отработавших ТВС и соблюдения норм безопасности при тесном хранении выгруженных из реактора ТВС.

Выгорание ТВС определяется двумя взаимосвязанными терминами. Первый термин расчетный- глубина выгорания ТВС в процентах, т.е. процентное отношение разделившихся ядер на число делящихся ядер, первоначально присутствовавших в ТВС. Второй термин эксплутационный- энерговыработка ТВС, которая определяется путем распределения интегральной энерговыработки активной зоны по отдельным ТВС в соответствии с их энерговыделением. Первый термин является расчетным потому, что прямое измерение глубины выгорание практически невозможно. Второй является эксплутационным потому, что интегральная энерговыработка определяется по измеряемой тепловой мощности реактора. Энерговыработка пропорциональная количеству разделившихся ядер, поэтому глубина выгорания и энерговыработка являются взаимосвязанными терминами. В экспериментальных исследованиях выгорание определяется различными непрямыми методами. Для проведения контрольных измерений выгорания использовали: прямое гамма-сканирование, метод изотопных корреляций, измерение нейтронной активности отработавших ТВС, масс-спектрометрические анализы образцов отработавшего топлива[4]. Наибольшее число этих исследований проводилось на энергетических реакторах. В Российской Федерации (РФ) методы контроля выгорания разработаны в РНЦ

Курчатовский институт", РИАН, НИИАР[3,5-7]. Главными объектами исследований были ТВС энергетических водо- водяных реакторов разных типов. Наиболее часто для контрольных измерений выгорания применяют метод

137 гамма- сканирования. Чаще всего измеряется продукт деления Cs в качестве монитора выгорания[8-13]. Основные факторы влияющие на погрешности измерения:

- большие размеры и масса ТВС, которые причиняют сильное поглощение излучения внутри ТВС;

- неравномерное выгорание топлива в объеме ТВС, что требует проведения измерений во многих точках (сканирование);

- помехи со стороны короткоживущих продуктов деления при измерениях долгоживущих осколков, что требует продолжительного высвечивания ТВС с

137 момента окончания облучения до начала измерений Cs. Определение выгорания ТВС по гамма- спектрометрическому измерению

137 абсолютного содержания Cs затрудняется необходимостью введения многих поправок. Требуются учесть: историю облучения; распад монитора во время выдержки топлива после облучения; начальное содержание тяжелых нуклидов в ТВС; самопоглощение и эффективность регистрации излучения детектором. По указанным причинам точность результатов определения выгорания невысокая. Применение для калибровок измерительной системы эталонного источника и особенно эталонной ТВС (аттестованной с помощью разрушающих измерений) позволяет упростить измерение и несколько повысить точность определения выгорания. Однако погрешность результатов остается невысокой (6-8 %).

Возможен другой подход, позволяющий получать более точные экспериментальные тесты для проверки расчетов. Такой подход возможен при анализах выгорания исследовательских реакторов. Именно такой подход был реализован в данной диссертации. Для построения тестов были использованы результаты относительных гамма-спектрометрических измерений всех ТВС, составивших загрузку активной зоны ИРТ в период времени с 18.05.1999 по

10.07.1999. В результате определяли относительное выгорание каждой ТВС по

1S7 относительному содержанию Cs в ней. Также определяли вклад каждой ТВС в интегральную энерговыработку за последнюю кампанию по отношению содержания 95Zr в ней на сумму содержания 95Zr по всем ТВС, составившим рассмотренную загрузку активной зоны. Причем полученные данные во первых отмечались повышенной точностью и во вторых могли непосредственно служить для проверок расчетов. Ранее подобные исследования в РФ не проводились. За рубежом были выполнены лишь единичные эксперименты с отдельными ТВС исследовательского реактора [12-13], которые не носили комплексного характера.

Реактор ИРТ Атомного Центра МИФИ относится к универсальным исследовательским ядерным реакторам средней мощности. Реактор является гетерогенным водо-водяным на тепловых нейтронах реактором бассейнового типа. В реакторе используются тепловыделяющие сборки ТВС ИРТ-ЗМ, широко применяемые в реакторах типа ИРТ и ВВР-СМ. Глубина выгорания топлива на ИРТ МИФИ рассчитывается с помощью программы нейтронно-физического расчета TIGR исходя из измеренных значений интегральной энерговыработки [1415]. Расчеты выгорания топлива ИРТ затруднены большой неравномерностью нейтронного поля в активной зоне и сложной историей облучения отдельных ТВС. Облучение длится несколько лет. За это время многократно изменяется уровень мощности реактора и положение ТВС в активной зоне. Кроме того, погрешность экспериментального определения мощности составляет 5-10 % и вносит существенный вклад в погрешность расчета глубины выгорания. Отсюда возникает необходимость более точного экспериментального исследования выгорания топлива ИРТ МИФИ. Главные особенности эксперимента на исследовательских реакторах типа ИРТ следующие:

- число всех ТВС, составляющих одну загрузку активной зоны, невелико. Поэтому все они могут быть измерены и это позволит определить вклады каждой из них в интегральную энерговыработку. Именно данные о вкладах определенных ТВС требуются для тестирования расчетов;

- самопоглощение гамма- излучения внутри ТВС ИРТ мало (высокообогащенное топливо, концентрация урана в алюминиевой матрице мала). Несмотря на неравномерность хода нейтронных процессов в поперечном сечении ТВС, все твэлы вносят почти не искаженные вклады в измеренную величину;

- гамма-сканирование ТВС дают распределение процесса по высоте ТВС и характеризуют влияние органов СУЗ на эти распределения. Такая информация нужна для детального тестирования расчетов.

Актуальность проблемы:

Актуальность проблемы, решаемой в диссертации, определяется необходимостью экономной и безопасной эксплуатации исследовательских реакторов. Это в частности требует рационального расходования ТВС, т.е. максимального приближения реального выгорания к запланированному выгоранию топлива, что обеспечивается достаточно точными расчетами. Расчетная величина всегда имеет погрешность, и требование безопасной эксплуатации реактора не позволяет приблизить выгорание ТВС к максимально допустимому значению ближе чем, на величину этой погрешности. Различие между расчетной величиной выгорания и реально допустимой обеспечивает безопасность, но ведет к экономическим потерям. Поэтому повышение точности расчетного выгорания является важным условием улучшения экономических показателей эксплуатации реактора.

Погрешность расчетов определяют путем сравнения расчетных значений с экспериментальными данными. Значимое различие между экспериментальными и расчетными значениями, требующее коррекции расчета, наблюдается в случае, если оно превосходит ошибку эксперимента. Поэтому для проверки и коррекции расчетов требуется достаточно точная экспериментальная информация. В настоящее время для расчетов нейтронных полей и процессов, в том числе, энерговыделения и выгорания топлива ИРТ МИФИ применяют расчетную программу TIGR [16]. Для проверки расчетов по этой программе ранее использовались результаты измерений эффектов реактивности. Известно, что такие измерения характеризует реактор в целом. Описанные в диссертации эксперименты дали подробную информацию о параметрах отдельных ТВС (в том числе об их относительном выгорании). Точность полученных данных достаточно высока, что позволяет использовать их для более детального тестирования расчетов.

Цель работы:

Целью диссертационной работы явилось комплексное исследование характеристик энерговыделения и относительного выгорания всех ТВС, одновременно работавших в активной зоне реактора ИРТ МИФИ методом гамма-сканирования. При этом точность полученных данных должна быть достаточна для их использования для проверки расчетов.

В соответствии с целью работы ставились и решались следующие задачи:

- исследование необлученных ТВЭЛ и ТВС ИРТ неразрушающим методом гамма-сканирования для определения содержания ' U, его распределения по высоте твэлов, обогащения топлива, границ топливного столба, коэффициента

235 неравномерности и отличий содержания U в разных твэлах;

- исследование нейтронного поля внутри нескольких ТВС активной зоны с помощью активационных индикаторов из 59Со, 63Си и 93Nb;

- гамма- сканирование всех ТВС, составивших загрузку активной зоны ИРТ в период времени с 18.05.1999 по 10.07.1999;

- получение распределения относительного содержания продуктов деления l40La,95Zr и 137Cs по высоте отдельных ТВС и по активной зоне;

- определение распределения относительной энерговыработки ТВС (за разные периоды ее эксплуатации) по высоте отдельных ТВС и по активной зоне, используя распределения вышеуказанных продуктов деления;

- определение относительного выгорания каждой ТВС;

- сравнение экспериментальных результатов с расчетными данными, полученными по программе TIGR.

Научная новизна:

Научная новизна работы заключается в том, что:

- получен комплекс данных, включающий характеристики необлученного и облученного топлива, поля нейтронов в активной зоне и процесса деления в ТВС в разные периоды их работы в реакторе;

- осуществлены неразрушающие гамма- спектрометрические измерения относительных энерговыработки и выгорания всех одновременно работавших ТВС активной зоны реактора ИРТ;

- обеспечена точность результатов измерений необходимая для использования полученных экспериментальных данных в качестве тестов для проверки расчетов;

- проведено сравнение экспериментальных данных и значений полученных путем расчетов по программе TIGR.

Практическая значимость работы:

- Получен набор экспериментальных данных, который может служить для тестирования расчетных программ, применяемых на исследовательских реакторах;

- сравнение экспериментальных данных с результатами расчетов по программе TIGR позволило определить реальную точность расчета;

- создана экспериментальная установка для сканирования облученных ТВС ИРТ МИФИ;

- создано оборудование для загрузки и выгрузки активационных индикаторов, внутри рабочих ТВС в активной зоне ИРТ.

Автор защищает:

- набор экспериментальных данных для проверки и коррекции расчетов;

- заявленную точность, экспериментально полученных относительных значений энерговыработки и выгорания всех ТВС, составивших вышеуказанную загрузку активной зоны ИРТ;

- технологию определения относительного выгорания и энерговыработки ТВС ИРТ;

- технологию облучения активационных индикаторов в ТВС, работающих в активной зоне ИРТ.

Апробация работы

Материалы диссертации докладывались на научных сессиях МИФИ (1999, 2000) и на зимней школе ПИЯФ.

Публикации

По основным материалам диссертации опубликованы:

1. Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Портнов А.А., Квасов. В.И. Распределение урана в топливе ИРТ МИФИ и его обогащение. Отчет МИФИ, 1999, г.р. №02.99.0001219.

- Где собственный вклад автора состоял в проведении экспериментов с необлученными ТВС и твэлами и обработке результатов измерений.

2. Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Портнов А.А., Квасов В.И., Щуровская М.В. Изотопный состав и распределение топлива в ТВС ИРТ МИФИ. М.: МИФИ / Препринт, 005-2000, 2000.

- Где собственный вклад автора состоял в проведении экспериментов с необлученными ТВС и твэлами и обработке результатов измерений.

3. Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Щуровская М.В., Портнов А.А., Измерения с активационными индикаторами в активной зоне ИРТ МИФИ. Отчет МИФИ, 2000.

- Где собственный вклад автора состоял в участии в экспериментах с индикаторами и обработке результатов измерений.

4. Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Кожин А.Ф., Хаддад К., Алферов В.П., Портнов А.А., Щуровская М.В. Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания топлива ИРТ. Атомная энергия. 2000. Т. 88. Вып.6.

- Где собственный вклад автора состоял в участии в экспериментах с облученными ТВС; обработке результатов измерений; участие в совместном анализе экспериментальных и расчетных данных; участие в анализе источников систематических погрешностей; вычислении поправок на самопоглощение и геометрию измерения.

Содержание работы

Работа состоит из введения, трех глав и заключения.

В первой главе дано описание экспериментального исследования изотопного состава и распределения топлива в необлученном топливе ИРТ МИФИ. Также дано краткое описание учета полученных экспериментальных данных в расчетной модели нейтронно-физической программы TIGR, по которой рассчитывают нейтронное поле и выгорание ТВС в реакторе ИРТ-МИФИ [17]. Для исследования целой ТВС использовались две необлученные ТВС ИРТ-ЗМ (восьмитрубные), а для исследования отдельного твэла использовались семь необлученных четвертых твэлов из ТВС ИРТ-2М. Для исследования состава необлученного топлива использовался метод гамма-сканирования. Измерения проводились с использованием гамма-спектрометрической системы U-PU ллс

InSpector. Содержание U в исследуемом изделии (ТВС или твэл) измерялось по интенсивности его собственной гамма- линии 185,72 кэВ. Изотопный состав определялся по программе MGAU[18], Для определения неравномерности распределения топлива в ТВС (или твэл) было проведено гамма-сканирование по высоте каждого исследуемого изделия. Для определения длины активной части твэла ТВС ИРТ-2М было проведено более детальное сканирование на краях. Результаты этого исследования были использованы для интерпретации результатов последующего гамма- сканирования облученных ТВС и для уточнения исходных данных программы TIGR.

Во второй главе описано исследование нейтронного поля активной зоны ИРТ МИФИ активационными индикаторами. Были проведены четыре эксперимента, в каждом из них были облучены две одинаковых группы индикаторов в двух ТВС. Каждая группа индикаторов состояла из ниобиевого, длинного медного и кобальтового индикаторов. Медные и кобальтовые индикаторы широко используются для исследования поля тепловых нейтронов [19-22] а ниобиевые индикаторы для исследования поля быстрых нейтронов [23]. Во всех экспериментах одна группа индикаторов была облучена в ТВС №185, что позволило относить активность каждого индикатора к активности аналогичного индикатора в ТВС №185. Благодаря длинным медным индикаторам были получены распределения плотности потока тепловых нейтронов по внутренней оси исследуемых ТВС. Полученные экспериментальные данные сравнивались с данными, полученными по программе TIGR, и была оценена погрешность расчета.

В третьей главе описано комплексное экспериментальное исследование методом гамма-сканирования характеристик всех ТВС активной зоны реактора ИРТ-МИФЩ24], составивших загрузку активной зоны ИРТ МИФИ в период времени с 18.05.1999 по 10.07.1999. История облучения исследованных ТВС позволила разделить энерговыработку каждой ТВС за разные периоды ее облучения. За каждый период из них отвечает содержание определенного продукта деления, накопившегося в результате деления. Использованные продукты деления были [140La (Еу=1596,2 кэВ), дочерний изотоп продукта деления 140Ва (Т]/2 =12,75 суток.), 95Zr (Т1/2=64,02 суток., Еу)=724,2 кэВ и Еу2=765,8 кэВ) и

147 Cs (Tj/2 =30,07 г., Еу=661,7 кэВ)]. Исследование облученных ТВС было проведено с помощью измерительной установки сканирующего типа. Относительное содержание продукта деления была вычислено по интенсивности его собственной гамма- линии после введения необходимых поправок. С помощью полученных распределений вышеуказанных продуктов деления по высоте отдельных ТВС и по ТВС активной зоны были определены распределения энерговыработки по высоте отдельных ТВС и по всем ТВС активной зоны. Кроме того, относительные активности краткоживущих продуктов деления были сопоставлены с относительными активностями индикаторов, которые были облучены в тот же период времени, когда были образованы измеренные продукты деления. Также экспериментальные величины были сопоставлены с соответствующими расчетными данными, полученными по программе TIGR. При

235 этом расчетное значение относительного количества выгоревшего U, было сопоставлено с экспериментальным значением относительного содержания накопившегося продукта деления. Таким образом, была проведена проверку расчета.

Заключение диссертации по теме «Приборы и методы экспериментальной физики», Хаддад Кхалед

3.12 Выводы

- Проведены измерения относительного выгорания топлива и энерговыработки отдельных ТВС. Было проведено около 500 измерений. Точность полученных данных составляет 2-3%, что дает возможность их использования в качестве тестов для расчетов.

- Сравнение экспериментальных и расчетных распределений энерговыработки по высоте ТВС показало, что их формы в большинстве случаев подобны. Различия наблюдаются только в случае ТВС, содержавших органы регулирования.

- Среднее различие экспериментальных и расчетных значений энерговыработки отдельных ТВС составило 5,6%, выгорания— 3,9%. Если эти отклонения принять за погрешность расчета, то ошибка определения относительных вкладов отдельных ТВС в общую энерговыработку и выгорание меньше, чем погрешность определения их абсолютных значений.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Выполнены комплексные исследования нейтронных процессов в топливе реактора ИРТ-МИФИ с помощью спектрометрии гамма- и рентгеновского излучения. Для измерений были использованы спектрометрические системы с германиевыми детекторами разных типов и конструкции. Обработка полученных спектров производилась с помощью современных российских и зарубежных вычислительных программ. Точность полученных данных соответствует современным требованиям, что позволяет использовать их для тестирования реакторных расчетов. Полученные данные о начальном распределении топлива в ТВС, о нейтронном поле в активной зоне реактора, об энерговыработке и выгорании топлива отдельных ТВС были сопоставлены с паспортными данными о ТВС и результатами расчетов по программам TIGR и GETERA- штатными программами физических расчетов ИРТ МИФИ. Выяснены и проанализированы случаи расхождений экспериментов и расчетов. Сделаны общие выводы о корректности результатов расчетов, вынесены суждении о погрешности расчетных значений. Реакторы ИРТ, серийно выпускавшиеся, отличаются от реакторов других типов составом топлива, конструкцией ТВС, компоновкой активной зоны, условиями эксплуатации и другими важными характеристиками. Выполненные в диссертации исследование превосходит все ранее выполненные на подобных реакторах по ширине и масштабу, по объему и точности полученной информации. Многие эксперименты выполнены на ИРТ впервые (некоторые вообще впервые на исследовательских реакторах).

Ряд новых полученных в процессе работы методических решений (загрузка индикаторов в работающие ТВС активной зоны и применение специального временного режима облучения для получения информации о процессах в топливе в разные периоды) расширяют возможности реакторных экспериментов и могут найти применение на других реакторах.

Перечислим основные результаты диссертационной работы:

- проведено гамма-сканирование всех ТВС, одновременно работавших в активной зоне ИРТ МИФИ;

- разработана и апробирована технология проведения экспериментальных исследований с использованием активационных индикаторов загружаемых в ТВС активной зоны ИРТ;

- получены данные о распределении скоростей нейтронных реакций и нейтронном поле в активной зоне реактора;

- осуществлена проверка корректности программы TIGR для расчета распределения нейтронов по ТВС активной зоны ИРТ и по высоте отдельных ТВС;

- проделан этап подготовки к применению активационных индикаторов в качестве возможных образцов- свидетелей для контроля над эксплуатационными характеристиками облученных ТВС.

Главным результатом диссертационной работы является создание комплекса экспериментальных данных о нейтронно-физических процессах в активной зоне реактора ИРТ. Точность этих экспериментальных данных 2-3% позволяет использовать их для создания и верификации программ реакторных расчетов.

В заключение автор считает своим долгом выразить благодарность Университету Дамаска за финансовую и моральную поддержку. Автор выражает глубокую благодарность своему научному руководителю А.В. Бушуеву за внимание к работе, помощь и поддержку. Автор благодарен В.Н. Зубареву, М.В. Шуровской и Кожину А.Ф. за большую и интересную совместную работу, за понимание, за внимание к решавшимся проблемам. Особую благодарность хочется выразить коллективу реактора ИРТ-МИФИ: Портнову А.А., В.П. Алферову, Квасову В.И. за обеспечение необходимого оборудования и технических консультаций, и за внимание к решавшимся проблемам. Автор признателен JI.H. Юровой за полезное обсуждение диссертационной работы.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Хаддад Кхалед, 2000 год

1. Горский В.В. Роль иеразрушающего контроля в решении проблемы повышения выгорания ядерного топлива в реакторах PWR И BWR. Атомная техника за рубежом , 1983, № 1

2. А.Г. Самойлов, B.C. Волков, М.И. Солонин. Тепловыделяющие Элементы Ядерных Реакторов. Москва Атомиздат, 1996.

3. Демидов A.M., Миллер О.А. Определение выгорания в твелах из относительного содержания двух продуктов деления. В сб. "Доклады на Симпозиуме СЭВ по состоянию и перспективам развития АЭС с водо-водяными реакторами", т.2, с.340-356, М., 1968.

4. D.Reily, N.Ensslin, H.Smith Jr., S.Kreiner. Passive nondestructive Assay of Nuclear Materials. NUREG/CR-5550, LA-UR-90-732, 1991.

5. Грошев JI.B., Демидов A.M., Котельиков г.А., Миллер О.А. Определение выгорания в твэлах при помощи полупроводникорого германиевого гамма-спектрометра. Атомная Энергия, т.21, вып.5, с.412-415, 1966.

6. Степанов А.В., Макарова Т.П. и др. Радиохимические исследования отработавшего топлива ВВЭР. Радиохимия, 1982, №5, с.656.

7. Бушуев А.В. Методы анализа нуклидного состава отработавшего топлива ядерных реакторов. М., МИФИ, 1989.

8. Н. Graber, A Keddar, G. Hofmann. Gamma- spectrometric determination of burn-up and cooling time of irradiated ECH-1 fuel assemblies. Proceedings of a Symp. on Nuclear Safeguards Technology, Vienna, 1978, v.l, p.p. 353-368. IAEA, Vienna, 1979.

9. Guidebook on non-destructive examination of water reactor fuel. IAEA VIENNNA, 1991

10. Hankansson A, Basklin A. High resolution gamma ray spectroscopy measurements of spent fuel. Proc. of a Symp. on intern, safeguards organised in coop, with the Amer. nuclear soc. Technology, Vienna, 14-18 Mar. 1994, v.2, p.p. 439-449. IAEA, Vienna.

11. П.Федотов П.И. Разработка неразрушающих методов анализа состава топлива ядерных реакторов. Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып.5.

12. Hanna G.L. Safeguards verification of spent materials testing reactor (MTR) fuel using gamma-ray spectroscopy. Proceedings of a Symp. on Nuclear Safeguards Technology, Vienna, 1978, v.l, p.p. 369-386. IAEA, Vienna, 1979.

13. Реактор ИРТ МИФИ. Инструкция по эксплуатации. №609Ц. 0096-И-03. Москва. 1996.

14. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы.

15. М.:, Энергоатомиздат, 1985.

16. Щуровская М.В., Алферов В.П., Пинегин А.А., Хромов В.В. Разработка и верификация расчетной модели ИРТ МИФИ// Атомная энергия. 1996. Т.81. Вып. 5.

17. Изотопный состав и распределение топлива в ТВС ИРТ МИФИ / Бушуев А.В., Хаддад К., Зубарев В.Н., Портнов А.А., Квасов В.И., Щуровская М.В. М.: МИФИ / Препринт, 005-2000, 2000.

18. Gunnink R., Ruther W., Viller H., etc. MGAU.A New Analisis Code for Measuring U-235 Enrichments in Arbitral Samples. IAEA Symposiumon International Safeguards, Vienna, Ausnria,Mfr. 8-14,1994

19. Крамер- Агеев E.A., Трошин B.C., Тихонов В.Г. Активационные методы спекторметрии нейтронов. М., Атомиздат, 1976.,

20. Ломакин С.С., Петров В.И., Самойлов П.С. Радиометрия нейтронов активационным методом. М., Атомиздат, 1983.

21. Брегвадзе Б.А., Степанов Э.К., Ярына В.П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. М., Энергоатомиздат, 1990.

22. Брискман Б.А. Внутриреакторная дозиметрия. М., Энергоатомиздат, 1985Реактор ИРТ МИФИ. Инструкция по эксплуатации. №609Ц. 0096-И-03. Москва. 1996.

23. Григорьев Е.И., Трошин B.C. Измерение активности 93mNb в пейтронно-активационных детекторах. Измерительная техника., 1997, №12, с.42

24. Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Кожин А.Ф., Хаддад К., Алферов В.П., Портнов А.А., Щуровская М.В. Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания топлива ИРТ. Атомная энергия. 2000. Т. 88. Вып. 6.

25. Сборки тепловыделяющие ИРТ-ЗМ. Техническое описание и инструкции по эксплуатации.26.3аймовский А.С., Калашников В.В., Головнин И.С. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.:, Атомиздат, 1966.

26. ФростБ. Твэлы ядерных реакторов. М.:, Энергоатомиздат, 1986.

27. Ф. немец, Ю.В. гофман. Справочник по ядерной физике. Киев ,1975.

28. J.W. Robinson. Handbook of Spectroscopy. CRC PRESS, INC.30.InSpector Menu Guide.

29. Рагимов Т.К. и др. Исследование возможностей гамма- спектрометрического метода определения изотопного состава урана с помощью переносного гамма-спектрометра U Pu InSpektor/ Вторая российская международная конференция МРС&А-2000, Обнинск, май, 2000 г.

30. Бушуев А.В. и др. Определение обогащения урана с помощью программы FRAM/ Всеросийская молодежная ядерная конференция "Будущее России и ядерные технологии", 28.06-02.07.99, Обнинск.

31. Thomas Е. Sampson, Thomas A. Kelly. User's manual for the PC/FRAM code.Los Alamos National Laboratory (1998).

32. Belousov, S. Bichkov, Y. Marchuk et al. The code GETERA for cell and polycellcalculations. Models and capabilities.-Proceedings of the 1992 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, 1992, Charleston, USA.

33. JEF- PC Version.2. A PC program for displaying data from the joint evaluated file (JEF) library.

34. Ап-Gamma Версия 3.24. программное обеспечение гамма-спектрометра, НПЦ "АСПЕКТ", г. Дубна, Россия.

35. Бляко А.А. пакет прикладных программдля обработки экспериментальной информациии на мини эвм. -вки: аппаратное и програмное обеспечение систем автоматизации ядерно - физического эксперимента препринт :М.: энергоатомиздать . 1982.fCCY,^' /1. Ш9-.1