Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Дорофеев, Александр Николаевич

• Дорофеев, Александр Николаевич
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Дорофеев, Александр Николаевич

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР МЕТОДИК, ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ РАСЧЕТА УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОР, ПРИМЕНЕНИЯ ИСТОЧНИКОВ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ.

1.1. Обзор методик и программных средств расчета условий облучения пэлов ОР.

1.2. Применение источников гамма-излучения.

ГЛАВА. 2. МОДЕЛИРОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ПЭЛОВ КО И ЦКО РЕАКТОРА СМ.

2.1. Конструкция и режим эксплуатации КО реактора СМ.

2.2. Расчетная методика моделирования условий облучения пэлов КО.

2.3. Описание конструкции и режима эксплуатации ЦКО реактора СМ.

2.4. Описание расчетной методики моделирования условий облучения пэлов ЦКО.

2.5. Методика расчета мощности поглощенной дозы гамма-излучения от пэлов КО и ЦКО.

2.6. Результаты расчетных исследований.

Выводы по второй главе.

ГЛАВА 3. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ПЭЛОВ ОР РЕАКТОРА СМ.

3.1. Методика и результаты гамма-спектрометрии пэлов КО и ЦКО.

3.2. Методика и результаты эмиссионной гамма-томографии поглощающего элемента компенсирующего органа реактора СМ.

3.3. Экспериментальное определение мощности поглощенной дозы гамма-излучения от пэлов КО и ЦКО.

3.4. Результаты расчетов в сравнении с экспериментальными данными.

3.4.1. Распределение изотопов европия в объеме пэлов КО и ЦКО.

3.4.2. Мощность поглощенной дозы гамма-излучения от пэлов КО и ЦКО.

Выводы по третьей главе.

ГЛАВА 4. РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ЕВРОПИЙСОДЕРЖАЩИХ ПЭЛОВ ОР РЕАКТОРА СМ В ГАММА-ИСТОЧНИКАХ.

4.1. Изотопы европия Еи-152, Еи-154 как материал для источника гамма-излучения.

4.2. Обоснование схемы конструкции источников гамма-излучения на основе отработавших пэлов реактора СМ.

4.3. Возможности использования европиевых пэлов реактора БН-600 в гамма-источниках.

Выводы по четвертой главе.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения»

В СССР и в России использование поглощающих материалов на основе европия началось с конца 50-х годов и не имеет аналогов в мировой практике [1]. В начале они применялись в органах регулирования транспортных водо-водяных реакторов. Позднее поглощающие элементы (пэлы) на основе композиций EU2O3+AI, а затем порошка оксида европия, стали применяться в исследовательском реакторе СМ. Успешная эксплуатация этих элементов дала основание для использования органов регулирования (ОР) с композицией Е112О3+М0 в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 и поглощающих элементов с композицией EU2O3 + А1 в первой загрузке реактора ВВЭР-1000 V блока Нововоронежской АЭС. В 1972 году первые стержни автоматического регулирования (АР) с таблетками оксида европия в качестве сердечника были поставлены на эксплуатацию в исследовательский реактор БОР-бО.

На протяжении всех этих лет в ГНЦ НИИАР проводились материаловедческие исследования образцов из отработавших в реакторах пэлов ОР и специальных образцов различных европийсодержащих поглотителей нейтронов, изготовленных на Московском заводе полиметаллов и облученных в исследовательских реакторах СМ, МИР и БОР-бО [2]. Все поглощающие элементы показали высокую работоспособность. Были достигнуты ресурсные характеристики, превышающие 18 лет безаварийной работы в ядерных реакторах на тепловых нейтронах, что превышает ресурс работы ОР зарубежных реакторов PWR и BWR, использующих другие поглотители нейтронов.

Широкое применение поглощающих материалов на основе европия в ОР ядерных реакторов на территории СССР и России первоначально было обусловлено двумя основными факторами - высокой эффективностью поглощения нейтронов и большими запасами оксида европия, который производился на Московском заводе полиметаллов. Среди всех известных поглощающих нейтроны материалов европий по совокупности ядерно-физических свойств имеет ряд преимуществ перед другими поглотителями. Природный европий состоит из двух стабильных изотопов Еи-151 и Еи-153 с массовым содержанием 47,8 и 52,2% соответственно, каждый из которых имеет высокое сечение поглощения нейтронов в широкой области их энергий. Это позволяет использовать материалы на основе европия не только в реакторах на тепловых, но и на быстрых нейтронах. Физическая эффективность поглощающих материалов на основе европия в процессе реакторного облучения изменяется слабо из-за образования при поглощении нейтронов цепочки дочерних изотопов Ей-152, 154, 155, 156, также имеющих высокие сечения поглощения нейтронов. Поэтому эти материалы были отнесены к классу слабо выгорающих, обеспечивающих длительные ресурсы работы органов регулирования. Дальнейшими исследованиями, проведенными в ГНЦ НИИАР, была показана высокая радиационная стойкость оксида европия и дисперсионных композиций на его основе. Являясь п,у-поглотителем, он не образует газообразных продуктов ядерных реакций. Разупоря-дочность кристаллической структуры оксида европия обеспечивает его высокую размерную стабильность. При рабочих температурах он слабо взаимодействует с компонентами нержавеющей стали, из которой изготавливаются защитные оболочки ОР ядерных реакторов. Эти свойства позволяют считать поглощающие материалы на основе европия наиболее привлекательными с точки зрения обеспечения высокой надежности и ресурса работы ОР. Все вышесказанное подтверждено последующим многолетним опытом их эксплуатации в самых различных ядерных реакторах.

Несмотря на большие достоинства композиций европия, существует и ряд существенных проблем при обращении с пэлами, изготовленными на их основе.

Это, прежде всего, высокая активность и сопровождающее ее гамма-излучение, накопившихся в пэлах радиоактивных долгоживущих изотопов европия (Eu-I52, Eu-154, Eu-155), а также большой период их полураспада. Высокая активность радионуклидов европия создает серьезные проблемы при хранении, транспортировке и утилизации отработавших в реакторах пэлов ОР. По оценкам, в активных зонах транспортных реакторов, эксплуатация которых завершена до 1997, накоплено более 7,4-1018 Бк (2-108 Ки) радиоактивных изотопов европия (Еи-152, Еи-154, Еи-155), в исследовательском реакторе СМ, реакторах на быстрых нейтронах БН-600, БОР-бО - более 2,6-Ю17 Бк (7-106 Ки) [3].

Проблема обращения с радиоактивными отходами является актуальнейшей в настоящее время. Ее значимость нашла отражение в Федеральной целевой программе "Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996 - 2005годы" [4]. Одной из разновидностей радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации реакторов различного типа, являются поглощающие элементы на основе композиций европия отработавших ОР.

Высокая активность облученных материалов на основе европия может быть использована при создании источников гамма-излучения промышленного назначения. Впервые эта идея была сформулирована сотрудниками НИИАР Е.П. Клочковым и В.Д. Рисованым в начале 90-х годов [5,6,7].

В настоящий момент следует отметить рост применения гамма-источников во многих сферах деятельности человека. В период 1990-2000гг общемировое производство радионуклида Со-60 возросло почти в 20 раз и в 2001 г. составило около 40 млн. Ки. Основные фирмы, производящие источники гамма-излучения (ПО МАЯК, ГНЦ ФЭИ, ГНЦ

НИИАР и др. - Россия, АМЕРШАМ-Англия, NORDION-Канада), сталкиваются с острым дефицитом источников гамма-излучения. Некоторые отечественные и зарубежные специалисты считают, что этот дефицит составляет около 40 млн. Ки, что сравнимо с общегодовым производством источников гамма-излучения всеми фирмами в мире [8]. В этой связи представляется привлекательным использовать радиоактивные отходы атомных реакторов для производства источников гамма-излучения.

При создании источников гамма-излучения на основе отработавших в реакторе ев-ропийсодержащих материалов необходимо знать их радиационные характеристики, определяющей из которых является изотопный состав, зависящий от условий облучения в реакторах. Для этого необходимо разработать расчетные методики моделирования условий облучения пэлов на основе европия в процессе длительной эксплуатации в реакторах и выдержки в хранилищах.

Таким образом, исследование радиационных характеристик пэлов органов регулирования на основе композиций европия выступает как важнейший этап в обосновании возможности или утилизации их путем создания экономичных источников гамма-излучения, или для обоснования условий их длительного хранения. Отсюда следует актуальность настоящей работы, в которой представлена соответствующая расчетная методика применительно к европийсодержащим пэлам ОР (КО, ЦКО) исследовательского реактора СМ.

Целью настоящей работы является определение радиационных характеристик пэлов отработавших ОР реактора СМ на основе оксида европия и обоснование возможности их использования в качестве промышленных источников гамма-излучения.

Научная новизйа работы заключается в следующем:

- разработана методика моделирования условий облучения пэлов ОР реактора СМ на основе комплекса программ MCU-RR и реализованного в нем метода АЛИГР. С помощью данной методики получены зависимости изменения скорости захвата нейтронов основными изотопами европия (Еи-151,152,153,154,155) от положения ОР в реакторе и от времени облучения;

- разработана специальная программа KOCMEU, реализующая решение уравнений изотопной кинетики, учитывая изменения скоростей реакции захвата нейтронов ядрами основных изотопов европия (Еи-151,152,153,154,155) в объеме пэла в зависимости от положения ОР в реакторе в процессе облучения и изменение изотопного состава п^ла от времени работы; -результаты радиационных характеристик пэлов отработавших ОР реактора СМ, полученные расчетным и экспериментальным путем;

-предложены схемы нового вида источника гамма-излучения на основе смеси изотопов европия Еи-152, Еи-154, радиационные характеристики которых укладываются в диапазон радиационных характеристик промышленных источников гамма-излучения.

Практическая ценность работы определяется следующими положениями:

- результаты расчетных и экспериментальных исследований радиационных характеристик пэлов отработавших ОР реактора СМ являются важнейшей информацией для определения путей утилизации такого типа радиоактивных отходов и для обоснования условий их длительного хранения.

- обоснован источник гамма-излучения на основе радиоактивных изотопов европия, содержащихся в пэлах отработавших ОР реактора СМ.

-результаты работы использованы для обоснования проекта пилотной гамма-установки с источниками гамма-излучения на основе европийсодержащих пэлов для радиационной обработки различных материалов в г.Харьков.

Личный вклад автора

Автором разработана методика моделирования условий облучения пэлов ОР реактора СМ.

При непосредственном участии автора выполнены расчетные исследования пространственных распределений изотопов европия в пэлах отработавших ОР реактора СМ в процессе длительного облучения.

Автором проведены измерения и расчеты мощности поглощенной дозы гамма-излучения от облученных пэлов, которые были использованы при конструировании источника гамма-излучения.

Автором предложены схемы источника гамма-излучения на основе накопившихся радиоактивных изотопов европия в пэлах отработавших ОР реактора СМ.

Автором определено местоположение и физическое состояние отработавших ОР реактора СМ.

На защиту выносятся:

- методика моделирования условий облучения пэлов ОР реактора СМ;

- результаты расчетных и экспериментальных исследований радиационных характеристик пэлов отработавших ОР реактора СМ;

- схемы источника гамма-излучения на основе накопившихся радиоактивных изотопов европия в пэлах отработавших ОР реактора СМ.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 4 работы (три публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, статья в журнале "Атомная энергия").

Апробация работы.

Основные положения и результаты работы докладывались на отраслевом семинаре "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов" ("Ней-троника-2001", г.Обнинск), на XII международной научно-технической конференции ЯО России "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии", г.Димитровград, 2001г., а также на выставках достижений ГНЦ РФ НИИАР, г.С.-Петербург, г.Берлин, г. Лондон.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения. Объем диссертации составляет 87 страниц, содержит 49 рисунков и 15 таблиц. Список литературы из 62 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Дорофеев, Александр Николаевич

Выводы по четвертой главе

1. Предложена схема нового источника гамма-излучения на основе смеси изотопов европия Еи-152, Еи-154 для использования в промышленных гамма-установках, представляющая собой нержавеющую трубку 012x1 мм, герметично заваренную с обоих концов, внутри которой размещены три пэла отработавших ОР реактора СМ.

2. Проведено сравнение радиационных характеристик нового источника с радиационными характеристиками стандартных промышленных источников гамма-излучения. Активность источника составляет 510 Ки, период полураспада - 10,4 года, мощность поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 1м от центра оси источника - 3 Гр/час. Показано, что радиационные характеристики представленного источника укладываются в диапазон радиационных характеристик применяемых промышленных источников гамма-излучения Со-60, Cs-137.

3. Рассмотрены варианты схем мощных источников гамма-излучения, скомпонованных из трехпэльной конструкции в защитных трубах различного диаметра по типу "беличье колесо". На основе радиационных характеристик рассмотренных вариантов, оптимальной представляется схема, в которой источник набран в один ряд в трубе 090x3 мм из 17 трубок 012x1 мм с размещенными внутри пэлами (51 шт.) вплотную к внутренней поверхности защитной трубы. Активность такого источника составляет 8670 Ки, период полураспада - 10,4 года, мощность поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 1 м от центра оси источника - 43 Гр/ч.

4. Предложена схема нового источника гамма-излучения на основе смеси изотопов европия Еи-152, Еи-154 для использования в промышленных гамма-установках, представляющая собой нержавеющую трубку 012x0,5 мм, герметично заваренную с обоих концов, внутри которой размещен один пэл из отработавших ОР реактора БН-600. Эта схема конструкции тоже выполнена по типу «беличье колесо». В этом варианте в трубе 090*3 размещаются 17 шт. пэлов (внешним диаметром 9,5 мм) ОР реактора БН-600. Активность такого источника составляет 17000 Ки, мощность поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 1м от центра оси источника - 84 Гр/ч.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ:

Выполнен комплекс расчетно-экспериментальных исследований радиационных характеристик пэлов отработавших ОР реактора СМ и обоснование использования их в качестве промышленного источника гамма-излучения. Автором получены следующие результаты:

1. Для расчетного определения радиационных характеристик пэлов отработавших пэлов ОР реактора СМ разработана методика моделирования условий их облучения на основе комплекса программ MCU-RR и реализованного в нем метода АЛИГР. С помощью данной методики получены зависимости изменения скорости поглощения нейтронов основными изотопами европия (Еи-151,152,153,154,155) от положения ОР в реакторе и от времени облучения. Эти зависимости являются основой для получения распределения изотопов европия и их активности в объеме пэлов ОР как важнейшей из радиационных характеристик.

2. Для решения задачи изотопной кинетики в процессе облучения пэлов разработана специальная программа KOCMEU. В базе данных этой программы содержатся графики реальных перемещений ОР и изменения мощности реактора, значения скоростей захвата нейтронов на ядрах основных изотопов европия Еи-151, Еи-152, Еи-153, Еи-154, Еи-155 в объеме пэла в зависимости от положения ОР в реакторе в процессе облучения и изменения изотопного состава пэла от времени работы.

3. С использованием разработанной расчетно-экспериментальной методики выполнен расчет активности радионуклидов европия (Еи-152,-154,-155), накопившихся в пэлах всех отработавших ОР КО и ЦКО реактора СМ. Показано, что на момент проведения расчетов (май 2002 г) для всех пэлов отработавших КО и ЦКО эта активность на 2002г составляла 2,5-10|5Бк (68500 Ки).

4. На основании полученных расчетных данных о распределении радионуклидов европия (Ей-152,-154,-155) и их активности в объеме исследуемых пэлов сделан расчет мощности поглощенной дозы гамма-излучения от них. Показано, что мощность поглощенной дозы гамма-излучения от пэлов КО й ЦКО на расстоянии 0,5 м в воде в зависимости от времени облучения в исследовательском реакторе СМ и времени выдержки, лежит в интервале 0,15 - 0,45 мГр/с (0,015 - 0,045 Рад/с).

5. Предложенная методика моделирования условий облучений пэлов органов СУЗ реактора СМ проверена экспериментально. Показано, что расчетные и экспериментальные значения распределений радионуклидов европия (Eu-152,-154) по высоте пэлов, интегральные значения объемной активности, мощности поглощенных доз хорошо согласуются. Соответствие между данными расчетов и экспериментов свидетельствует о правильности основных концепций, принятых в методике расчета. Апробация методики моделирования условий облучения пэлов произведена для различных по назначению и условиям эксплуатации органов регулирования реактора СМ, что свидетельствует об универсальности данной методики и возможности ее применения для других органов СУЗ, эксплуатируемых в активных зонах различных ядерных реакторов.

6. Разработанная методика, основанная на использовании прецизионного комплекса программ, позволяет определять с хорошей точностью радиационные характеристики облученных пэлов, прогнозировать их изменение в процессе временного хранения в бассейнах выдержки. При этом исключаются или сводятся к минимуму трудоемкие, связанные с дозовыми нагрузками, дорогостоящие экспериментально-практические операции по определению радиационных характеристик радиоактивных отходов такого типа, которые необходимы для обоснования различных путей утилизации облученных пэлов ОР, одним из которых является изготовление на их основе источников гамма-излучения, а другим - обоснование условий их длительного хранения.

7. Предложена схема нового вида источника гамма-излучения на основе смеси изотопов европия Eu-152, Eu-154 для использования в промышленных гамма-установках, представляющая собой нержавеющую трубку 012x1 мм, герметично заваренную с обоих концов, внутри которой размещены три пэла отработавших ОР реактора СМ.

8. Проведено сравнение радиационных характеристик нового вида источника с радиационными характеристиками стандартных промышленных источников гамма-излучения. Активность источника составляет 510 Ки, период полураспада - 10,4 года, мощность поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 1м от центра оси источника - 3 Гр/час. Показано, что радиационные характеристики представленного источника укладываются в диапазон радиационных характеристик применяемых источников гамма-излучения Со-60, Cs-137.

9. Рассмотрены варианты конструкций мощных источников гамма-излучения, скомпонованных из трехпэльной конструкции в защитных трубах различного диаметра по типу "беличье колесо". На основе радиационных характеристик рассмотренных вариантов, оптимальной представляется конструкция в которой источник набран в один ряд в трубе 09ОХ3 мм из 17 трубок 012x1 мм, с размещенными внутри пэлами (51 шт.) ОР реактора СМ, вплотную к внутренней поверхности защитной трубы. Активность такого источника составляет 8670 Ки, период полураспада - 10,4 года, мощность поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 1м от центра оси источника - 43 Гр/ч.

10. Предложена схема нового источника гамма-излучения на основе смеси изотопов европия Еи-152, Еи-154 для использования в промышленных гамма-установках, представляющая собой нержавеющую трубку 012x0,5 мм, герметично заваренную с обоих концов, внутри которой размещен один пэл из отработавших ОР реактора БН-600. Эта схема конструкции тоже выполнена по типу-«беличье колесо». В этом варианте в трубе 090x3 размещаются 17 шт. пэлов (внешним диаметром 9,5 мм) ОР реактора БН-600.

11. Результаты данной работы использованы в проекте пилотной гамма-установки для радиационной обработки различных материалов в г.Харьков.

Автор выражает глубокую признательность сотрудникам НИИАР - Ванееву Ю.Е., Булычевой J1.B., Марихину Н.Ю., Жителеву В.А., Дворецкому В.Г., Комарову А.Н., Коняшо-ву В.В, Свиридову А.Ф. за помощь в проведении расчетов и за обсуждение полученных результатов.

Автор особо благодарен начальнику ОРК - Святкину М.Н. и главному инженеру реактора СМ - Петелину A.JL, персоналу группы транспортной технологии ОРК за оказанную помощь при обращении с отработавшими органами регулирования реактора СМ.

Автор, признателен сотрудникам ОРИП НИИАР Топорову Ю.Г., Гордееву Я.Н., Шим-бареву Е.В., Тарасову В.А. и начальнику ОИМР Клинову А.В. за помощь при обсуждении результатов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Дорофеев, Александр Николаевич, 2003 год

1. В.Д. Рисованный, Е.П. Клочков, В.Б. Пономаренко, А.В. Захаров Европий в ядерной технике, Димитровград, 1998г.

2. Опыт конструирования, производства и эксплуатации органов регулирования ядерных реакторов, Сборник тезисов докладов на международной научно-технической конференции, посвященной 70-летию МЗП, Москва, ФГУП ЦНИИатоминформ, 2002г.

3. Е.П. Клочков, В.Д. Рисованный, А.В. Захаров, А.Н. Дорофеев и др. Обобщение результатов исследований конструкций органов регулирования и установление их местоположения и физического состояния, отчет по задаче В проекта 2376р МНТЦ, 2003г.

4. Постановление Правительства Российской Федерации Обращения с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996 -2005 годы, от 23 октября 1995 г. № 1030.

5. Е.П. Клочков, В.Д. Рисованый, В.Б. Пономаренко, В.М. Чернышов Способ получения сердечника гамма-источника на основе радионуклидов европия, патент России, № 2034347

6. Е.П. Клочков, В.Д. Рисованый, В.Б. Пономаренко, В.М. Чернышов и др. Источник гамма-излучения с активным сердечником и способ его изготовления, патент России, №2035076

7. The ICGFI Secretariat Joint FAO/IAEA Division of Nuclear Techniques in Food and Agriculture Wagramerstrasee 5, P.). Box 100, A-1400 Vienna, Austria, 1999.

8. И.А. Чернов, И.А. Широковских Расчет изменения изотопного состава органов СУЗ реактора БН-600. Белоярская АЭС. Физика и теплофизика реактора БН-600, 1994г.

9. Л.П. Абагян, И.О. Базазянц и др. Групповые константы для расчета реакторов и защиты: Справочник. М.:Энергоатомиздат,1981г.

10. Е.Ф.Селезнев Аннотация программы SYNTES расчета реактора в двумерной геометрии. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. М.:ИАЭ им. И.В. Курчатова. 1984г. Вып. 6 (43).

11. М.А. Kalugin and L.V. Maiorov Application of the Monte Carlo Method for Analyzing the IGR Reactor Experiments. Pros, of the 1996 Topical Meeting "Radiation Protection end Shielding", No. Falmouth, Massachusetts, USA, April 21-25, 1996.

12. E.R. Woodcock et. al. In:Proc. of the Conf. on the Application of the Computing Methods to reactor Problems, (Argonne, USA, 1965).

13. JI.H. Ярославцева, П.А. Фомиченко, А.В. Васильев, Л.Л. Кононова Методы и алгоритмы нейтронно-физического расчета ядерных ректоров в комплексе программ JARFR. Отчет ИПБ/РНЦ "КИ" № 90/1-4-95,1995г.

14. Leland L. Carter General-Purpose Monte-Carlo Codes and Application, TANS, v.27, 1977.

15. Л.П. Абагян, A.E. Глушков и др. Программа MCU-3 для расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, Том 3. Препринт РНЦ КИ, ИАЭ-5736, М., 1994г.

16. Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCUDAT-1.0. Аттестационный паспорт программного средства №61, выданный 17.10.96г. НТЦ ЯРБ ГАН РФ.

17. E.Gomin, L.Maiorov. The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation. Proceedings of International Conference, September 27-30, 1999, vol.2. Madrid, Spain.

18. Л.П. Абагян, Н.И. Алексеев, В.И. Брызгалов и др. Верификация и проверка качества программы MCU-REA применительно к расчётам критичности и выгорания реакторов типа ВВЭР. Отчёт ИЯР РНЦ-КИ №36/7-98, Москва, 1998г.

19. В.П. Полевой Комплекс программ MMKFK для нейтронно-физических расчетов реакторов методом Монте-Карло.,-ВАНТ.Сер.физика и техника ядерных реакторов, М., 1991г., вып.2.

20. А.А. Андросенко, П.А. Андросенко Комплекс программ BRAND для расчетов характеристик переноса излучения методом Монте-Карло, -ВАНТ.Сер.физика и техника ядерных реакторов, М., 1985, вып.7.

21. М.А, Kalugin and L.V. Maiorov Application of the Monte Carlo Method for Analyzing the IGR Reactor Experiments. Pros, of the 1996 Topical Meeting "Radiation Protection end Shielding", No. Falmouth, Massachusetts, USA, April 21-25, 1996.

22. А.П. Веселкин, Ю.А. Егоров и др. Инженерный расчет защиты атомных станций. М.: Атомиздат, 1976г.

23. R.W.Roussin and all. "The CTR processed multigroup cross section library for neutronics studies". ORNL/RSIC-37, 1979.

24. Н.И. Алексеев, А.Е.Глушков, E.A. Гомин, М.И. Гуревич. Верификация программы MCU-REA на международной базе интегральных экспериментов. Отчёт ИФ "Содействие" инв.№, Москва, 2001г.

25. А.Х. Брегер Развитие радиационно-химического аппаратостроения в СССР, Атомная энергия, 1988-65, №4.

26. N.Tamura Gamma irradiation facilities, Radiation Phys. and Chem., 1981-18, №2.

27. R.A. Harrod AESZ sterilization facilities, Radiation Phys. and Chem., 1977-9, №2.

28. J. Cuda Optimum plant capacity-technical and economic consideration, Radiation Phys. and Chem., 1985 -25, №1-3.

29. C. Mosse, J.J. Zaizier, Y. Keraron Experimental qualification of a code for optimizing gamma-irradiation facilities, Radiation Phys. and Chem., 1988 -25, №1-3.

30. E.W. Beers, P. End Innofavations in irradiation design, Radiation Phys. and Chem., 1990 -35, №4-6.

31. J.A. Beck Auditing radiation sterilization facilities, Radiation Phys. and Chem., 1990 -35, №4-6, p.811-815.

32. J.O. Phillips Radiation technology in surgery and the pharma ceuti cal industry, IAEA Bull, 1994-36, №1.

33. A.M. Кузин, Д.А. Каушанский Прикладная радиобиология, Энергоатомиздат, 1981.

34. M.JI. Гольдин Радиационная измерительная техника сельскохозяйственного производства, Энергоатомиздат, 1986г.

35. Р.В. Джагацпанян, В.И. Емельянов Технология радиационного хлорирования, сульфо-хлорирования и сульфоокисления органических соединений, Энергоатомиздат, 1984.

36. Э.Э. Финкель, B.J1. Карпов, С.М. Берлянт Технология радиационного модифицирования полимеров, Энергоатомиздат, 1982г.

37. В.А. Гольдин, Е.Д. Чистов Установки и аппараты радиационной технологии, Энергоатомиздат, 1985г.

38. Расчет и конструирование радиоизотопных радиационно-химических установок, Справочник, Атомиздат, 1975г.

39. А.К. Пикаев, С.А. Кабакчи Реакционная способность продуктов радиолиза воды, Энергоатомиздат, 1982, с.201.

40. В.Н. Шубин, Ю.И. Шаранин, С.А. Бруснецова Радиационное обеззараживание сточных и природных вод, Энергоатомиздат, 1985г.

41. В.А. Рябченко О санитарно-показательном значении кишечной палочки при обеззараживании воды гамма-излучением, Гигиена и санитария, 1964, №9.

42. Т. Ацухиро Радиационная очистка пресной воды, Радиоизотоп, 1988-37, №7.

43. Т. Саваи Радиационнохимическая очистка загрязненной воды, Nucl. End, 1979-25.

44. В.А. Рябченко, Н.А. Арбузова, JI.A. Сергунина Обеззараживание сточных вод гамма-излучением, В сб. Актуальные вопросы санит. микробиологии, 1973г.

45. Сборник нейтронно-физических характеристик каналов облучения реактора СМ. Отчет НИИАР 0-4479, Димитровград, 1996г.

46. Исследовательский реактор СМ-2. Пояснительная записка (техническое обоснование безопасности) Инв.№1074. НИИАР, Димитровград, 1988г.

47. Е.П. Клочков, В.Д. Рисованный, Ю.Е. Ванеев, А.Н. Дорофеев Радиационные характеристики европийсодержащих органов СУЗ реактора СМ-2 после длительной эксплуатации. Атомная энергия, т.93, вып.2 2002г.

48. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива, Справочник, Энерго-атомиздат, 1983г.

49. А.И. Шляхтер Функции распада и их применение в расчетах образования изотопов, ЛИЯФ, 1982г.

50. Исследовательский реактор СМ-3. Пояснительная записка (отчет обоснования безопасности) Инв.№ 0-4876. НИИАР, Димитровград, 1999г.

51. В.А.Жителев, В.Г.Дворецкий, В.П.Смирнов, А.Н.Дорофеев Алгоритмы эмиссионной томографии объектов с радиально-асимметричным распределением активности излучателей. В сб. трудов НИИАР, вып.4 2000г.

52. А.Х. Брегер, .Б.И. Ванштейн, Н.П. Сыркус, В.А. Гольдин, J1.B. Чепель Основы радиационно-химического аппаратостроения, Атомиздат, 1967.

53. В.Д. Рисованый, Е.П. Клочков, В.Б. Пономаренко, А.В. Захаров Европий в ядерной технике, Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 1998г.

54. Схемы распадов радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения, Рекомендации МКРЗ, Энергоатомиздат, 1987г., ч.1, книга1, ч.2, книга2.

55. Расчет и конструирование радиоизотопных радиационно-химических установок, Справочник, Атомиздат 1975г.

56. Е.П. Клочков, В.Д. Рисованный, Ю.В. Ванеев, А.Н. Дорофеев Источник гамма-излучения, заявка на изобретение №2002131013 от 18.11.02.

57. Виды ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ, КОТОРЫЕ МОГУТ БЫТЬ ПОДВЕРГНУТЫ РАДИАЦИОННОЙ ОБРАБОТКЕ

58. Продукт Цель облучения Доза, кГр Эффект воздействия

59. Картофель, лук Увеличение срока хранения. 0,050,15 Задержка прорастания.

60. Пшеница, мука, сухие фрукты, зараженные насекомыми, земляные и грецкие орехи Дезинсекция. 0,20-1 Уничтожение или стерилизация насекомых.

61. Клубника, бананы, папайя, манго, грибы, томаты, спаржа Увеличение срока хранения. 1-8 Уменьшение роста и размножения плесени, дрожжей, задержка созревания.

62. Мясо, птица и другие скоропортящиеся продукты Безопасное увеличение сроков хранения без замораживания. 40 Предотвращение роста и размножения микроорганизмов.

63. Замороженное мясо, птица, яйца, другие продукты и корма, • являющиеся переносчиками патогенных микроорганизмов Предупреждение образования ядовитых веществ в продуктах питания. 3-10 Предотвращение роста и размножения салмонелл.

64. Специи и другие добавки Уменьшение зараженности. 5-20 Снижение роста и подавление микробиологических популяций.1. Диапазон измеряемых доздля ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ

65. Цель облучения Диапазон измерений, рад

66. Предпосевное облучение семян сельскохозяйственных культур 102-104

67. Предпосадочное облучение клубней картофеля 102-103

68. Задержка прорастания семенных клубней картофеля в предпосадочный период (2+3)-1031. Селекция растений 102-105

69. Предотвращение прорастания картофеля, лука (5-И5)-103

70. Продление сроков хранения овощей, ягод, фруктов (1-8)-Ю51. Дезинсекция зерна 104-105

71. Стерилизация медицинских изделий и препаратов 105-5-106

72. Радуризация рыбы и рыбных продуктов (0,2-0,4)-106

73. Обеззараживание навозных стоков промышленных животноводческих комплексов 3-104-106

74. Ослепление глазков на черенках винограда 5-102-3-103

75. Карантинное обеззараживание кожи и шерсти животных (2+3)-106

76. Консервирование шкур и кожевенного сырья Ю5-106

77. Стерилизация специй и других добавок в пищевые продукты (0,5-5-2)-106 .

78. Стерилизации пищи лабораторных животных (2-5)-106

79. Стерилизация сточных вод (0,4-5-2)-106

80. Экстракорпоральное облучение крови (1-6)-102

81. Половая стерилизация насекомых-вредителей (5-И 5)-103

82. Консервирование и улучшение качества кормов (0,2*3)-106

83. Увеличение яйценоскости и жизнеспособности кур 2-5-6

84. Стерилизация изделий и препаратов в ветеринарии (2*5)-106

85. Удлинение сроков хранения мяса и ряда мясных продуктов: радисидацей радуризацией радаппертизацией (2-5-6)-105 (1-5-6)-105 (1-5-5)-Ю6

86. ОБРАБОТКА ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ ОБЛУЧЕНИЕМ В СТРАНАХ МИРА (ОЦЕНКИ НА 1999 г.; ОБЩИЙ ОБЬЕМ 243 тыс. т.

87. Аргентина. Специи, сушеные овощи, чеснок, яйцепродук-ты, обезвоженная бычья сыворотка. 740 т.

88. Бангладеш. Сушеная рыба, замороженные продукты, стручковые. 229 т.

89. Бельгия. Пища для лабораторных животных, специи, замороженные лягушачьи лапки, креветки, ароматические травы н чаи. 15 тыс. т.1. Бразилия. Специи.

90. Венгрия. Специи, сушеные овощи. 800 т.

91. Вьетнам. Специи, сушеные травы.1. Германия. Специи.1. Дания. Специи.

92. Израиль. Специи, приправы и травы. 1тыс. т.

93. Индонезия. Не указано. 4015 т.1. Иран. Специи.1. Канада. Специи. 3 тыс. т.

94. Китай. Специи, овощные приправы (чеснок, 32 тыс. т), сладкое картофельное вино, картофель, лук, обезвоженные овощи, охлажденное мясо, диетические продукты, рис, зерновые, пшеничная мука, специи. 72 тыс. т.

95. Куба. Бобы, лук, картофель.

96. Малайзия. Спецни, травы и сухие ингредиенты пищевых продуктов.

97. Мексика. Сухие пищевые продукты. 4,6 "тыс. т.

98. Нидерланды. Не указано. 30 тыс. т.1. Норвегия. Специи.

99. Перу. Специн, пищевые добавки, корм для животных.

100. Польша. Специи, обезвоженные грибы и овощи. 300 т.

101. Соединенное Королевство. Специи.

102. Соединенные Штаты. Специи, свежие продукты, куры. 50 тыс. т.

103. Таиланд. Ферментированные свнные сосиски (нхэм), спецни для производства супов и других продуктов. 880 т. Финляндия. Специи.

104. Франция. Специи и овощные приправы, мороженые креветки, лягушачьи лапки, птица (мороженое куриное филе). 25 тыс. т.

105. Хорватия. Маковое семя, молотый красный перец, корень алтея, лист алтея, березовый лист, лист мяты, лист тимьяна, цветки ромашки, экстракт зверобоя, экстракт мяты, экстракт валерианы. 37 т.

106. Чешская Республика. Сухие ингредиенты пищевыхпродуктов, специи. 850 т.

107. Чили. Специи и приправы, сушеные овощи, замороженные продукты (морепродукты). 635 т.1. Югославия. Специи.

108. Япония. Картофель. 20 тыс. т.

109. Примечание: Оценочные данные представили не все страны.