Оптимизация нейтронно-физических параметров исследовательского пульсирующего реактора нептун тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Хассан Ахмед Абуельхамд Абдельнаби

• Хассан Ахмед Абуельхамд Абдельнаби
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Хассан Ахмед Абуельхамд Абдельнаби

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ИМПУЛЬСНЫЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ В МИРЕ. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1. Классификация исследовательских реакторов

1.1.1. Стационарные реакторы

1.1.2. Импульсные реакторы

1.2. Основные показатели качества импульсного реактора как источника нейтронов

1.3. Кинетика и режим работы импульсного быстрого реактора

1.4. Исследовательские периодические импульсные реакторы в России

1.4.1. Реактор ИБР-1

1.4.2. Реактор ИБР-30

1.4.3. Реактор ИБР-2

1.4.4. Реактор НЕПТУН

1.5. Нептуний

1.5.1. Преимущества Np-237 как ядерного топлива для импульсных реакторов

Глава 2. АНАЛИЗ БИБЛИОТЕК ОЦЕНЁННЫХ ЯДЕРНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЁТА ИМПУЛЬСНОГО РЕАКТОРА ПЕРИОДИЧЕСКОГО ДЕЙСТВИЯ НЕПТУН

2.1. Описание модели реактора и исходные данные для расчёта

2.2. Расчетная методика и краткие сведения об используемой программе

2.3. Сравнение библиотек оценённых ядерных данных при расчёте критической массы Np-237

2.3.1. Методология исследования

2.3.2. Обсуждение результатов

2.4. Сравнение результатов расчета программ SERPENT c MCU для реактора НЕПТУН

Вывод к главе

ГЛАВА 3. РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМЫ ФЛУКТУАЦИЙ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА НЕПТУН: ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ВЫСОКООБОГАЩЕННОГО УРАНА

3.1. Описание проблемы нестационарных процессов реактора

3.2. Качественные соображения и техническое решение по проблеме снижения флуктуаций мощности в реакторе НЕПТУН

3.3. Полученные результаты расчёта

3.3.1. Время жизни поколения нейтронов (время генерации нейтронов)

3.3.2. Эффективная доля запаздывающих нейтронов (вэфф)

3.3.3. Изменение реактивности при добавлении Ри или и

3.3.4. Распределение энерговыделения в активной зоне

Выводы к главе

ГЛАВА 4. РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМЫ ФЛУКТУАЦИЙ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА НЕПТУН ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ МАЛООБОГАЩЕННОГО УРАНА И СВИНЦОВОГО ОТРАЖАТЕЛЯ (РЬ-208)

4.1. Исходные данные для расчёта

4.2. Результаты расчётов нейтронных параметров реактора

4.2.1. Время жизни поколения нейтронов, К-эфф и р-эфф

4.2.2. Плотность потока нейтронов на поверхности замедлителя

4.2.3. Распределение энерговыделения по активной зоне

4.3. Выводы по увеличению времени жизни нейтронов в реакторе Нептуна путём добавления высокообогащённого урана без фильтра

4.4. Предложение использовать свинец-208 в качестве отражателя реактора

4.4.1. Причины выбора РЬ-208 в качестве отражателя нейтронов

4.4.2. Описание расчётной модели и методология исследования

4.5. Обсуждение результатов

4.5.1. Время жизни поколения нейтронов и К-эфф

4.5.2. Плотность потока тепловых нейтронов

4.5.3. Распределение энерговыделения по активной зоне

Выводы к главе

ГЛАВА 5. СНИЖЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В ТН МОДУЛЯТОРА РЕАКТИВНОСТИ БЕЗ СУЩЕСТВЕННОГО СНИЖЕНИЯ ЕГО ЭФФЕКТИВНОСТИ

Введение

5.1. Задача и методика расчёта

5.2. Полученные результаты и обсуждение

5.2.1 Распределения энерговыделения и температуры в ТШ2

5.2.2. Влияние добавления N1 на нейтронные характеристики реактора

5.3. Влияние изменения времени жизни поколения нейтронов и а- параметра на

величину Димп

Выводы к главе

ГЛАВА 6. ОПТИМИЗАЦИЯ ВОДЯНОГО И ХОЛОДНОГО ЗАМЕДЛИТЕЛЕЙ РЕАКТОРА НЕПТУН

6.1. Описание модели

6.2. Методология и вычислительные инструменты

6.3. Оптимизация водяного замедлителя

6.3.1. Полученные результаты и обсуждение первой части

6.4. Оптимизация толщин водяного пред-замедлителя, холодного замедлителя и конфигураций холодного замедлителя

6.4.1 Результаты второй части

6.5. Оптимизация материалов холодного замедлителя

6.5.1. Результаты третьей части моделирования

Выводы к главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ОСНОВНЫХ ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ И ОБОЗНАЧЕНИЙ

а.з. - активная зона

АИР - Апериодический импульсный реактор

АЗ - аварийная защита

АР - автоматический регулятор

АСКУ - автоматизированная система контроля и управления

АТО - аварийный теплообменник

ВЗ - водяной замедлитель

ВКУ - внутрикорпусные устройства

ВТО - воздушный теплообменник

ЗПА - запроектная авария

ЗЭ - задвижка с электроприводом

ИК - ионизационная камера

ИС - исходное событие

ИЯУ - исследовательская ядерная установка

КГО - контроль герметичности оболочек

КЕЦ - клапан естественной циркуляции

КО - клапан обратный

КС - компенсирующий стержень

КЭ - клапан с электроприводом

МР - модулятор реактивности

НД - нормативная документация

НИОКР - научно-исследовательская и опытно-конструкторская работа

ИРПД - импульсный реактор периодического действия

ИБР - импульсный быстрый реактор

НФХ - нейтронно-физические характеристики

ОУ - облучательное устройство

ПИР - Периодический импульсный реактор

ППН - плотность потока нейтронов

ППТН - плотность потока тепловых нейтронов

ППХН - плотность потока холодных нейтронов

ПТО - промежуточный теплообменник

ПД - продукт деления

РАО - радиоактивные отходы

РБ - бак расширительный

РВ - радиоактивные вещества

РО - регулирующий орган

САОТ - система аварийного отвода тепла

с.н.а. - смещение на атом

СУЗ - система управления и защиты

т.а. - тяжелые атомы

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл - тепловыделяющий элемент

ц.п.а.з. - центральная плоскость активной зоны

ЭК - экспериментальный канал

ЭМН - электромагнитный насос

ЯМ - ядерные материалы

ЯТ - ядерное топливо

ВВЕДЕНИЕ

С самого момента открытия нейтрона Чедвиком в 1932 году, начались научные исследования с использованием свободного нейтрона как частицы, участвующей во всех видах взаимодействия (сильное, слабое, электромагнитное и гравитационное); эти исследования постоянно расширялись [1, 2]. На большинстве нейтронных источников используются методы дифракции, рефлектометрии, малоуглового и неупругого рассеяния нейтронов для исследований в области физики конденсированного вещества, физики твёрдого тела и мягкого вещества, химии, молекулярной биологии, инженерных наук. Эти методы эффективны благодаря уникальным свойствам нейтронов низких энергий:

• отсутствие у нейтрона электрического заряда, что обеспечивает глубокое неразрушающее проникновение,

• зависимость от изотопного состава,

• наличие у нейтрона магнитного момента,

• их длины волн (1-10 А°) соответствуют типичным межатомным расстояниям и характерным энергиям элементарных возбуждений в конденсированных средах.

Получить свободные нейтроны с большим потоком, необходимым для исследований, можно с помощью исследовательских реакторов (размножающая среда) и ускорителей (испарительный эффект) [2, 3]. В ядерных реакторах нейтроны производятся с помощью индуцированного ядерного деления после поглощения нейтрона в тяжёлом ядре. В результате выделяется в среднем 2-3 нейтрона/деление и примерно 200 МэВ тепловой энергии. Такое количество энергии необходимо эффективно отводить от активной зоны реактора для обеспечения стабильной работы. В силу технических ограничений, связанных с отводом энергии от а.з., поток нейтронов в реакторных источниках уже вышел на плато с 1960-х годов [1].

В испарительных источниках нейтроны производятся в результате столкновения быстрых частиц, полученных с помощью ускорителей, с ядрами. В качестве примера можно привести столкновение дейтерия с минимальной энергией 250 кэВ с тритием или протонов с энергией 800-1200 МэВ с тяжёлыми ядрами (У,

Ри, Np и Pb). Энергия, выделяемая при каждом столкновении, составляет всего около 1/4 45 МэВ) энергии, выделяемой в реакции деления, однако количество нейтронов, образующихся при каждом столкновении, намного больше, чем при делении (около 20 - 40 нейтронов на столкновение). Испарительные источники нейтронов рассматриваются как импульсные источники нейтронов, где пиковые потоки нейтронов после ввода этих источников в эксплуатацию приблизятся к 1016 н/см2/с, а средние по времени - к 1014 н/см2/с.

Реакторные источники нейтронов могут быть непрерывными (стационарными реакторами) или импульсными. В стационарном реакторе процесс реакции цепного деления тяжёлых ядер (как и, Ри или сопровождающийся выделением энергии и порождающий поток нейтронов, поддерживается постоянным во времени.

Сейчас в мире работает около 225 исследовательских реакторов [2]. Основное назначение исследовательских реакторов - обеспечить источник нейтронов для исследовательских и прикладных целей. Объём активной зоны исследовательских реакторов мал по сравнению с энергетическими реакторами, основной функцией которых является выработка тепла для производства электроэнергии. Мощность исследовательских реакторов составляет до 100 МВт по сравнению с 3000 МВт для типичного энергетического реактора. Общая мощность 223 исследовательских реакторов в мире составляет немногим более 3000 МВт.

Исследовательским реакторам требуется меньше топлива, и они сжигают меньше топлива по сравнению с энергетическими реакторами. С другой стороны, для их топлива требуется более высокообогащённый уран, обычно до 20% и-235, хотя в некоторых старых установках все ещё используется 93% и-235. Это среднеобогащённый уран (до 20 %) с высоким содержанием и-235. Поскольку производство нейтронов является их основной функцией, большинству исследовательских реакторов также необходим отражатель для уменьшения потерь нейтронов из активной зоны. Высокообогащённый уран (>20% И-235) или плутоний с высокой концентрацией Ри-239 позволяют получить более компактные

а.з. с высокими потоками нейтронов, а также более длительное время между кампаниями. Из общего количества 171 реакторов, построенных с а.з. из высокообогащённого урана, к 2020 году 71 были переведены на использование средне обогащённого урана (до 20 %), а 28 были закрыты. МАГАТЭ заявило, что "ещё предстоит проделать работу" по 72 объектам, все ещё использующим высокообогащённый уран.

Почти все исследовательские реакторы в мире работают на тепловых нейтронах. Только в России существуют исследовательские реакторы, работающие на быстрых нейтронах. Например,

- реактор БОР-60 (быстрый опытный реактор, 60 МВт) в НИИАР, г. Димитровград, строительство началось в 1965 году, в 1968 - физический пуск, в 1969 - энергетический пуск [3];

- реактор БР-5 (быстрый реактор, 5 МВт) в ФЭИ, г. Обнинск, период работы с 1959 с 2002. После реконструкции и повышения мощности реактора до 8 МВт получил новое название БР-10 [4, 5];

- реактор БИР-2М (быстрый импульсный реактор) в РФЯЦ-ВНИИЭФ. Сначала БИР-1 введен в эксплуатацию в 1965 г. После модернизации 2 раза получил название БИР-2 и ИБР-2М [6-8].

- реактор ИБР-2М (Импульсный Быстрый Реактор, 1,85 МВт) в г. Дубне в эксплуатации с 1981 по настоящее время.

В данный момент в мире ощущается нехватка исследовательских реакторов на быстрых нейтронах.

Исследовательский реактор с самым высоким потоком ПИК находится на территории ФГБУ «Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова», г. Гатчина, РФ, с проектной тепловой мощностью 100 МВт и нейтронным потоком около 1.2 x 1015 н/см2/с [4].

SNS (Spallation Neutron Source) в Соединённых Штатах Америки в Ок-Риджской национальной лаборатории был зарегистрирован в мире как самый интенсивный и яркий импульсный источник нейтронов на основе реакции

расщепления тяжёлых ядер протонами с потоком нейтронов, достигающим 8 х1015 н/см2/с [9].

Очень интересными гибридными источниками нейтронов, объединяющими ядерные реакторы и импульсные источники, являются пульсирующие исследовательские ядерные реакторы. Первый реактор такого типа начал работать в Объединённом институте ядерных исследований ОИЯИ, Дубна, 23 июня 1960г. На сегодняшний день в Дубне работает исследовательский импульсный реактор ИБР-2М средней мощностью 1.85 МВт, с длительностью импульсов 250 мкс и с нейтронным потоком в пике мощности 5 х 1015 н/см2/с.

Реакторная установка ИБР-2М, комплекс технологического оборудования и здание реактора выработают свой окончательный ресурс в зависимости от режима эксплуатации в 2032-2037г.

В данной диссертации подробно рассмотрены результаты разработки перспективного реактора нового поколения типа ИБР - НЕПТУН, который должен прийти на смену работающему реактору «ИБР-2М» в Дубне [10].

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация нейтронно-физических параметров исследовательского пульсирующего реактора нептун»

Актуальность работы

В 2032 году (ровно через 100 лет после открытия нейтрона) источник нейтронов второго поколения в России реактор ИБР-2М с комплексом технологического оборудования выработает свой ресурс. В настоящее время является единственным в странах-участницах ОИЯИ источником нейтронов мирового класса для исследований на выведенных пучках. Расчеты, проведенные в Лаборатории Нейтронной Физики (ЛНФ) ОИЯИ, показывают, что предел возможностей реактора ИБР-2 ограничен значением 1013 н/см2/с [11]. После 2030 г. ожидается сильная нехватка источников нейтронов в России и Европе для исследовательских целей, в связи с чем необходимо уже сегодня начинать проектирование и создание новых источников.

В настоящее время реактор ИБР-2М успешно используется исследователями из десятков стран для проведения экспериментов в области физики твёрдого тела. Для сохранения этого направления исследований в Объединённом институте

ядерных исследований на мировом уровне необходимо создание к 2040-м годам нового источника нейтронов мирового класса.

С учётом планов Российской Федерации по завершению проекта высокопоточного исследовательского реактора ПИК стационарного действия становится ясно, что создаваемый в ОИЯИ источник должен быть импульсным, периодического действия для того, чтобы дополнить реактор ПИК возможностями, отсутствующими на стационарных источниках.

В ЛНФ ОИЯИ начиная с 2015 г. были рассмотрены различные варианты источников, например, импульсный источник нейтронов третьего поколения на основе линейного ускорителя протонов и подкритической размножающей сборки с Кр-237 и механической модуляцией реактивности «супербустер НЕПТУН». Но работы по этому варианту установки были приостановлены в связи с невозможностью обеспечения стабильности работы [10, 12-22].

В качестве основного варианта нового источника с начала 2017 г. рассматривается импульсный реактор с мгновенной надкритичностью «НЕПТУН» средней мощностью 10-15 МВт и средним по времени потоком тепловых нейтронов на поверхности водяного замедлителя около 1014 н/см2/с.

В 2017 г. были высказаны отдельные идеи, которые привели к концепции «НЕПТУН»-а [11, 14]. В 2018 г, впервые была сформулирована идея (концепция) данного проекта [18]. В 2019 г, полностью была разработана концепция [23] и в 2020 г, были подготовлены обзорное изложение концепции и актуальный обзор ситуации с «НЕПТУН»-ом и физикой вокруг [10, 24]. Данная концепция имела ряд некоторых физических проблем, решение которых было необходимо для того, чтобы продолжить процесс разработки принципа реактора «НЕПТУН», таких как:

- флуктуации амплитуды импульса, возможность колебательной неустойчивости;

- снижение тепловой нагрузки на гидрид титана вблизи пустотной секции без ухудшения нейтронно-физических характеристик модулятора реактивности;

- оптимизация активной зоны и замедлителей для улучшения параметров реактора;

- получения максимальной плотности потока тепловых и холодных нейтронов.

Цели и задачи диссертационной работы

Целью диссертационной работы являются расчетно-математическое обоснование основных принципов создания импульсного реактора НЕПТУН и развитие концепции высоко-поточного пульсирующего реактора с топливом на основе нитрида нептуния, включая исследования нейтронно-физических характеристик нового реактора НЕПТУН со средней мощностью до 15 МВт с натриевым теплоносителем, решение возникающих задач, таких как проблема нестационарных процессов (флуктуации амплитуды импульса, возможность колебательной неустойчивости), снижение тепловой нагрузки на гидрид титана вблизи пустотной секции без ухудшения нейтронно-физических характеристик модулятора реактивности, а также оптимизация активной зоны и замедлителей для улучшения параметров реактора, повышения безопасности его работы и получения максимальной плотности потока тепловых и холодных нейтронов.

Для реализации поставленной цели были поставлены и решены следующие задачи:

1. сравнение библиотек оцененных ядерных данных для изотопа ^-237, ввиду мало изученности его характеристик.

2. анализ модели реактора НЕПТУН, разработанной при помощи программного комплекса 8ЕКРЕ№Г-2, реализующего метод Монте-Карло, на основе имеющихся расчётных результатов проектировщика.

3. получение нейтронно-физические характеристики реактора для различных компоновок активной зоны с учётом размещения опускного участка теплоносителя, и также результаты моделирования смещения модулятора реактивности и оценки коэффициента параболы реактивности.

4. поиск способа увеличения «импульсной доли запаздывающих нейтронов» вимп, которая определяет устойчивость импульсов мощности в импульсном реакторе НЕПТУН.

5. повышение времени жизни поколения мгновенных нейтронов т, снижение флуктуаций мощности и повышение стабильности работы реактора за счёт использования на периферии активной зоны реактора топливной смеси «нитрид нептуния + делящийся материал».

6. снижение энерговыделения в материале ТШ2 в диске модулятора реактивности в секторах, примыкающих к окну модулятора реактивности.

7. оптимизация конфигураций теплового и холодного замедлителей, а также материального исполнения холодного замедлителя, с целью увеличения потока холодных нейтронов с поверхности замедлителя.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. Впервые предложены и обоснованы оригинальные способы решения проблем нестационарных процессов в реакторе НЕПТУН двумя путями:

I. добавлением на периферию активной зоны изотопов, делящихся на эпи-тепловых нейтронах (высокообогащённый уран).

II. добавлением на периферию активной зоны изотопов, делящихся на эпи-тепловых нейтронах (низкообогащённый уран) с использованием альтернативного варианта отражателя реактора.

2. Впервые предложена установка дополнительных никелевых отражателей в конструкцию диска - модулятора реактивности, чтобы снизить энерговыделения в материале Т1Н2 без снижения его эффективности.

3. Впервые произведена оптимизация конфигурации и материального исполнения комплекса замедлителей реактора НЕПТУН с целью получения максимальной плотности потока тепловых и холодных нейтронов.

Практическая значимость:

Сделан принципиальный вклад в задачу проектирования будущего высокоинтенсивного источника нейтронов для научных и прикладных исследований:

Предложенные способы увеличения времени жизни мгновенных нейтронов, обеспечивают решение проблем нестационарных процессов (флуктуации

амплитуды импульса, возможность колебательной неустойчивости) в реакторе НЕПТУН.

Предложенная конструкция диска модулятора реактивности, обеспечивает надёжность и увеличивает ресурс модулятора реактивности без снижения его эффективности.

Предложенные автором способы увеличения «импульсной доли запаздывающих нейтронов» в проектируемом реакторе НЕПТУН и модификации модулятора реактивности реактора НЕПТУН приняты для проработки и использования в проектирование высокоинтенсивного источника нейтронов.

Предложенные меры увеличения эффективности источника нейтронов третьего поколения в ОИЯИ приняты руководством проекта для внедрения (акт о внедрении (использовании) результатов диссертации в Лаборатории нейтронной физики им И.М. Франка ОИЯИ № 400-24/28 от 04 марта 2024 г).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Способ снижения флуктуаций импульсов мощности в импульсном исследовательском реакторе НЕПТУН путём использования, смешанного нептуний-уранового топлива в ТВЭЛах, граничащих с внешними замедлителями нейтронов (оптимальное содержание высоко обогащённого урана-235 относительно нептуния составляет около 3 % по объёму).

2. Способ снижения флуктуаций импульсов мощности в импульсном исследовательском реакторе НЕПТУН путем замены бериллиевого отражателя на никелевый или свинцовый (дважды магический изотоп РЬ-208) и одновременной замены в ТВЭЛах смешанной композиции (см. п.1) высокообогащённого урана на уран, обогащённый до 20%.

3. Модификация модулятора реактивности реактора НЕПТУН с целью снижения тепловой нагрузки на гидрид титана и тем самым значительного продления срока службы модулятора. Модификация заключается в установке дополнительных боковых никелевых отражателей на границе пустого сектора и сектора с гидридом титана. Показано, что подобная модификация несущественно увеличивает длительность импульса мощности.

Достоверность полученных результатов

Достоверность полученных результатов и выводов диссертации подтверждается:

• применением современных программ расчёта переноса частиц, аттестованных для расчёта ядерных реакторов.

• сравнением результатов расчётов с данными из международных бенчмарков и с другими международными программными комплексами MCU и MCNP;

• публикацией в реферируемых изданиях и выступлением с докладами на российских и международных научных конференциях.

Личный вклад автора

Все результаты, представленные в диссертационной работе подходы, результаты расчётов по программе кода Монте-Карло SERPENT-2 получены автором либо лично, либо при его непосредственном участии.

Автор внёс значительный вклад в подготовку публикационных материалов по теме диссертации, лично выступал с докладами на международных и научно -практических конференциях.

Труд автора был отмечен получением стипендии имени одного из основателей Лаборатории нейтронной физики ОИЯИ и лауреата нобелевской премии академика Ильи Михайловича Франка в 2021году и гранта для молодых учёных и специалистов в 2022 г, 2023г и 2024г.

Апробация результатов диссертации:

Основные результаты диссертации докладывались на следующих научных конференциях, семинарах и школах:

1. VIII Международная молодёжная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий», 15-20 апреля 2019 года, г. Москва, НИЯУ МИФИ.

2. Международная конференция молодых специалистов, учёных и аспирантов по физике ядерных реакторов «International Conference for young scientists, specialists and post-graduates on Nuclear Reactor Physics ICNPR-2020», Волга-2020, 7-11 September 2020.

3. The XXIV International Scientific Conference of Young Scientists and Specialists (AYSS-2020), 9 - 13 November 2020, Dubna, Moscow oblast.

4. 63-я Всероссийская научная конференция МФТИ «Фундаментальная и прикладная физика», с 23 по 29 ноября 2020, Москва, МФТИ.

5. The XXV International Scientific Conference of Young Scientists and Specialists (AYSS-2021), с 11 по 15 октября 2021, Dubna, Moscow region.

6. IX Международной молодёжной научной школы-конференции «Современные проблемы физики и технологий», с 26 по 28 апреля 2022, г. Москва, НИЯУ МИФИ.

7. INTERNATIONAL CONFERENCE "Condensed Matter Research at the IBR-2", 25 - 29 April 2022, Dubna, Russian Federation.

8. Научно-практическая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (НЕЙТРОНИКА-2022)», с 31.05 по 03.06 2022г, г. Обнинск.

9. The IV International Scientific Forum "Nuclear science and Technologies", 26 to 30 September 2022 at the Institute of Nuclear Physics (INP) of the Ministry of Energy of the Republic of Kazakhstan, Almaty.

10. JINR - AYSS (Association of Young Scientists and Specialists) "Alushta-XII", June 4 - 11-2023, Alushta, Russian Federation.

11. International Seminar on Interaction of Neutrons with Nuclei «ISINN-29», may 28 - June 2, 2023, Dubna, Russian Federation.

12. Семинар ОМУС в дом учёных ОИЯИ, 28.06.2023, «ядерные реакторы и ядерные топливные циклы», Дубна.

13. Задачи и методы нейтронных исследований конденсированных сред ЗМНИКС, 21-21 сентября 2023г, Екатеринбург, РФ.

14. Использования рассеяния нейтронов в исследовании конденсированных сред (РИНКС-2023), 25 -28 сентября 2023г, Екатеринбург, РФ.

15. XXVII International Scientific Conference of Young Scientists and Specialists (AYSS-2023), from 30 October to 3 November 2023, Dubna, Russian Federation.

16. International Seminar on Interaction of Neutrons with Nuclei «ISINN-30», 14 -18 April, 2024, "optimization of neutron physics parameters of the new pulsed nuclear reactor Neptune", Sharm El-Sheikh, Egypt, устный секционный доклад.

Публикации:

По теме диссертационной работы опубликовано 9 работ, отражающих основное содержание диссертации, из них 5 статьи в изданиях, индексируемых в международные базы Scopus и Web of Science, 4 статьи в журналах, входящих в список ВАК РФ и РИНЦ.

Структура диссертации

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и списка литературы. Общий объём работы составляет 190 страницы основного текста, включая 46 таблиц и 58 иллюстраций, в том числе графики.

В первой главе приводится подробное описание развития технологии ядерных пульсирующих реакторов. А также приводятся основные характеристики активной зоны «российских» импульсных реакторов и режимы работы быстрого пульсирующих реакторов. А также постулируются основные свойства изотопа Np-237.

Во второй главе производится сравнение библиотек оценённых ядерных данных для изотопа Np-237 и сравниваются результаты расчета программного комплекса SERPENT c другими программными комплексами, реализующими метод Монте-Карло. А также приводится описание расчётной модели реактора НЕПТУН.

В третьей основной главе обоснован способ значительного снижения уровня колебаний импульсов мощности в реакторе НЕПТУН через увеличение величины у#имп, которая в свою очередь изменяется путем увеличения т до 30 нс. В конструкцию активной зоны включены как топливные элементы с нитридом нептуния, так и элементы в состав топлива которых входит высокообогащенный уран.

Четвертая глава посвящена изучению возможности не использовать гадолиниевый фильтр с целью упрощения конструкции реактора, а также

использования в качестве материала отражателя изотоп свинц-208, что в свою очередь приводит к увеличению времени жизни генерации нейтронов при использовании урана с обогащением, не превышающим 20%.

В главе пять выдвигается и подробно описывается способ снижения энерговыделения в материале гидрида титана модулятора реактивности (МР) реактора НЕПТУН, с минимальным влиянием на эффективность модулятора.

Шестая глава посвящена оптимизации теплового и холодного замедлителей реактора НЕПТУН для получения максимально возможных потоков тепловых и холодных нейтронов на выводимых пучках.

ГЛАВА 1. ИМПУЛЬСНЫЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ В МИРЕ.

ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1. Классификация исследовательских реакторов

Существуют различные типы ядерных реакторов. Их можно классифицировать по типу топлива, обогащению, теплоносителю, замедлителю, энергетическому спектру нейтронов, структуре активной зоны, конструктивному исполнению и назначению. По назначению реакторы подразделяются на энергетические, исследовательские, транспортные, материаловедческие и другие. Целью создания исследовательских реакторов являются нейтроны. Таким образом исследовательские реакторы ориентируются на получение максимально возможного потока нейтронов на единицу площади в области тепловых и холодных нейтронов. Особенностями исследовательских реакторов является, во-первых, то, что они намного меньше энергетических по объёму, во во-вторых - топливо в них как правило имеет гораздо более обогащение, и благодаря этому можно получить очень высокий поток нейтронов при очень компактных размерах.

Согласно данным МАГАТЭ с 2023 года, в мире насчитывается 840 исследовательский реактор, критические и подкритические стенды, распределённый по 70 странам мира. Из которых на 2024, 225 реактора в эксплуатации в 54 странах, 20 реактора в стадии строительства в 15 странах, 76 реактор в состоянии временной или постоянной остановки в 30 странах и 519 реакторов в стадии вывода из эксплуатации в 37 странах. Российская Федерация имеет наибольшее количество исследовательских реакторов в количестве 54 штуки в эксплуатации, за ней следуют США с 49 реакторами, затем Китай с 16 реакторами [25].

Наряду с другими способами классификации исследовательские реакторы делятся на реакторы непрерывного (стационарного) действия и импульсные (пульсирующие) реакторы.

1.1.1. Стационарные реакторы

Первый ядерный реактор был создан под руководством Э. Ферми в 1942 г. в Чикаго, и назвали его «Чикагской поленницей-1 (ЧП-1)» (Chicago Pile-1). Реактор ЧП-1 состоял из шаров из природного оксида урана без обогащения, помещённых в блоки из графита. Быстрые нейтроны, образовавшиеся в результате реакции деления U-235, замедлялись в графите до тепловых энергий, прежде чем вызвать следующую реакцию деления. Первый реактор, предназначенный для пучковых исследований (HFBR), был создан в 1965 г. в Брукхэйвене. Характеристики некоторых исследовательских ядерных реакторов с непрерывным потоком отражены в таблице 1.1.

Таблица 1.1. Характеристики некоторых исследовательских ядерных реакторов с непрерывным потоком_

Реактор Спектр нейтронов в активной зоне Тепловая Мощность, МВт ПотокхЮ14 н/см2/с

ПИК, Гатчина, Россия Тепловой 100 45

№Ж, Ок-Ридж, США Тепловой 100 30

НРК-1^,Гренобль, Франция Тепловой 58 15

HFBR, Брукхейвен, США Промежуточный 60 9

БКМ-2, Мюнхен, ФРГ Тепловой 20 8

КЕД Чок-Ривер, Канада Промежуточный 125 3

ORPHEE, Сакле, Франция Тепловой 14 2.5

ЖК-3М, Ибараки, Япония Тепловой 20 2

Dhruva, Бомбей, Индия Промежуточный 100 2

ИР-8, Москва, Россия Тепловой 8 1

МБИР, Димитровград, Россия Быстрый 150 53

Ядерные исследовательские реакторы непрерывного (стационарного) действия характеризуются тем, что их реактивность, тепловая мощность, как и нейтронный поток, постоянны во времени и не меняются, как и энергетические реакторы. Принципиальным отличием их от других типов ядерных реакторов, является наличие экспериментальных устройств, меньшая мощность, высокая плотность нейтронного потока внутри активной зоны реактора со значительной

неравномерностью его распределения, малый объем и использование топлива с концентрированными делящимися нуклидами.

Ядерные исследовательские реакторы непрерывного действия первого поколения разрабатывались для проведения облучений и радиационных исследований. После 1960 года появились исследовательские стационарные реакторы второго поколения, которые уже предназначались как для радиационных исследований, так и для исследований на нейтронных пучках. Первый стационарный реактор третьего поколения, т.е. реактор исключительно для пучковых исследований, был построен в 1965 г. в Брукхейвене (США), через 5 лет после ввода в действие в Дубне пульсирующего реактора, названного ИБР (импульсный быстрый реактор), который с самого начала должен был использоваться только для пучковых исследований [26].

Большинство исследовательские реакторы непрерывного действия в мире являются реакторами, охлаждаемыми водой, на тепловых и промежуточных нейтронах. Ядерных реакторов на быстрых нейтронах, предназначенных для исследований, в мире немного, и среди стран-лидеров мира по эксплуатации таких реакторов есть Советский Союз, а затем и Россия. В сентябре 1969 году было принято решение о сооружении опытного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем Б0Р-60, в мае 1965 году было начато строительство реактора и через 4 года был пуск реактора [27]. В 2015 году началось строительство реактора четвёртого поколения МБИР (Многоцелевой Быстрый Исследовательский Реактор) в России в г. Димитровграде [28]. Целью сооружения МБИР является создание высоко поточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и после реакторных исследований, производство электроэнергии и тепла, отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Основным предназначением реактора МБИР является проведение массовых реакторных испытаний инновационных материалов и макетов элементов активных зон для ядерно -энергетических систем 4-го поколения, включая реакторы на быстрых нейтронах с

замыканием топливного цикла, а также и тепловые реакторы малой и средней мощности.

Ядерные реакторы с непрерывным потоком нейтронов имеют ограничения по потоку, связанному в основном с проблемой охлаждения. В импульсных реакторах при той же средней мощности выход нейтронов, используемых для исследований, многократно возрастает. 1.1.2. Импульсные реакторы

С целью разработки мощных источников нейтронов и у-излучения в 50-х годах широкое распространение получили импульсные реакторы, которые обеспечивают генерацию контролируемых и повторяемых вспышек деления тяжёлых ядер.

При исследовании структуры вещества с помощью источника нейтронов требуется точно знать энергию налетающих нейтронов. Для этого или нужен моноэнергетический источник нейтронов или используют времяпролетную схему. Первоначально для времяпролетной схемы использовался стационарный реактор с механическим прерывателем. Прерыватель представляет собой вращающийся диск со щелью, который устанавливается возле начала пучка нейтронов, выходящего из реактора. Прерыватель пропускает нейтроны и формирует импульс в момент прохождения щели (менее 1% времени). Остальное время (более 99%) диск перекрывает пучок и реактор работает впустую. Нейтроны почти одновременно входят через щель в пучок, и специальная система детектора начинает отсчёт времени. Нейтроны движутся в вакуумированном канале к образцу и детектору и постепенно достигают цели: быстрые нейтроны достигают раньше, а медленные позже. Таким образом, можно с достаточно высокой точностью определить энергию нейтронов. Энергетический спектр также анализируется по времени. Чем дольше длительность импульса, тем больше ошибка в определении энергии.

При этом более 99% драгоценного ядерного топлива сжигается бесполезно в стационарном реакторе, чтобы получить нейтроны в виде импульса. В 1955 г. Д.И. Блохинцев предложил реактор, который работает только во время импульса. Таким образом можно экономить ядерное топливо, и нет необходимости в прерывателе.

В 1960 г. в Дубне начал работать первый импульсный реактор периодического действия в мире (реактор ИБР-1). Средняя мощность за период одного импульса реактора была 1 кВт, а максимальная мощность при частоте 5 Гц была 25 МВт. Стационарный реактор с прерывателем должен имеет такую мощность, чтобы сравняться с реактором ИБР-1, но такой стационарный реактор будет слишком дорогим (поскольку более 99% топлива сжигается бесполезно), требует сложной биологической защиты, более дорогостоящей системы безопасности и охлаждения и др.

Импульсные реакторы различаются по параметрам нейтронного импульса, по составу а.з. и её конструкции и по физическим способам компенсации избыточной реактивности. Общей особенностью всех импульсных реакторов является создание в них на короткое время условий для развития цепной реакции на мгновенных нейтронах. С помощью так называемых модуляторов реактивности (МР) реактор на короткий промежуток времени (от ~ 10-4 с до нескольких секунд) переводится в надкритическое состояние, когда коэффициент размножения нейтронов без учёта запаздывающих нейтронов kэфф > 1, затем реактор переводится в подкритическое состояние и процесс затухает. В результате генерируются импульсные нейтронные потоки большой интенсивности [29]. Малая длительность импульса реактора в сочетании с большой интенсивностью определила весьма широкую область использования его как источника нейтронов и у- излучения для исследований короткоживущих активных изотопов, быстро переменных радиационных повреждений в материалах, электронных приборах, биологических структурах. Высокая воспроизводимость нейтронных вспышек реактора имеет большое значение для точности экспериментов. Можно разделить импульсные реакторы на три типа [30, 31]:

1. Апериодические импульсные реакторы (АИР) или самогасящиеся импульсные реакторы, в которых вспышка делений (импульс) генерируется быстрым вводом избыточной реактивности c переводом реактора в надкритическое состояние по мгновенным нейтронам, а цепная реакция деления гасится за счёт отрицательной обратной связи по температуре.

2. Периодические импульсные реакторы (ПИР), в которых вспышка делений (импульс) полностью формируется и гасится внешней модуляцией реактивности.

3. Бустер-реакторы, действующие в подкритическом по мгновенным нейтронам состоянии в качестве размножителя нейтронов от внешних периодических или непериодических источников.

В январе 1945 году, Отто Фриша осуществил первую контролируемую цепную реакцию на мгновенных нейтронах в лабораториях Лос-Аламоса. Реактор состоял из двух основных частей (реактор и исследовательская программа получили название «Дракон»), одна подвижная, другая неподвижная. Подвижная часть была подвешена на высоте 6 метров с помощью электромагнита, при выключении электромагнита кусок урана падал сверху и пролетал мимо основной неподвижной части активной зоны в непосредственной близости от неё и за очень короткое время коэффициент размножения с учётом только мгновенных нейтронов был больше единицы. Учёным удалось рассчитать время жизни нейтронов деления с помощью формы нейтронного импульса, который развивался при пролёте куска урана мимо неподвижной части а.з.

В 1952 году в Лос-Аламосской лаборатории в США произошёл случайный и незапланированный разгон на мгновенных нейтронах урановой сборки «Jemima». Энергия вспышки была 1,5* 1016 делений, но ни одна из систем сборки не пострадала, и не произошло выброса радиоактивных продуктов. Эта случайная авария выявила само гасящее свойство малых металлических сборок и дала толчок к созданию большой серии импульсных самогасящихся реакторов на быстрых нейтронах (АИР). Свойство саморегулирования присуще многим другим разновидностям реакторов, не только импульсных.

Открытие явления само затухания привело к модификации имевшейся металлической сборки Godiva-1 в 1953 г. Так Godiva-1 стала первым импульсным реактором для генерирования коротких импульсов делении. Реактор Godiva-1 представлял собой металлический шар из 93% обогащённого урана U-235 весом 50 кг, разделённый пополам. Над критичность реактора достигалась при быстром соединении двух полусфера, число делений за импульс 1,5* 1016, длительность

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Хассан Ахмед Абуельхамд Абдельнаби, 2024 год

• ■ -

10 s 10"4 10J 1(Г2 10'" 10° 10' 102 103 1 0* 10s 106 10' 10® Incident energy (eV)

Рисунок 6.17. Зависимость сечения Рисунок 6.18. Зависимость сечения упругого рассеяния нейтронов от их захвата нейтронов от их энергии.

энергии. [ENDF7]

[ENDF7]

Таблица. 6.5. Скорость реакции захвата и упругого рассеяния и поглощённая доза для пяти материалов при самом высоком потоке холодных нейтронов по отношению к толщине воды.

Материал холодного замедлителя Толщина водяного предзамед лителя, см Плотность реакции захвата в холодном замедлителе (1/см3.с) Плотность реакции упругого рассеяния в холодном замедлителе (1/см3.с) Поглоще нная доза в материал е, Гр/с Время поглощ ения 110 МГр, дни

Мезитилен при 20 К 5 3.027Е+12 1.681Е+15 1251.02 1.018

Мезитилен при 120 К 4 1.821Е+12 1.538Е+15 1461.87 0.871

Жидкий ортоводород при 15 К 5 3.894Е+12 6.607Е+14 8224.89 0.155

Жидкий ортоводород при 20 К 4 3.716Е+12 6.603Е+14 10042.34 0.127

Жидкий ортодейтери й при 19 К 5 2.67Е+09 6.655Е+13 2753.54 0.462

Жидкий ортодейтери й при 23 К 5 2.64Е+09 6.606Е+13 2727.07 0.467

Жидкий параводород при 15 К 5 2.323Е+12 1.461Е+14 8052.81 0.158

Жидкий параводород при 20 К 5 2.360Е+12 1.4793Е+14 8140.36 0.156

Жидкий парадейтери й при 19 К 5 2.57Е+09 6.4930Е+13 2731.93 0.466

Жидкий парадейтери й при 19 К 5 2.57Е+09 6.4930Е+13 2749.75 0.463

Рисунок 6.19. Зависимость сечения упругого рассеяния нейтронов от их энергии для орто- и пара- водорода при 20 К и сечения захвата нейтронов для водорода при 20 К. [151] [ЕМОЕ7]

Выводы к главе 6

Вокруг активной зоны реактора «Нептун» планируется разместить четыре замедлителя нейтронов, которые будут размещены внутри отражателя нейтронов. Целью этих замедлителей является преобразование быстрых нейтронов, вылетевших из активной зоны реактора, непригодных для исследований, в тепловые и холодные нейтроны, более пригодные для использования в различных исследованиях и различных экспериментах вокруг активной зоны реактора и внутри экспериментального зала.

Целью данной главы является оптимизация водяного и холодного замедлителей для получения максимального теплового потока и максимального холодного потока. Помимо рассмотрения возможности использования в новом реакторе технологии получения холодных нейтронов, применяемой сейчас в реакторе ИБР-2М.

Результаты моделирования, основанные на характеристиках реактора «Нептун» и расположении замедлителя нейтронов относительно активной зоны реактора, были сформулированы следующие выводы, что для получения наибольшего потока тепловых нейтронов на внешней поверхности камеры замедлителя при использовании легкой воды в качестве замедлитель, размеры камеры замедлителя должны быть 20*10x5.5 (ширина, длина и толщина, соответственно) см.

Исследована возможность использования технологии получения холодных нейтронов, применяемой в настоящее время в реакторе ИБР-2М, которая сводится к следующему: использованию мезитиленовых шариков внутри камеры холодного замедлителя сразу после легководной камеры. По результатам был сделан вывод, что данная технология может быть использована только в случае разработки современного метода или технологии обновлять поврежденные мезитиленовые шарики каждые 24 часов, в отличие от ситуации в реакторе ИБР-2М, где мезитилен может выдерживать в камере холодного замедлителя без серьёзных повреждений в

течение всего рабочего цикла реактора, который может длиться от 11 дней до двух недель.

При наличии такой технологии следует использовать камеру холодного замедлителя следующих размеров (16*8*2 см) рядом с камерой легководного замедлителя следующих размеров (20*10*4 см) ширина, длина и толщина, соответственно. Эти размеры двух камер соответствуют самое продолжительное время поглощения дозы 110 МГр от нейтронов и гамма-лучей в материале холодного замедлителя.

Если эта технология недоступна, результаты показывают, что замена мезитилена жидким ортоводородом при 15 К приведет к увеличению потока холодных нейтронов на 35%. Однако одним из недостатков использования этого материала является высокий процент тепловых нейтронов, образующихся наряду с холодными нейтронами на 18% по сравнению с мезитиленом, а также высокая стоимость сжижения водорода и увеличение коэффициентов безопасности, позволяющих избежать риска взрыва водорода.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Данная диссертация направлена на разработку нового исследовательского реактора «Нептун», который представляет собой импульсный периодический реактор. В импульсном реакторе условий для развития цепной реакции на мгновенных нейтронах пиродический увличивается на короткое время с помощью так называемых модуляторов реактивности (МР). Хотя в мире существует ряд проектов по созданию таких реакторов, но только в России эти реакторы появились, особенно в городе Дубне. В Объединенном институте ядерных исследований в Дубне успешно эксплуатирулися четыре реактора этого типа: ИБР-1, ИБР-30, ИБР-2 и сейчас эксплуатируется реактор ИБР-2М, вывод который ожидается примерно в 2032 году. Поэтому сейчас ведутся работы по спроектировать следующий реактор в этой группе.

Важнейшими особенностями нового реактора «Нептун» является то, что он впервые будет использовать в качестве основного топлива изотоп Np-237, а также использовать новый принцип модуляции реактивности внутри активной зоны реактора и управления, основанный на замедлении нейтронов до энергии ниже порога деления ядер Np-237. Ожидается, что средний поток нейтронов, генерируемый на поверхности замедлителя нейтронов реактора «Нептун», будет примерно на порядок больше, чем у реактора ИБР-2М, и на два порядка больше в пике.

В виду малоизученности нейтронно-физических характеристик Np-237, для расчётного моделирования работы данного реактора необходим их. Экспериментально полученные значения К-эфф (эксперимент проведён в Лос-Аламосской национальной лаборатории в 2002 году) сравнили с расчётными значениями, полученными с использованием различных программных комплексов использующих метод Монте-Карло (MCNP, Serpent), а также 14 библиотек оценённых ядерных данных (JEFF, ENDF, JENDL, TENDEL, РОСФОНД). Получнные результаты согласуются с опубликованными данными.

Была создана модель реактора «Нептун», рассчитаны ее нейтронно-физические параметры по программе компликса ПК «SERPENT-1-32» и проведено

сравнение результатов с аналогичными результатами по ПК «MCU-BR», полученными в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники им. Н.А. Доллежаля (Москва). Результаты, полученные авторами, согласуются с опубликованными результатами.

Для решения проблемы нестационарных процессов (колебаний амплитуды импульса и возможности колебательной неустойчивости) в реакторе Нептун в диссертации было предложено оригинальное решение, направленное на увеличение времени жизни поколения нейтронов в активной зоне реактора в два раза, тремя путями:

1. добавления высокообогащённого урана (UN + NpN (40 + 60 об. %) при обогащении урана 90%) к 50 стержням первого ряда вблизи замедлителя нейтронов с использованием фильтра из Gd;

2. добавление высокообогащённого урана (UN + NpN (40 + 60 об. %) при обогащении урана 90%) к 28 стержням второго и третьего рядов, без использования фильтров тепловых нейтронов;

3. добавление низкообогащённого урана (UN + NpN (40 + 60 об. %) при обогащении урана 20%) к 48 стержням второго ряда рядом с замедлителем, с использованием альтернативного варианта отражателя реактора (из Pb-208).

С целью увеличения срок службы модулятора реактивности реактора НЕПТУН за счёт снижения энерговыделения в материале гидрида титана, прилегающих к окну модулятора реактивности, с минимальным влиянием на эффективность модулятора, было предложено установки 10 см дополнительных никелевых отражателей в конструкцию диска - модулятора реактивности.

В результате максимальное энерговыделение в гидриде титана от нейтронов и гамма-лучей снизилось с 10,52 до 3,61 Вт/см3. В качестве побочного эффекта также снизился коэффициент параболы хода реактивности «альфа» а в 1,8 раза. Для получения необходимого результата как по температуре гидрида титана, так и по значению Димп необходимо увеличить линейную скорость МР до 100 м/с. При одновременном увеличении линейной скорости МР, времени жизни поколения

нейтронов, а также уменьшении а-параметра, произошло увеличение длительности импульса с 186 цс до 267 цс.

Поскольку этот исследовательский реактор в первую очередь будет использоваться в качестве источника нейтронов, важно оптимизировать замедлители нейтронов вокруг активной зоны реактора, чтобы максимизировать поток тепловых и холодных нейтронов, пригодных для различных исследований. Некоторая часть потока быстрых нейтронов может просачиваться изнутри активной зоны реактора через четыре отверстия в корпусе отражателя нейтронов вокруг активной зоны реактора. Планируется, что в этих отверстиях будет размещен либо легководный замедлитель для преобразования части быстрых нейтронов в тепловые, либо комплекс из воды и холодного замедлителя для получения холодных нейтронов.

Результаты моделирования показывают, что толщина воды 5,5 см внутри камеры замедлителя тепловых нейтронов достаточна для создания максимального потока тепловых нейтронов на внешней поверхности замедлителя.

Для получения холодных нейтронов есть два варианта. Первый -использовать ортоводород при температуре 15-20 К. Используя этот материал, можно получить максимальный поток холодных нейтронов с длиной волны более 10 Ангстрем. Использование жидкого водорода облегчает его замену после использования в случае необходимости даже во время реакторного цикла, но одним из его недостатков является повышенный риск взрыва и увеличение капитальных затрат.

Второй вариант - использовать мелкие шарики мезитилена при температуре 20 К. Эта технология хорошо известна в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне, где она в настоящее время используется в реакторе ИБР-2М. Использование этого материала в качестве холодного замедлителя обеспечивает самый высокий поток нейтронов с длинами волн 2-10 ангстрем в дополнение к самому низкому потоку тепловых нейтронов.

Использование мезитилена в новом реакторе НЕПТУН требует разработки новой технологии, позволяющей периодически заменять эти шарики в процессе

работы реактора, каждые 24 часа, чего пока не существует. Это противоположная ситуация, которая сейчас существует в реакторе ИБР-2М, где эти шарики не заменяются в ходе реакторного цикла. А после окончания реакторного цикла, каждые 11 дней после поглощения поражающей дозы.

СПИСОК ОСНОВНЫХ ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Хассан А.А., Шабалин Е.П., Рзянин М.В. и Подлесный М.М. / Способ снижения уровня колебаний мощности в импульсном реакторе «нептун» // Письма в ЭЧАЯ. 2021. Т. 18, № 3(235). С. 283-296.

2. Hassan A. A., Shabalin E.P., et al. / Reducing the Level of Power Vibrations in the NEPTUNE Pulsed Reactor // Physics of Particles and Nuclei Letters. - 2021. - Т. 18. - №. 3. - С. 354-369.

3. Хассан А.А., Шабалин Е.П., Рзянин М.В., Булатов К.В. / Решение задач нестационарных процессов энергетического реактора Нептуна (флуктуации амплитуды импульса, возможность колебательной неустойчивости) с использованием кода SERPENT // журнал «Труды МФТИ», Фундаментальная и прикладная физика (ISBN 978-5-7417-0754-8) УДК 621.039.51, стр 183.

4. Hassan A.A., Shabalin E.P. / Fourth Generation Neutron Source in Dubna,''Solution of Pulse Power Fluctuation Problem'' // Physics of Atomic Nuclei. -2021. - Т. 84. - №. 3. - С. 227-236.

5. Hassan A.A., Bulavin M.V., Afanasyev V.V., Podlesnyy M.M. / Optimization the thermal moderator for pulsed research reactor NEPTUNE by SERPENT code // Vestnik natsional'nogo issledovatel'skogo yadernogo universiteta "MIFI". 2022;11(2): 186-192.

6. Хассан А.А., Булавин М.В., Афанасьев В.В., Подлесный М.М. / Оптимизация теплового замедлителя импульсного исследовательского реактора НЕПТУН по коду SERPENT // Вестник НИЯУ МИФИ. 2022;11(2): 186-192.

7. A. A. Hassan, M. V. Bulavin, V. V. Afanasyev, M. M. Podlesnyy / Optimization of the thermal moderator for the new pulsed reactor NEPTUNE // Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques, 17(2), 514-517, 2023.

8. Hassan A.A., Bulavin M.V., Afanasyev V.V. / Optimization of the cold moderator for the new pulsed reactor NEPTUN // J. Nuclear Engineering and Design. - 2023 - Vol. 404 - p. 112192.

9. Hassan A.A., Chereshkov D.G., Dikova T.S. // The use of Pb-208 as a reflector of the Neptune reactor / Proceedings of ISINN-29, JINR, E3-2023-58, Dubna, 2023, p.40 -42.

10. А.А. Хассан / Использование свинеца-208 в качестве отражателя реактора НЕПТУН // сборник тезисов III Всероссийская научно-практическая конференция «Задачи и методы нейтронных исследований конденсированных сред», с. 19 - 21.

11. Хассан А.А., Дикова Т.С., Афанасьев В.В. / Анализ библиотек оценённых ядерных данных на примере расчёта критичности сферы Np-237 // Письма в ЭЧАЯ, том 21, выпуск 2(253), с. 222-229, 2024.

БЛАГОДАРНОСТИ

Автор хочет выразить искреннюю благодарность:

Своим научным руководителям Шабалину Евгению Павловичу, Афанасьеву Валерию Викторовичу и Савандеру Владимиру Игоревичу за постановку важных и актуальных задач, активное участие в обсуждении результатов и решении возникающих проблем, а также за неоценимый вклад в формирование у автора широкого научного и технического кругозора.

Коллективу кафедры №5 НИЯУ МИФИ, где автор получил необходимые знания в области физики ядерных реакторов.

Петуховой Ольге Николаевне за существенную помощь в организации как учебной, так и внеучебной деятельности в МИФИ.

Коллегам, в частности Рзянину Михаилу Владимировичу, Рогову Анатолию Дмитриевичу, Подлесному М.М., Курилкину А.К., Диковой Т.С. и Петровой М.О. за их комментарии и замечания, которые значительно улучшили оформление и содержание диссертационной работы.

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Jie, W., et al., China Spallation Neutron Source-an overview of application prospects/ W. Jie // Chinese Physics C. - 2009. - 33(11): с. 1033-1042.

2. World nuclear association. - [Электронный ресурс] - 2021 - Режим доступа: https: //world-nuclear. org/information-library/non-power-nuclear-applications/radioisotopes-research/research-reactors.aspx.

3. Гаджиев, Г.И., Жемков И.Ю. Обзор исследований нейтронно-физических характеристик, выполненных при пуске реактора БОР-60: обзор. / Г.И. Гаджиев // Димитровград: ОАО" ГНЦ НИИАР" - 2011.

4. IAEA, Fast Reactor Database 2006 update. - Vienna: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY - 2006.

5. Поплавский, В.М. Быстрые реакторы. Состояние и перспективы. / В.М. Поплавский // Атомная энергия. - 2004. - 96(5) - с. 327-335.

6. Колесов, В., Кувшинов М., Воронцов С. Критические стенды и импульсные реакторы РФЯЦ-ВНИИЭФ. 65 лет ВНИИЭФ. / В. Колесов // Физика и техника высоких плотностей энергии. - Саров: ФГУП" РФЯЦ-ВНИИЭФ". -2011. - (1) - с. 136.

7. Воинов, М., et al., История создания и развития импульсных ядерных реакторов в РФЯЦ-ВНИИЭФ. / М. Воинов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2017. - (4) - с. 5-20.

8. Воинов, А., Воронцов С., Демин Ю. 50 лет отделу импульсных реакторов РФЯЦ-ВНИИЭФ: прошлое, настоящее, будущее. «Проблемы лазеров с ядерной накачкой и импульсные реакторы» / А. Воинов // Материалы 3-ей Международной конференции. - Снежинск: РФЯЦ-ВНИИТФ - 2003. - с. 4148.

9. Gabriel, T.A., Haines J.R., McManamy T.J. Overview of the Spallation Neutron Source (SNS) with emphasis on target systems. / T.A. Gabriel // Journal of Nuclear Materials. - 2003. - т. 318: с. 1-13.

10. Аксенов, В.Л., Рзянин М.В., Шабалин Е.П. Исследовательские реакторы ОИЯИ: взгляд в будущее. / В.Л. Аксенов // физика элементарных частиц и атомного ядра - 2021. - 52(6) - с. 1349 -1376.

11. Аксенов, В.Л., et al., О пределе нейтронных потоков в импульсных источниках на основе реакции деления. / В.Л. Аксенов // Письма в ЭЧАЯ. -2017. - 14(5) - с. 14.

12. Рзянин, М.В., Шабалин Е.П. К вопросу стабильности и безопасности импульсного источника нейтронов - супербустера. / М.В. Рзянин // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2019. -т. 5 - с. 13-17.

13. Шабалин, Е.П. Импульсные реакторы на быстрых нейтронах. / Е.П. Шабалин // Атомиздат - 1976.

14. Aksenov, V., et al., On the limit of neutron fluxes in the fission-based pulsed neutron sources. / V. Aksenov // 14(5) - 2017. - с. 788-797.

15. Aksenov, V., et al. Dubna Neutron Source of the Fourth Generation superbooster NEPTUN. / V. Aksenov // 2018. - Dubna. JINR.

16. Aksenov, V.L., Shabalin E.P. Concept of the Fourth-Generation Neutron Source in Dubna. / V. Aksenov // Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques - 2018. - 12(4) - с. 645-650.

17. Аксенов, В., Шабалин Е. Концепция дубненского источника нейтронов четвертого поколения. / В. Аксенов // Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. - 2018. - (7) - с. 13-19.

18. Шабалин, Е., и др. Высокопоточный импульсный исследовательский реактор на основе нептуния. / Е. Шабалин // атомная энергия. - 2018. - 124(6). - с. 309314.

19. Vinogradov, A., et al. Proton-Accelerator Driven High-Flux Pulsed Neutron Source for Beam Research. / A. Vinogradov // Physics of Particles and Nuclei Letters. - 2019. - 16(6) - с. 952-966.

20. Лопаткин, А., и др. Концепция нового высокопоточного импульсного источника нейтронов периодического действия на основе нептуния. / А. Лопаткин // Атомная энергия. - 2020. - 129(4) - с. 226-228.

21. Шабалин, Е. , Рзянин М. Анализ динамики импульса мощности реактора «нептун»: сравнение моделей расчета. / Е. Шабалин // Вопросы атомной науки и техники, серия: физика ядерных реакторов. - 2020.

22. Aksenov, V.L., Rzyanin M.V., Shabalin E.P. Research Reactors at JINR: Looking into the Future. / V.L. Aksenov // Physics of Particles Nuclei. - 2021. - 52(6) - с. 1019-1032.

23. Лопаткин, А., и др. Концепция нового высокопоточного импульсного источника нейтронов периодического действия на основе нептуния. / А. Лопаткин // Атомная энергия. - 2020. - 129(4). - с. 226-228.

24. Аксенов, В.Л., Шабалин Е.П. Исследовательские реакторы ОИЯИ: взгляд в будущее. / В.Л. Аксенов // Препринт ОИЯИ. - т. Р3-2020-31 - 2020. - Дубна.

25

26

27

28

29

30

31

32

33

34

35

36

37

38

IAEA. - [Электронный ресурс] - 2022 - Режим доступа: https://nucleus.iaea.org/rrdb/#/home.

Аксенов, В.Л. Пульсирующий ядерный реактор. / В.Л. Аксенов // Природа. -1996. - 39 - с. 3-17.

Гаджиев, Г., Жемков И. Обзор исследований нейтронно-физических характеристик, выполненных при пуске реактора БОР-60: обзор. -Димитровград: ОАО" ГНЦ НИИАР". - 2011.

Драгунов, Ю.Г., и др. Многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР)—инновационный инструмент для развития ядерных энерготехнологий. / Ю.Г. Драгунов //Атомная энергия. - 2012. - 113(1) - с. 2528.

Бать, Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. / Г.А. Бать // 1972. - Москва: Атомиздат.

Shabalin, E.P. Fast Pulsed and Burst Reactors: A Comprehensive Account of the Physics of Both Single Burst and Repetitively Pulsed Reactors. / E.P. Shabalin // 2013. - Elsevier.

Ломидзе, В.Л. Импульсные ядерные реакторы. / В.Л. Ломидзе // Серия "ФИЗИКА". - 1982. - Москва: Издательство "Знание".

Колесов, В.Ф. Апериодические импульсные реакторы. / В.Ф. Колесов // 1999. - г. Саров РФЯЦ-ВНИИЭФ.

Бондаренко, И.И., Стависский Ю.Я. Импульсный режим работы быстрого реактора. / И.И. Бондаренко // Атомная энергия. - 1959. - 7(5). - с. 417-420.

Блохин, Г., Блохинцев Д., Блюмкина Ю. Импульсный реактор на быстрых нейтронах. / Г. Блохин // Атомная энергия. - 1961. - 10(5).

Блохин, Г.Е., Блохинцев Д.И., и. др. Импульсный реактор на быстрых нейтронах — В сб. Physics of fast and intermediate reactors. / Г. Е. Блохин // IAEA, Vienna. - 1962. - с. 400.

Бунин, Б.Н., Матора И.М., и. др. Опыт эксплуатации реактора ИБР, его применение для нейтронных исследований и его характеристики при инжекции нейтронов от микротрона. / Б.Н. Бунин // Доклад № А/28/Р/324 (СССР), представленный на Третью международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. - Женева. - 1964.

Шабалин, Е. ИБР — импульсный реактор на быстрых нейтронах. / Е. Шабалин // Наука и жизнь. - 1970. - 10.

Shabalin, E.P. Pulsed fast neutron reactors./ E.P. Shabalin // 1976. - Atomizdat.

39. Шабалин, Е.П. Импульсный исследовательский реактор периодического действия: проблемы и решения. дис. д-ра физ.-мат. наук: 01.04.01-приборы и методы экспериментальной физики. / Е.П. Шабалин // 2004. - Объед. ин-т ядер. исслед. - Дубна.

40. Bat, G.A., Kochenov A.S., Kabanov L.P. Research Nuclear Reactors. / G.A. Bat // 1972. - Moscow: Atomizdat.

41. Сисакян, А.Н., М.ГЛ.У.ф.н. Иткис. ИМ Франк и развитие Объединённого института ядерных исследований. / А.Н. Сисакян. // 2009. - 179(4). - с. 415421.

42. Ананьев В. Д., Матора И.М., Г.Н.П.и. др. Импульсный реактор ЛНФ ОИЯИ и перспективы применения импульсных реакторов в нейтронной спектроскопии. / В. Д. Ананьев // Препринт ОИЯИ 2372. - Дубна. - 1965.

43. Блюмкина Ю. А., Бунин Б. Н., Л.А.К.и. др. Электронная аппаратура управления и защиты импульсного быстрого реактора. / Ю. А. Блюмкина // Препринт ОИЯИ. - Дубна. - 1965.

44. Франк, И. Развитие и применение в научных исследованиях импульсного быстрого реактора. / И. Франк // Физика элементарных частиц и атомного ядра. - 1972. - 2 - с. 807-860.

45. Ананьев, В., и. др. Микротрон-инжектор на 30 Мэв для импульсного реактора на быстрых нейтронах. / В. Ананьев // 1966.

46. Ананьев, В. Д., Блохинцев Д. И., Б.Н.Б.и. др. Опыт эксплуатации и развитие импульсных периодических реакторов в Дубне. / В. Д. Ананьев // Препринт ОИЯИ 13-4395. - Дубна; в сб.: «Fast Burst Reactors». - USAEC CONF-690102, 1969, с. 173 (на англ. яз.). , 1969.

47. Голиков, В. В., Ж.А., Л.К. Козлов, К.и. др. Параметры нейтронных пучков ИБР-30. / В. В. Голиков // Сообщение ОИЯИ 3-5736. - Дубна. - 1971.

48. Бунин, Б. Н., и др. Пуск реактора ИБР-30 в режиме импульсного бустера. / Б. Н. Бунин // Сообщение ОИЯИ. - Дубна. - 1972. - с. 13-6213.

49. Ананьев, В., и др. Энергетический пуск модернизированного реактора ИБР-2 (ИБР-2М). / В. Ананьев // Препринт ОИЯИ. - Р13--42. - Дубна. - 2012.

50. Драгунов, Ю.Г., и др. Модернизация импульсного исследовательского реактора ИБР-2. / Ю.Г. Драгунов // Атомная энергия. - 2012. - 113(1). - с. 2934.

51. Ананьев, В., и др. Пуск и исследования основных характеристик реактора ИБР-2 с новым модулятором реактивности гетерогенного типа. / В. Ананьев // Сообщение ОИЯИ. - Р13--156. - Дубна. - 2004.

52. Ананьев, В., и др. Холодный замедлитель нейтронов на модернизированном реакторе ИБР-2. Первые результаты пуска. / В. Ананьев // Журнал технической физики. - 2014. - 84(2). - с. 131-134.

53. Ананьев, В., Пепелышев Ю.Н., Рогов А.Д., Расчеты по оптимизации реактора ИБР-2. / В. Ананьев // Препринт ОИЯИ. - P13--43. - Дубна. - 2017.

54. Вахрушин, Ю.П., Матора И.М. Линейные индукционные ускорители— новые генераторы мощных пучков релятивистских электронов. / Ю.П. Вахрушин // Успехи физических наук. - 1973. -110(5). - с. 117-137.

55. Жидков, Е.П., и др. Расчет стационарного магнитного поля многосекционной системы линейного индукционного ускорителя. / Е.П. Жидков // Журнал технической физики. - 1987. - 57(3). - с. 483-492.

56. Расчеты, нейтронно-физические, вовф энергетического, и пусков модернизированного реактора. "ИБР-2 (ИБР-2М)."

57. Ананьев, В., и др. Физический пуск модернизированного реактора ИБР-2 (ИБР-2М). / В. Ананьев // Препринт ОИЯИ P. - 2012. - с. 13-2012.

58. Пуск, физический, и модернизированного реактора. "ИБР-2 (ИБР-2М)." (2011).

59. Драгунов, Ю.Г., и др. Модернизация импульсного исследовательского реактора ИБР-2. / Ю.Г. Драгунов // Атомная энергия. - 2012. - 113(1). - с. 2934.

60. Ананьев, В., и др. Опыт эксплуатации и модернизация импульсного реактора ИБР-2. / В. Ананьев // физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности. - 2010. - с. 23.

61. ТУ 95.1149-83ЛУ Изделия гидрида титана компактного технические условия: утвержден и введен в действие с 01.07.1984 , 1983 - 13с. УДК 546.821:541.44:621.039.538.7.

62. Дьяченко, П.П., Фокин Г.Н. Реакторно-лазерная система и импульсный реактор на нептунии. / П.П. Дьяченко // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2017. - т. 1 - с. 19-27.

63. Aksenov, V.L. A 15-year forward look at neutron facilities in JINR. / V.L. Aksenov // 2017. - JINR-E--3-2017-12.

64. Shabalin, E.P., и др. Neptunium-Based High-Flux Pulsed Research Reactor [in Russian]. / E.P. Shabalin // Atomic Energy. - 2018. - 124(6). - с. 364-370.

65. Рзянин, М., Шабалин Е. К вопросу динамики импульса мощности реактора "НЕПТУН"—сравнение моделей расчета. / М. Рзянин // ВОПРОСЫ АТОМНОИ НАУКИ и ТЕХНИКИ. - 2021. - с. 4.

66. Hassan, A.A., Shabalin E.P. Fourth Generation Neutron Source in Dubna,''Solution of Pulse Power Fluctuation Problem''. / A.A. Hassan // Physics of Atomic Nuclei. - 2021. - 84(3). - с. 227-236.

67. Shabalin, E.P., et al. Reducing the Level of Power Vibrations in the NEPTUNE Pulsed Reactor. / E.P. Shabalin // Physics of Particles Nuclei Letters. - 2021. -18(3).

- с. 354-369.

68. Hassan, A., Bulavin M., Afanasyev V. Optimization of the cold moderator for the new pulsed reactor NEPTUN. / A.A. Hassan // Nuclear Engineering and Design. -2023. 404. - с. 112-192.

69. Hassan, A., et al. Optimization of the Thermal Moderator for a New Pulsed Reactor NEPTUN. / A.A. Hassan // Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques. - 2023. - 17(2). - с. 514-517.

70. РЕСУРСНЫХ, У.И.М.М., Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору.

71. ФЕРАПОНТОВ, А., ядерная и радиационная безопасность. (2): p. 5-30.

72. JENDL-4.0. - [Электронный ресурс] - 2023 - Режим доступа: https://wwwndc.jaea.go.jp/cgi-bin/Tab80WWW. cgi?lib =J40&iso=U235.

73. JENDL-4.0. - [Электронный ресурс] - 2023 - Режим доступа:

https://wwwndc.jaea.go.jp/cgi-bin/Tab80WWW. cgi?lib =J40&iso=U238.

74. Апсэ, В.А., и др. Ядерные технологи. / В.А. Апсэ // 2013.

75. Апсэ В.А., Шмелев А. Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. / В.А. Апсэ // 2008. - МИФИ.

76. Seifritz, W., Wydler P. Criticality of neptunium-237 and its possible utilization in nuclear reactors. / W. Seifritz // Nuclear Science and Engineering. - 1979. - 72(2).

- с. 272-276.

77. Loaiza, D., Sanchez R. Analysis on the 237-Np sphere surrounded by 235-U shells experiment. / D. Loaiza // in JAERI-Conf2003-019. - 2003. - Los Alamos National Laboratory. - Los Alamos.

78. Loaiza, D.J., Stratton W.J.N.t. Criticality Data for Spherical 235U, 239Pu, and 237Np Systems Reflector-Moderated by Low Capturing-Moderator Materials. / D. Loaiza // Nuclear Technology. - 2004. - 146(2). - с. 143-154.

79. Sanchez, R.G., et al. Criticality of a Neptunium-237 sphere surrounded with highly enriched uranium shells and an iron reflector. / R.G. Sanchez // Nuclear Science and Engineering. - 2004. - Los Alamos National Laboratory. - с. 272 - 276.

80. Sanchez, R., et al. Criticality of a 237Np Sphere. / R.G. Sanchez // Nuclear Science and Engineering. - 2008. - 158(1). - с. 1-14.

81. Leong, L., et al. Criticality experiments and benchmarks for cross section evaluation: the neptunium case. / L. Leong // EPJ Web of Conferences. - 2013. -EDP Sciences.

82. Апсэ В.А., и др. Радиоактивные отходы: пути обезвреживания. / В.А. Апсэ // Инженерная физика. - 2001. - т. 4.

83. Апсэ В.А., Шмелев А.Н., и др. Основы безопасного обращения с радиоактивными отходами. : Учебное пособие. / В.А. Апсэ // 2019. - МИФИ, Москва.

84. Шмелев, А.Н., Апсэ В.А., Куликов Г.Г. Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов. Потенциал инновационных технологий: Учебное пособие. / А.Н. Шмелев // 2008. - Москва, МИФИ.

85. Бекман, И. Радиоактивность и радиация. Радиохимия: учебное пособие. / И. Бекман // т. 1. - 2011. - Издатель Мархотин П.Ю. 389.

86. Шмелев, А.Н., и др. Физические основы замкнутого (Th-233U-235U-238U-Pu)-HHKna (эффективное топливоиспользование, нераспространение, обезвреживание РАО): Учебное пособие. / А.Н. Шмелев // 2017. - Москва, НИЯУ МИФИ.

87. Кнунянц, И.Л. Химическая энциклопедия в пяти томах. / И.Л. Кнунянц // Большая Российская энциклопедия. - 1990. - т. 3.

88. Бердибеков, а. Описание метода монте-карло и применение метода монте-карло в задачах физики. / А. Бердибеков // Журнал зарегистрирован в Министерстве культуры, информации и спорта РК. Свидетельство о постановке на учет СМИ № 5888-ж. - 2005. - с. 65.

89. Соболь, И.М. Метод монте-карло. / И.М. Соболь // 1968.

90. Жданов, Э.Р., Маликов Р.Ф., Хисматуллин Р.К. Компьютерное моделирование физических явлений и процессов методом Монте-Карло: учебное пособие. / Э.Р. Жданов // 2005. - Уфа.

91. Житник, А.К., и др. Методика С-007 решения методом Монте-Карло связанных линейных уравнений переноса нейтронов, гамма-квантов, электронов и позитронов. / А.К. Житник // 2011. - т. 1. - с. 17-24.

92. Гуревич, М., Шкаровский. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU: Учебное пособие. / М. Гуревич // 2012. - Москва, НИЯУ МИФИ. - с. 154.

93. Гомин, Е., и др. Моделирование кинетики ядерного реактора методом Монте-Карло. / Е. Гомин // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. - 2016 - т. 5 - с. 4-16.

94. Chadwick, M.B., et al. ENDF/B-VII. 1 nuclear data for science and technology: cross sections, covariances, fission product yields and decay data. / M.B. Chadwick // Nuclear data sheets. - 2011. - 112(12). - с. 2887-2996.

95. Plompen, A.J., et al. The joint evaluated fission and fusion nuclear data library, JEFF-3.3. / A.J. Plompen // The European Physical Journal A. - 2020. - т. 56. - с. 1-108.

96. Iwamoto, O., et al. Status of JENDL. / O. Iwamoto // EPJ Web of Conferences. -2020. - EDP Sciences. т. 239. с. 09002.

97. Iwamoto, O., et al., Japanese evaluated nuclear data library version 5: JENDL-5. / O. Iwamoto // journal of nuclear science and technology. - 2023. - с. 1-60.

98. Leppanen, J. PSG2/Serpent, a Continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. / J. Leppanen // 2010.

99. Leppänen, J., et al. Serpent-a continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. / J. Leppanen // VTT Technical Research Centre of Finland. - 2013. - т. 4. - №. 455. - с. 2023-09.

100. Sweezy, J.E. X.-5 M.C.T. MCNP5 Manual. / J.E. Sweezy // т. 1. - 2003 - U. S. A.

101. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations, O.T.-., Version 5, Vols. I-III, April 2005. Available from Radiation Safety Information Computational Center at Oak Ridge National Laboratory as.

102. Leppänen, J., et al. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. / J. Leppanen // Annals of Nuclear Energy. - 2015. - т. 82. - с. 142-150.

103. Loaiza, D., Brewer R., Sanchez R. Neptunium-237 sphere surrounded by hemispherical shells of highly enriched uranium. / D. Loaiza // Los Alamos National Laboratory. - 2009.

104. Loaiza, D., Sanchez R. Analysis on the 237 Np sphere surrounded by 235 U shells experiment. / D. Loaiza // 2003. - №. JAERI-CONF--2003-019-PT1.

105. Leong, L., et al. Criticality experiments for validation of cross sections: The neptunium case. / L. Leong // Annals of Nuclear Energy. - 2013. - т. 54. - с. 36-42.

106. Sanchez, R., et al. Criticality of a 237Np Sphere. / R. Sanchez // Nuclear science and engineering. 2008. - 158(1). - с. 1-14.

107. Seifritz, W., Wydler P. Criticality of neptunium-237 and its possible utilization in nuclear reactors. / W. Seifritz // Nuclear Science and Engineering. 1979. - 72(2). -с. 272-276.

108. Кайгородов, А., и др. Экспериментальные и расчетные исследования ядерно-физических характеристик сборок, содержащих 237np в активной зоне, experimental and calculated researches of nuclear-physics characteristics of assemblies containing 237np in the core. / А. Кайгородов // Современные проблемы ядерной и радиационной физики. - Секция 1. - с. 168 - 174.

109. Аникин, А., и др. Верификация программного средства serpent для оценки ядерной безопасности объектов использования атомной энергии. / А. Аникин

//.

110. Kochetkov, A., et al. Spectrum index and minor actinide fission rate measurements in several fast lead critical cores in the zero power VENUS-F reactor. / A. Kochetkov // Proc. PHYSOR. - Idaho, USA. - 2016.

111. Kochetkov, A., et al. Current progress and future plans of the FREYA Project. / A. Kochetkov // 2015.

112. Gulik, V., Tkaczyk A.H. Cost optimization of ADS design: Comparative study of externally driven heterogeneous and homogeneous two-zone subcritical reactor systems. / V. Gulik // Nuclear Engineering Design. - 2014. - т. 270. - с. 133-142.

113. Vu, T.M., Hartanto D., Ha P.N.V. Neutronics study on small power ADS loaded with recycled inert matrix fuel for transuranic elements transmutation using Serpent code. / T.M. Vu // Nuclear Engineering Technology. - 2021. - 53(7). - с. 2095-2103.

114. Аксенов, В., и др. О пределе нейтронных потоков в импульсных источниках на основе реакции деления. / В. Аксенов // Письма в ЭЧАЯ. - 2017. - т. 14. -№. 5. - с. 556-570.

115. Каплиенко А.В., и др. Концептуальное предложение высокопоточ ного импульсного источника нейтронов периодиче ского действия на основе нитрида нептуния. АО"НИКИЭТ". / А.В. Каплиенко // Отчет о научно-исследовательской работе 2019 г. - 2019.

116. Шабалин, Е., Рзянин М. Анализ динамики импульса мощности реактора «Нептун»: сравнение моделей расчета. / Е. Шабалин // Препринт ОИЯИ Р3-2020-13. - Дубна. - 2020.

117. Шабалин, Е. ТРИ ОСОБЕННОСТИ ДИНАМИКИ ПУЛЬСИРУЮЩЕГО РЕАКТОРА. / Е. Шабалин // Препринт Объединенного института ядерных исследований. - 2022. - P13-2022-36 - с. 10.

118. Шабалин, Е. О колебаниях мощности и пределе устойчивости импульсного реактора. / Е. Шабалин // Атомная энергия. - 1986. - 61(6). - с. 401.

119. Попов, А. Передаточная функция и устойчивость импульсного реактора периодического действия. / А. Попов // Атомная энергия. 1987. - 62(3). - с. 195.

120. Shabalin, E. Stochastic dynamics of a periodic pulsed reactor. / E. Shabalin // Joint Inst. for Nuclear Research: Proc. of the 1990 Intern. Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, Aug. 12 - 16, 1990. - V. III - 1990. - с. 279.

121. Shabalin, E.P. Power instability and stochastic dynamics of periodic pulsed reactors. / E.P. Shabalin // Nuclear technology. - 1992. - 99(3). - с. 280-288.

122. Office of technology assessment washington dc. Nuclear safeguards and the international atomic energy agency //ota-iss-615. - 1995.

123. Иойрыш, А., Мостовец А. Международный режим безопасного развития ядерной энергетики. / А. Иойрыш // М.: Знание. - 1986.

124. Ioirysh, A.I., Petros'iants" A.M., Petrovskii V.F.J. Международное атомное право. / A.I. Ioirysh // Наука. - 1987.

125. Парамузова, О. Физическая защита ядерных материалов: Международно-правовые вопросы. / О. Парамузова // Известия высших учебных заведений. Правоведение, 1998. - т. 2. - с. 191-199.

126. Лей, В., Фролова М., Потапчук А. Культура безопасности как элемент достижения ядерной безопасности на исследовательском ядерном реакторе. / В. Лей // Студенческая научная весна-2022. - 2022.

127. Shibata, K., et al. JENDL-4.0: a new library for nuclear science and engineering. / K. Shibata // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2011. - 48(1). - с. 130.

128. Куликов, Г.Г., и др. Радиогенный свинец с доминирующим содержанием pb-208: новый теплоноситель и замедлитель нейтронов для инновационных ядерных реакторов на быстрых нейтронах. / Г.Г. Куликов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2016. - т. 1. с. 540.

129. Shmelev, A., et al. Lead Containing Mainly Isotope 208Pb-a Neutron Moderator, Coolant and Reflector of Neutrons. Its Neutron-Physical Properties. / A. Shmelev // Proc. Int. Conf. Physics of Reactors (GLOBAL'2011). - 2011.

130. Shmelev, A., et al. Radiogenic lead with dominant content of 208Pb: new coolant and neutron moderator for innovative nuclear facilities. / A. Shmelev // Science Technology of Nuclear Installations. т. 2011. - 2011.

131. Kulikov, G., et al. Lead, containing isotope Pb-208-heavy neutron moderator and reflector. Its neutron-physical properties. / G. Kulikov // Proceedings of the Scientific Session of NRNU MEPhl. - 2011. т. 1. с. 49.

132. McQuillan, A.D. An experimental and thermodynamic investigation of the hydrogen-titanium system. / A.D. McQuillan // Proceedings of the Royal Society of London. Series A. Mathematical Physical Sciences. - 1950. - 204(1078). - с. 309-323.

133. San-Martin, A., Manchester F. The H- Ti (hydrogen-titanium) system. / A. SanMartin // Bulletin of alloy phase diagrams. - 1987. - 8(1). - с. 30-42.

134. Fukai, Y. The metal-hydrogen system: basic bulk properties. / Y. Fukai // Springer Science & Business Media. - 2006. - т. 21.

135. Спивак, Л.В., Куликова М. Калориметрические эффекты при термической диссоциации гидрида титана. / Л.В. Спивак // Альтернативная энергетика и экология. - 2011. - т. 6. - с. 10-14.

136. Куприева, О. Термодинамические расчеты термической диссоциации гидрида титана. / О. Куприева // Вестник Белгородского государственного технологического университета им. ВГ Шухова. - 2014. - т. 5. - с. 161-163.

137. Спивак, Л.В., Щепина Н.Е. Термическая декомпозиция гидрида титана. / Л.В. Спивак // Альтернативная энергетика и экология. - 2015. - 21 (185). - с. 84-99.

138. Kovalev, D.Y., et al. Thermal decomposition of TiH 2: A TRXRD study. / D.Y. Kovalev // International Journal of Self-Propagating High-Temperature Synthesis.

- 2010. - т. 19. - с. 253-257.

139. Tuominen, R., Valtavirta V., Leppänen J. New energy deposition treatment in the Serpent 2 Monte Carlo transport code. / R. Tuominen // Annals of Nuclear Energy.

- 2019. - т. 129. - с. 224-232.

140. Хассан, А., и др. Оптимизация теплового замедлителя импульсного исследовательского реактора НЕПТУН по коду SERPENT. / А. Хассан // Вестник НИЯУ МИФИ. - 2023. - 11(2). - с. 186-192.

141. Carter, P., Jones D.M. A study of cold neutron spectra emerging from sources of liquid hydrogen and deuterium and a Monte Carlo method for optimisation. / P. Carter // Journal of Nuclear Energy. - 1972. - 26(5). - с. 237-249.

142. Kozhevnikov, S.V., et al. Application of a cryogenic moderator in the REMUR neutron reflectometer. / S.V. Kozhevnikov // Journal of Surface Investigation. X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques. - 2016. - 10(1). - c. 1-9.

143. Grieger, S., et al. The total neutron scattering cross section of solid methane in phase II. / S. Grieger // The Journal of chemical physics. - 1998. - 109(8). - c. 31613175.

144. Kiyanagi, Y. Experimental studies on neutronic performance of various cold-neutron moderators for the pulsed neutron sources. / Y. Kiyanagi // Nuclear Instruments Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors Associated Equipment. - 2006. - 562(2). - c. 561-564.

145. Shabalin, E.P. Pelletized Cold Neutron Moderators for the IBR-2M Reactor II Proc. of the 6th Intern. / E.P. Shabalin // Workshop on UCN&CN Physics and Sources, St. Petersburg, Moscow, July 17. 2007.

146. Ananiev, V., et al. Pelletized cold moderator of the IBR-2 reactor: current status and future development. / V. Ananiev // Journal of Physics: Conference Series. -2016. - 746(1). - c. 012031.

147. Ananiev, V., et al. The world's first pelletized cold neutron moderator at a neutron scattering facility. / V. Ananiev // Nuclear Instruments Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials Atoms. - 2014. - t. 320. c. 70-74.

148. Bulavin, M., et al. Some features of the operation of pelletized cryogenic mesitylene-based moderators at the IBR-2 pulsed fast reactor. / M. Bulavin // Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques. -2022. - 16(1). - c. 1-6.

149. Bulavin, M., Yskakov A., Mukhin K. Measurement of the concentration of radiolytic hydrogen in the chamber of the pelletized cryogenic moderator of the ibr-2 reactor using gas chromatography. / M. Bulavin // RAD Conference Proceedings. - 2020.

150. Bulavin, M.V., et al. Some Features of the Operation of Pelletized Cryogenic Mesitylene-Based Moderators at the IBR-2 Pulsed Fast Reactor. / M.V. Bulavin //Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron, Neutron Techniques. -2022. - 16(1). - c. 1-6.

151. Grammer, K.B., Bowman J.D. Monte Carlo calculation of the average neutron depolarization for the NPDGamma experiment. / K.B. Grammer // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. - 2019. - t. 942. - c. 162336.

152. National Academies of Sciences et al. Reducing the use of highly enriched uranium in civilian research reactors. - National Academies Press, 2016.

153. Hippel, F.V. A comprehensive approach to elimination of highly-enriched-uranium

from all nuclear-reactor fuel cycles / F.V. Hippel // Science and global Security. 2004. - 12(3). - c. 137-164.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ АСПИРАНТА

1. Шабалин Е. П., Хассан А. А., Рзянин М. В. и Подлесный М.М., «Способ снижения уровня колебаний мощности в импульсном реакторе «НЕПТУН»», «Письма в ЭЧАЯ» Письма в ЭЧАЯ. 2021. Т. 18, № 3(235). С. 283-296.

2. Shabalin E. P., Hassan A. A., et al. "Reducing the Level of Power Vibrations in the NEPTUNE Pulsed Reactor" //Physics of Particles and Nuclei Letters. - 2021. - Т. 18. -№. 3. - С. 354-369.

3. Хассан А. А., Шабалин Е. П., Рзянин. Булатов К. В., «Решение задач нестационарных процессов энергетического реактора Нептуна (флуктуации амплитуды импульса, возможность колебательной неустойчивости) с использованием кода SERPENT», журнал «Труды МФТИ», Фундаментальная и прикладная физика (ISBN 978-5-7417-0754-8) УДК 621.039.51, стр 183.

4. Hassan A. A., Shabalin E. P. «Fourth Generation Neutron Source in Dubna,''Solution of Pulse Power Fluctuation Problem''» //Physics of Atomic Nuclei. -2021. - Т. 84. - №. 3. - С. 227-236.

5. Hassan A.A., Bulavin M.V., Afanasyev V.V., Podlesnyy M.M. Optimization the thermal moderator for pulsed research reactor NEPTUNE by SERPENT code. Vestnik natsional'nogo issledovatel'skogo yadernogo universiteta "MIFI". 2022;11(2):186-192.

6. Хассан А.А., Булавин М.В., Афанасьев В.В., Подлесный М.М. Оптимизация теплового замедлителя импульсного исследовательского реактора НЕПТУН по коду SERPENT. Вестник НИЯУ МИФИ. 2022;11(2):186-192.

7. A. A. Hassan, M. V. Bulavin, V. V. Afanasyev, M. M. Podlesnyy, "OPTIMIZATION OF THE THERMAL MODERATOR FOR THE NEW PULSED

188

REACTOR NEPTUN", Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques, 17(2), 514-517, 2023.

8. Hassan A. A., Bulavin M. V., Afanasyev V. V. Optimization of the cold moderator for the new pulsed reactor NEPTUN //Nuclear Engineering and Design. - 2023. - Т. 404. - С. 112192.

9. Хассан А.А., Дикова Т.С., Афанасьев В.В., «Анализ библиотек оценённых ядерных данных на примере расчёта критичности сферы Np-237», Письма в ЭЧАЯ, том 21, выпуск 2, 2024.

10. А.А. Хассан, «ИСПОЛЬЗОВАНИЕ СВИНЕЦа-208 В КАЧЕСТВЕ ОТРАЖАТЕЛЯ РЕАКТОРА НЕПТУН», сборник тезисов III Всероссийская научно-практическая конференция «Задачи и методы нейтронных исследований конденсированных сред», с. 19 - 21.

11. Hassan A. A., Shabalin E.P. "Pulse Research Reactor IBR-3 - New Reflector Concept", conference material, ISINN-29, 2023.

12. Хассан А.А., Деев В.И., Баисов А.М., «АНАЛИЗ СООТНОШЕНИЙ ДЛЯ РАСЧЕТА КОЭФФИЦИЕНТА ТЕПЛООТДАЧИ К ВОДЕ ПРИ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ДАВЛЕНИЯХ» Современные проблемы физики и технологий, СБОРНИК ТЕЗИСОВ ДОКЛАДОВ ЧАСТЬ 2, ст. 201, апреля 2019.

13. Альассаф С. Х., Савандер В. И., Хассан А. А. «Использование эрбия в качестве выгорающего поглотителя в реакторах типа ВВЭР При работе на удлиненных кампаниях» //Техногенные системы и экологический риск: Тезисы докла-дов III Международной (XVI Региональной) научной конферен-ции/Под общ. ред. АА Удаловой.-Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2020.-381 с. - 2020. - С. 26.

14. Alassaf S. H., Savander V. I., Hassan A. A. «Use of erbium as a burnable absorber for the VVER reactor core life extension» //Nuclear Energy and Technology. - 2020. -Т. 6. - С. 275.

15. Альассаф Cалех Хайель, Cавандер Владимир Игоревич, Хассан Ахмед Абуельхамд, «использование эрбия в качестве выгорающего поглотителя в реакторах типа ввэр при работе на удлиненных кампаниях», известия высших

учебных заведений. Ядерная энергетика, номер: 3 год: 2020 страницы: 62-71 поступила в редакцию: 12.04.2020, удк: 621.039, doi: 10.26583/npe.2020.3.06

16. A. A. Hassan, S. H. Alassaf, V. I. Savander, V. V. Afanasyev, and M. A. Abu Sondos, «Investigation of using U-233 in thorium base instead of conventional fuel in Russian PWR by SERPENT Code», IOP Journal of Physics: Conference Series, 2020 J. Phys.: Conf. Ser. 1689 012031, doi:10.1088/1742-6596/1689/1/012031

17. М. М. Подлесный, В. М. Милков, А. А. Богдзель, В. И. Боднарчук, А. А. Хассан "ПРОТОТИП ДВУХКООРДИНАТНОГО ПОЗИЦИОННО-ЧУВСТВИТЕЛЬНОГО ДЕТЕКТОРА НА ОСНОВЕ СЦИНТИЛЛЯТОРА 6LiF/ZnS (Ag)", Journal of Surface Investigation: X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques, 2023, № 4, стр. 67-70. \

18. Булавин М.В., Хассан А.А.А., Мухин К.А., Рогов А.Д., «Криогенный замедлитель на основе мезитилена как оптимальный вариант для использования на компактном нейтронном источнике DARIA», Атомная энергетика, 2024.