Разработка расчетной методики моделирования радиационных характеристик облученного ядерного топлива тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Опаловский, Владимир Александрович

• Опаловский, Владимир Александрович
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Опаловский, Владимир Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР РАСЧЁТНЫХ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ОЯТ.

1.2 Введение.

1.2 Экспериментальное определение глубины выгорания и времени выдержки ОЯТ.

1.3 Изотопный состав ОЯТ.

1.4 Ядерная безопасность ОЯТ.

1.5 Радиационная безопасность ОЯТ.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА НОВОЙ РАСЧЁТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ МЕТОДИКИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ И ВРЕМЕНИ

ВЫДЕРЖКИ ОЯТ.

ГЛАВА 3. СТРУКТКРА РАДИАЦИОННЫХ ИСТОЧНИКОВ ОЯТ.

3.1 Изотопный состав ОЯТ.

3.2 Радиационное излучение ОЯТ.

3.3 Радиационный источник ОЯТ при различных глубинах выгорания.

3.3.1. Нейтронный источник.

3.3.2 Формирование нейтронного источника.

3.3.3 Источник гамма-квантов.

3.3.4 Формирование источника гамма-квантов.

3.3.5 Основные продукты деления вносящие вклад в гамма-фон.

3.3.6 Верификация полученных результатов.

3.3.7 Выводы.

ГЛАВА 4. МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ВОКРУГ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА С ОЯТ.

4.1 Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ.

4.2 Результаты расчёта мощности дозы по SCALE.

4.3 Результаты расчётов мощности дозы по комплексу SCALE-MCNP.

ГЛАВА 5. ПОГРЕШНОСТИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ОЯТ.

5.1 Место моделирования радиационной обстановки в обосновании безопасного обращения с ОЯТ.

5.2 Погрешность моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ.

5.2.1 Погрешность SAS2H.

5.2.2 Погрешность MCNP.

5.2.3 Различные составляющие неопределённости мощности дозы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка расчетной методики моделирования радиационных характеристик облученного ядерного топлива»

В июне 1954 года, с пуском Первой в мире АЭС в городе Обнинске, началась эпоха ядерной энергетики. За это время ядерная энергетика прошла большой путь развития и на сегодняшний день покрывает свыше 17% потребностей человечества в электроэнергии, а в некоторых странах доля выработки электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС) превышает 50%. Несмотря на это, среди индустриально развитых стран нет общей точки зрения в оценке роли ядерной энергетики.

На начальном этапе развития ядерной энергетики от неё ожидались очень высокие темпы роста. Так, в СССР планировалось довести годовую выработку электроэнергии на АЭС к 1990 году до 320 млрд. кВт*ч, а 2000 г этот показатель предполагалось увеличить ещё в несколько раз [1]. Считалось, что ядерная энергетика уже в ближайшем будущем способна начать вырабатывать электричество по ценам гораздо более низким, чем тепло- и гидроэнергетика.

На начальном этапе для таких прогнозов, казалось, были все основания. Принцип работы ядерного реактора достаточно прост, были найдены и сравнительно простые технические воплощения этого принципа в жизнь. Всё это позволяло строить первые реакторы и первые атомные электростанции в очень сжатые сроки. АЭС потребляли мало топлива и не загрязняли окружающую среду выбросами. Начало развития реакторов на быстрых нейтронах с коэффициентом воспроизводства больше единицы позволяло надеяться уже в ближайшие десятилетия сделать энергетику менее зависимой от органического топлива, запасы которого не бесконечны. Однако кроме строительства и эксплуатации АЭС, у ядерной энергетики появился целый ряд сопутствующих проблем, нетрадиционных для остальных типов энергетики.

Нераспространение ядерных материалов и технологий, обращение с радиоактивными отходами (РАО), обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), обеспечение ядерной и радиационной безопасности на всех стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ) - все эти проблемы были известны с самого начала развития ядерной энергетики, но не все они на сегодняшний день успешно решены. Одной из такой проблем является обращение с ОЯТ.

В мире до сих пор не существует единого взгляда на обращение с ОЯТ. В настоящее время отработавшее ядерное топливо ядерных реакторов после выгрузки из активной зоны выдерживается в течении нескольких лет в бассейнах-хранилищах АЭС. После этого ОЯТ транспортируют либо на завод по переработке, где из него можно изготовить новое свежее топливо для АЭС, либо в сухое временное хранилище. Возможен также вариант долговременного захоронения ОЯТ, и в настоящее время он прорабатывается в США (в хранилище Юкка-Маунтин) и в Европейском Союзе (Швеция). Но, во-первых, эти хранилища могут обеспечить захоронение только части существующего ОЯТ, а, во-вторых, захоронение ценного энергетического сырья, входящего в состав ОЯТ (недовыгоревший уран и плутоний) не является, видимо, оптимальным решением.

Кроме того, отработавшее ядерное топливо является потенциально опасным материалом и поэтому необходимо также обеспечить безопасность обращения с ним на всех этапах ЯТЦ. Основной составляющей безопасного обращения с ОЯТ является ядерная безопасность. Но с развитием ядерной энергетики и с увеличением числа операций с ОЯТ всё большее значение приобретает радиационная безопасность.

В данной диссертации рассматривается вопрос именно о радиационной безопасности обращения с ОЯТ во внешнем ЯТЦ: при его хранении, транспортировании и переработке. Диссертация состоит из введения, пяти глав, общих выводов, библиографии и приложения.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Опаловский, Владимир Александрович

3.3.7 Выводы

Как было продемонстрировано на примере трёх типов ОЯТ в широком диапазоне глубин выгорания, после нескольких лет выдержки радиационная обстановка вокруг ОТВС определяется набором всего из нескольких изотопов. Причём это справедливо как для нейтронной, так и для гамма составляющей радиационного фона. Поэтому с точки зрения радиационной обстановки вокруг ОТВС целесообразно рассматривать только эти «ключевые» изотопы. К примеру, в работе [34], где исследуются радиационные характеристики ОЯТ, рассматриваются в несколько раз больше радиационных изотопов. Зато в работе [41] они рассматриваются не все.

Как нейтронный, так гамма-фон, создаваемый ОТВС, определяют изотопы, практически не влияющие на критику. Особенно это характерно для актинидов, определяющих нейтронный фон ОТВС. В связи с этим можно рекомендовать проведение дополнительных экспериментальных исследований по определению их концентраций в ОЯТ.

Гамма-фон вокруг ОТВС на несколько порядков превышает нейтронный. Но с ростом глубины выгорания нейтронный фон растёт гораздо быстрее, чем гамма фон. Это можно объяснить тем, что продукты деления, которые определяют гамма-фон, накапливаются линейно с глубиной выгорания. А накопление младших актинидов, создающих нейтронный фон, можно аппроксимировать полиномом четвёртой степени. Таким образом, с ростом глубины выгорания роль нейтронного фона растёт. И, как будет показано в следующей главе, при помещении ОЯТ в транспортный контейнер мощность дозы создаваемая нейтронным излучением может достигать тех же порядков, что и мощность дозы создаваемая гамма излучением. Но во многих работах, посвящённых радиационным характеристикам ОЯТ, в том числе [34], рассмотрение нейтронного фона не проводится вообще. А в работах посвящённым изотопному составу ОЯТ [41], не проводится рассмотрения. концентраций актинидов, определяющих нейтронный фон.

Погрешность радиационного источника ОЯТ определяется погрешностями в ядерных данных и в концентрациях «ключевых» изотопов. Основной вклад в общую погрешность вносит именно неопределённость в концентрациях.

ГЛАВА 4. МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ВОКРУГ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА С ОЯТ

В данной главе будет представлена методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ и описаны её особенности. Будет продемонстрировано, что использование упрощённых методов при определении радиационных характеристик ОЯТ может приводить к появлению ошибок. Так же будет предложена новая методика на основе комбинации методов дискретных ординат и Монте-Карло.

В рамках данной главы будут рассмотрены радиационные характеристики ОЯТ только на одном этапе ЯТЦ - на этапе его транспортирования и хранения в транспортных упаковочных комплектах (транспортных контейнерах). Все представленные данные, если это не упомянуто особо, рассчитаны для уранового ОЯТ реактора ВВЭР - 1000.

4.1 Алгоритм моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ

Задачу моделирования радиационной обстановки вокруг контейнеров с ОЯТ можно разбить на несколько этапов:

1. Расчёт изотопного состава ОЯТ;

2. Определение источников нейтронного и гамма излучений от ОЯТ и конструкционных материалов TBC;

3. Расчёт переноса излучения через стенки контейнера;

4. Определение дозы в различных пространственных точках вокруг контейнера.

Первые два пункта были рассмотрены в предыдущей главе. Далее будут рассмотрены пункты 3 и 4, т.е. расчёты переноса излучения и мощности дозы вокруг транспортного контейнера.

Для проведения данных расчётов можно воспользоваться комплексом SCALE, в рамках которого предусмотрена управляющая последовательность SAS2H, предназначенная для решения именно таких задач. В процессе разработки последовательности SAS2H была проведена валидация системы на основе расчетов радиационной обстановки вокруг контейнеров, содержащих ОЯТ легководных реакторов [58, 59].

Расчёты изменения выгорания топлива в модуле SAS2H проводятся с помощью программы ORIGEN-S. При подготовке констант нейтронный спектр рассчитывается в многогрупповом приближении в одномерной цилиндрической геометрии. В процессе выгорания константы могут неоднократно пересчитываться с учетом изменения нейтронного спектра и выделяемой мощности. Расчеты benchmarks тестов легководных реакторов показали удовлетворительную точность результатов получаемых по модулю SAS2H для ячеечных задач burnup credit [41]. Однако очевидно, что результаты расчетов выгорания топлива в гетерогенных TBC с помощью последовательности SAS2H будут содержать дополнительные ошибки, связанные с приближенным описанием спектра и геометрии.

В последовательности SAS2H после расчета источников нейтронного и гамма излучений проводится расчет мощности эквивалентной дозы в различных точках за пределами транспортного контейнера. Этот расчет состоит из двух этапов. На первом этапе проводится расчет переноса излучения через штатные слои транспортного контейнера в одномерной цилиндрической геометрии. При этом область размещения TBC гомогенизируется (геометрическая модель, используемая в комплексе SCALE, показана на рис. 4.1). На втором этапе, проводится расчет доз с учетом ограниченной высоты.

Помимо использования одномерной цилиндрической геометрической модели, управляющая последовательность SAS2H имеет ещё несколько приближений:

• Отсутствие аксиального распределения;

• Плотности материалов в топливной ячейке постоянны по всему их объёму;

• Температура считается постоянной в каждой зоне ячейки;

• В сборке допускается использование топливных стержней только одного типа.

Как правило, в транспортный контейнер можно поместить до 12 TBC. Если все TBC имеют одинаковую глубину выгорания и контейнер полностью заполнен, то гомогенизация области размещения TBC может быть оправдана. Однако при расчете доз возможно появление ошибок, связанных с приближенным описанием профиля вытекающего излучения по высоте контейнера.

В контейнер могут быть помещены TBC с различной глубиной выгорания или контейнер может быть заполнен не полностью. В таких случаях для получения результатов о распределении мощности эквивалентной дозы вокруг контейнера необходимо использовать более точные модели.

Для моделирования радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера с ОЯТ в 3-D геометрии можно использовать программу MCNP [60], которая предназначена для расчёта переноса нейтронов, гамма-квантов и электронов в произвольной геометрии на основе метода Монте-Карло.

В рамках решаемой задачи к достоинствам программы MCNP можно отнести следующее:

• Реальная трёхмерная геометрия;

• Возможность расчёта не полностью загруженного контейнера;

• Возможность расчёта контейнера с TBC нескольких типов.

Однако МСМ5 не предназначена для расчёта выгорания, т.е. с её помощью невозможно выполнение первого пункта моделирования радиационной обстановки - расчёта изотопного состава ОЯТ.

Таким образом видно, что ни модуль 8А82Н, ни программа МСЫР по отдельности не подходят для моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Поэтому для корректного описания радиационного поля вокруг транспортного контейнера целесообразно объединение возможностей этих программ. При этом выгорание считается по модулю 8А82Н, а перенос излучения - по программе МС№\ Алгоритм такого расчёта представлен в таблице 4.1.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. На основании анализа современного состояния методов и программ, используемых для определения радиационных характеристик ОЯТ, поставлена задача разработки комплексного метода для численного моделирования и оценки погрешности радиационной обстановки вокруг транспортного контейнера, содержащего облучённое ядерное топливо перспективных типов и/или с повышенной глубиной выгорания.

2. Предложена новая методика для одновременного независимого определения глубины выгорания и времени выдержки облучённого ядерного топлива и проведено её расчётное обоснование.

3. На основе метода дискретных ординат рассчитаны радиационные источники для нескольких типов ОЯТ в широком диапазоне глубин выгорания и проведён их сравнительный анализ. Также для всех рассмотренных типов ОЯТ при различных глубинах выгорания были определены:

- структура радиационного источника;

- основные изотопы, вносящие свой вклад в различные составляющие радиационного источника.

4. На основе соединения возможностей методов дискретных ординат и Монте-Карло, предложена методика для численного моделирования радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ в реальной трёхмерной геометрии.

5. Проведена оценка погрешностей, возникающих при моделировании радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Рассмотрен вклад различных составляющих в суммарную погрешность. Даны рекомендации по использованию программы МСМР для решения задач на глубокое пропускание излучения и определением радиационных характеристик ОЯТ.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Опаловский, Владимир Александрович, 2007 год

1. Атомная наука и техника СССР. Под ред. A.M. Петросьянца. - Москва, Энергоатомиздат, 1987.

2. Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. И.И. Крышев, Е.П. Рязанцев. Москва, ИздАТ, 2000.

3. Радиационные характеристики топлива и отходов в уран-плутониевом и торий-урановом топливном цикле. Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.Г. Муратов, В.В. Орлов. Атомная энергия, Т.90, вып. 6, июнь 2001.

4. Маширев В.П., Шаталов В.В., Гребёнкин К.Ф. Пирохимическая переработка оружейного плутония как ядерного топлива для энергетических реакторов. Атомная энергия, №3 2001.

5. Пономарёв-Степной H.H., Алексеев П.Н., Давиденко В.Д. Сравнения направлений развития ядерной энергетики XXI века на основе расчётов материальных балансов. Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001.

6. Решетников Ф.Г. Состояние разработок и производства уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов. Атомная энергия, т.91, вып. 6, декабрь 2001.

7. Митенков Ф. М. Перспективы развития ядерной энергетики в России. Атомная энергия, №1 2002.

8. Стратегия развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века. Документ, одобренный правительством России. 25.05.2000.

9. Белая книга ядерной энергетики. Монография. Под ред. Е. О. Адамова. Москва, НИКИЭТ, 1998.

10. Твэлов Ю. Безопасное обращение с плутонием. Атомная техника за рубежом, 2000 №4.

11. Kryuchkov E.F., Glebov V.B., Apse V.A., Shmelev A.N. Application of ADS for creation of long-term radiation barrier in MOX-fiiel. PHYSOR 2002, Seoul, Korea.

12. Фёдоров Ю.С., Бибичев Б.А. и др. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная Энергия, т.99, вып. 2, август 2005.

13. ВВЭР-ы, БН-ы или БРЕСТ-ы? Ключевая роль технологии радиохимической переработки облучённого ядерного топлива в определении будущего ядерной энергетики. С.Г. Городков, A.B. Клименко, Ш. Кошован, Ю.С. Марина. Электросталь, 2002.

14. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ 1200 и ВВЭР - 1000. И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.В. Орлов. -Атомная энергия, Т.91, вып. 5, ноябрь 2001.

15. Пономарёв-Степной H.H., Алексеев П.Н., Давиденко В.Д. Сравнения направлений развития ядерной энергетики XXI века на основе расчётов материальных балансов. Атомная энергия, т.91, вып. 5, ноябрь 2001.

16. F. G. Reshetnikov, Y. К. Bibiloshvily, В. D. Rogozkin. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon's grade plutonium storage. France, Global 95.

17. Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Орлов B.B. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ. Атомная энергия, т.89, вып. 5, ноябрь 2000.

18. Г.Г.Куликов, А.Н.Шмелев, Э.Ф.Крючков, Г.В.Тихомиров и др., Физические характеристики легководного ядерного реактора со сверхдлинной кампанией ториевого топлива, Известия вузов, Ядерная энергетика, №1,2002, стр. 18-28

19. Имамура Т., Сайто М, Иосида Т., Артисюк В. Возможность использования ^'Ра в высокотемпературном газовом реакторе с ториевым топливом. Атомная техника за рубежом, 2002, №11.

20. Буртак Ф., Убан П. Глубокое выгорание сокращает затраты на топливный цикл. Атомнаятехниказарубежом,2001,№4.

21. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики ПНАЭ Г-14-029-91. М.: ЦНИИатоминформ, 1992.

22. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. Д. Райли, Н. Эннслин, X. Смит, С. Крайнер. Москва, Бином, 2000.

23. А.В. Бушуев. Методы измерений ядерных материалов. Москва, МИФИ, 2001.

24. Hsue S., Crane Т., Talbert W., Lee J. Nondestructive assay methods for irradiated nuclear fuels. Report Los Alamos National Laboratory LA-6923-MS, 1978.

25. Ronald I., Bronowski D., Boster G., Siebelist R. Measurements on spent fuel assemblies at Arkansas Nuclear one using the fork system. Report Sandia National Laboratory SAND-96-1364,1997.

26. Определение выгорания отработавшего ядерного топлива при перегрузке. С.Г. Олейник, М.В. Максимов, О.В. Маслов. Атомная энергия, Т.92, вып. 4, апрель 2002.

27. Пыткин Ю.Н., Андрушечко С.А., Васильев Б.Ю., Голощапов С.Н. Внедрение на Кольской АЭС прибора для измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок. Межд. Кнференция по учёту, контролю и физ. защите ядерных материалов. Обнинск, 1997.

28. Haggard D., Tanner J. Determination Curie content and 134^137Cesium ratios by gamma spectroscopy of high burnup plutonium-aluminum fuel assemblies. Report Pacific Northwest National LaboratoryPNNL-1609, 1997.

29. Tiitta A., Dvoyeglazov A. WER 1000 SFAT - Specification of an industrial prototype. Intern. Report on task FIN A 1073 of the Finnish Support programme to IAEA safeguards, STUK-YTO-TR 161, Helsinki, 2000.

30. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. A.C. Герасимов, Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Москва, Энергоатомиздат, 1989.

31. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР 365. A.B. Степанов, Т.П. Макарова, Б.А. Бабичев и др. -Атомная энергия, 1980. Т.49, вып. 4.

32. Определение содержания изотопов урана и трансурановых элементом в отработавшем топливе ВВЭР 365. В.Я. Габескирия, В.В. Грызина, A.A. Зайцев и др. - Атомная энергия, 1978. Т.44, вып. 5.

33. Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива: Справочник. В.М. Колобашкин, П.М. Рубцов, П.А. Ружанский, В.Д. Сидоренко. Москва, Энергоатомиздат, 1983.

34. Оценка нуклидного состава уран-ториевого топлива, облученного в реакторах ВВЭР. Т.С. Зарицкая, JI.B. Матвеев, В.Ю. Рогожкин, А.П. Рудик, Э.М. Центер. Вопросы атомной науки и техники. 1987, вып. 8.

35. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Наработка Актиноидов в открытом и замкнутом ЯТЦ. Атомная энергия, т.85, вып. 1, июль 1998.

36. Степанов A.B., Макарова Т.П. и др. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-440. Атомная Энергия, т.55, вып. 3, сентябрь 1983.

37. Фёдоров Ю.С., Бибичев Б.А. и др. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная Энергия, т.99, вып. 2, август 2005.

38. Степанов A.B., Макарова Т.П. и др. Определение выгорания и изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-365. Атомная Энергия, Т.49, вып. 4, октябрь 1980.

39. OECD/NEA Burn-up credit criticality benchmarks (Phase Ia-IVb). Japan 1992-2002.

40. K. Okumara, T. Mori. Validation of a continuous-energy Monte-Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment. Journal of Nuclear Science and Technology. Vol. 37, N2,2000.

41. Положение о порядке проведения экспертизы документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности ядерной установки, радиационного источника, пункта хранения и (или) качества заявленной деятельности РД-03-13-99.

42. Н.В. Омельченко, В.И. Савандер, A.A. Смирнов, B.C. Харитонов. Транспортные контейнеры для перевозки отработавших TBC реакторов разных типов. Москва, МИФИ, 2001.

43. Н.В. Омельченко, A.A. Смирнов. Контейнеры для перевозки отработанного ядерного топлива АЭС. Часть 1. Научная сессия МИФИ-2000. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2000.

44. Апсэ В.А., Шмелёв А.Н. Ядерные технологии. МИФИ, Москва, 2001.

45. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов НП-053-04.

46. Маслов О.В., Олейник С.Г. Аппаратура и методика контроля высокорадиоактивных материалов и топлива в технологии обращения с ОЯТ. Межд. Конф. Укр. ЯО. Киев, 2000.

47. Определение нейтронной эмиссии отработавшего топлива РБМК по результатам разрушающего анализа. А.Г. Коренков, Т.П. Макарова, A.B.

48. Степанов, Е.В. Певцова, Б.Н. Беляев, А.А. Воронков. Атомная энергия, 2002. Т.93, вып. 4, октябрь 2002.

49. Маслов О.В., Максимов М.В., Олейник С.Г. Обоснование радиационных методов контроля состояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки. Труды Одесского политехнического университета, 2000, вып. 3.

50. Маслов О.В., Олейник С.Г. Автоматизированная система контроля распределения продуктов деления в ТВС ВВЭР 1000 при проведении перегрузки ядерного топлива. 2-я Межд. конф. «Учёт, контроль и физ. защита ядерных материалов». Обнинск, 2000.

51. Галченков О.Н., Маслов О.В., Олейник С.Г. Сравнение двух способов построения спектров в цифровом гамма-спектрометре. Ядерная и радиационная безопасность, 2000, т. 3, вып. 3.

52. Маслов О.В., Олейник С.Г. Савельев С.А. Определение глубины выгорания ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки. Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы. 2000, №16.

53. Application of nondestructive gamma-ray and neutron techniques Report Los Alamos National Laboratory LA-8212,1980.

54. J.R.Deen, W.L.Woodruff, and C.I.Costescu, "WIMS-D4M User Manual, Rev. 1," ANL/RERTR/TM-23, Argonne National Laboratory, October 1995.

55. K.Tsuchinashi, Y.Ishiguro, K. Kaneko and M.Ido, "Revised SRAC Code System", JAERI 1302 (1986).

56. O. W. Hermann, S. M. Bowman, M. C. Brady, and С. V. Parks, Validation of the SCALE System for PWR Spent Fuel Isotopic Composition Analyses,

57. ORNL/TM-12667, Martin Marietta Energy Systems, Inc., Oak Ridge Natl. Lab., (1995).

58. M. D. DeHart and 0. W. Hermann, An Extension of the Validation of SCALE (SAS2H) Isotopic Predictions for PWR Spent Fuel, ORNL/TM-13317, Lockheed Martin Energy Research Corp., Oak Ridge Natl. Lab., (1996).

59. Judith A.Briesmeister, Ed., "MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B", Los Alamos National Laboratory report LA-12625-M, Version 4B (March 1997).

60. Правила обеспечения радиационной безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива от атомных станций железнодорожным транспортом ПРБ-88.

61. G. Estes, Е. Cashwell. «MCNP1B Variance Error Estimator», TD 6-27-78.

62. S. Pederson. "Mean Estimation in Highly Skewed Samples". Los Alamos National Laboratory Report LA 12114 - MS (1991).

63. G. Aliberty, M. Salvatores. A Systematic Approach to Nuclear Data Uncertainties and their Impact on Transmutation Strategies.

64. Шаталов B.B., Серегин М.Б., Харин В.Ф. Газофториная технология переработки отработавшего оксидного топлива. Атомная энергия, №3 2001.

65. Сидоренко В.А. Исследования и разработки по ядерным реакторам для энергетики России. Атомная энергия, т. 90, вып. 6, июнь 2001.

66. Внуков B.C., Рязанов Б.Г. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработанного топлива АЭС. Атомная энергия, т.91, вып. 4, октябрь 2001.

67. J. P. Malone, J. J. Stobbs. Dual-purpose metal casks: the versatile approach to interim storage of spent fuel. France, Global 95.

68. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчетные исследования параметров ОЯТ в целях безопасного обращения, учёта и контроля. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

69. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Сравнительный анализ радиационных характеристик различных типов ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2003. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2003.

70. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2004.

71. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Анализ погрешностей при моделировании радиационной обстановки вокруг ТУК с ОТВС. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2006.

72. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.

73. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004. Москва, 2004.

74. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров, Э.Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, №4.

75. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. "Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel." Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.

76. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, "Modeling of radiation field around spent fuel container", Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1-4, pp. 575-578.

77. F. G. Reshetnikov, Y. K. Bibiloshvily, B. D. Rogozkin. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon's grade plutonium storage. France, Global 95.

78. C. Bristol, N. Griffin, M. Carr. Irradiated fuel interim storage factors affecting selection. France, Global 95.

79. А. В. Бушуев, В. Н. Зубарев, А. Ф. Кожин. Новые эксперименты с облучёнными TBC ИРТ МИФИ. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

80. ТЭО концепции РФ по обращению с ОЯТ. Москва, Минатом, 1999.

81. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ -88/97. Москва, Госатомнадзор России, 1997.

82. R.J.Ellis, Analyses of Weapons-Grade МОХ WER-1000 Neutronics Benchmarks: Pin-Cell Calculations with SCALE/SAS2H, ORNL/TM-2000/4.

83. Б.А. Бибичев, B.B. Кожарин. Экспериментально-расчётный метод определения выгорания и изотопного состава топлива ВВЭР 440 по концентрациям 134Cs и 137Cs. ВАНиТ, серия Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4.

84. В.П. Васюхно, В.П. Жарков, М.Е. Нетеча. Влияние тепловых нейтронных констант на точность расчёта защиты реакторов. ВАНиТ, серия Физика и техника ядерных реакторов. 1986, вып. 4.

85. Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Коррекция режимов облучения нуклидов. ВАНиТ, Физика и техника ядерных реакторов, 1988, вып. 3.

86. Маяновский М. С. Тенденции развития мировой энергетики. Атомная техниказарубежом,2001, №12

87. Твэлов Ю. Дозы облучения и радиационный риск на зарубежных ядерных объектах. Атомнаятехниказарубежом,2001,№6.

88. Котов В.М., Котов C.B., Тихомиров JI.H. Возможность создания теплового реактора с полным использованием уранового и ториевого сырья. Атомная энергия, т.95, вып. 5, ноябрь 2003.

89. Елагин А.П. Ядерные перевозки. Атомная техника за рубежом, 2004, №4.

90. Маяновский М.С. Новые технологии промежуточного хранения и переработки ядерного топлива в Японии. Атомная техника за рубежом, 2001, №4.

91. Тюлов Ю. Новое в сфере обращения с ядерным топливом в Европе. Атомная техника за рубежом, 2001, №8.

92. Камарке Н, Ледерманн П. Французские исследования и разработки в области переработки ядерного топлива. Атомная техника за рубежом, 2001, №8.

93. ПУБЛИКАЦИИ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

94. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров, Э.Ф. Крючков. Методика расчёта радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. «Известия высших учебных заведений. Ядерная Энергетика», 2004 г, №4.

95. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov, "Modeling of radiation field around spent fuel container", Radiation Protection Dosimetry (2005), vol. 116, No 1-4, pp. 575-578.

96. ДОКЛАДЫ НА НАУЧНЫХ КОНФЕРЕНЦИЯХ

97. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчетные исследования параметров ОЯТ в целях безопасного обращения, учёта и контроля. Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2002.

98. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Сравнительный анализ радиационных характеристик различных типов ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2003. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2003.

99. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2004.

100. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Анализ погрешностей при моделировании радиационной обстановки вокруг ТУК с ОТВС. Научная сессия МИФИ-2006. Сборник научных трудов. Том 8. Москва, МИФИ, 2006.

101. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Расчётно-экспериментальная методика определения параметров ОЯТ. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2002. Москва, 2002.

102. В.А. Опаловский, Г.В. Тихомиров. Моделирование радиационной обстановки вокруг контейнера с ОЯТ. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА-2004. Москва, 2004.

103. E.F.Kryuchkov, V.A.Opalovsky, G.V.Tikhomirov. "Comparative Analysis of Radiation Characteristics from various types of Spent Nuclear Fuel." Proceeding of the SNA-2003, Paris, France, 2003.