Развитие программного комплекса CASCADE и его применение для моделирования транспорта частиц в многокомпонентных системах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат физико-математических наук Кумават Харфул

• Кумават Харфул
• кандидат физико-математических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Кумават Харфул

Введение

1.1 Транспорт пучка адронов в средах и программы Монте-Карловского моделирования

1.2 Цель работы

Глава 2 10 Модель распада возбуяеденных иослекаскадных ядер 2.1 Усовершенствование модели испарения

2.2 Дальнейшие развитие модели деления

Глава

Взаимодействие протонных пучков с различными мишенями

3.1 Взаимодействие пучка протонов с W-, Pb-, Bi-, Th- and U-мишенями

3.2 Мишень с парафиновым и графитовым замедлителями (эксперимент САММА-2)

3.3 и-РЬ электроядерная установка (эксперимент

Энергия + Трансмутация")

Глава 4 79 Восстановления спектра нейтронов с помощью пороговых детекторов

4.1 Измерения и анализ спектров гамма-лучей в установке "САММА-2"

4.2 Скорость реакции и коррекции

4.3 Поток нейтронов и сечения взаимодействия

4.4 Восстановление нейтронного спектра

4.5 Спектры нейтронов в эксперименте "Энергия + Трансмутация"

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Развитие программного комплекса CASCADE и его применение для моделирования транспорта частиц в многокомпонентных системах»

Долгоживущие радиоактивные отходы атомных реакторов, ядерное оружие и атомные подводные лодки не является внутренним делом отдельных стран, эта вопрос экологической безопасности мирового масштаба и требующий серьезного обсуждения, интенсивных исследований и по создания новых реакторных систем. Тысячи тонн накопленных расщепляющихся материалов, с одной стороны, угроза террористической деятельности и несчастные случаи подобные Чернобылю, с другой стороны, делают даже малоактивных токсичных материалов, не говоря уже о высокоактивных отходах. Реконструкция энергетических реакторов в отношении топлива и отходов и создание ядерных электростанций, устроенных по принципу уменьшения долгоживущих отходов с помощью систем Энергия + Трансмутация, могли бы представлять собой два направления деятельности мирового масштаба по устранению ядерных отходов.

Предполагается [1], что второе направление не только исправит создавшуюся ситуацию с ядерными отходами, но и благодаря новым электростанциям, отходов будет гораздо меньше, особенно, если использовать в качестве топлива торий. Основными требованиями такой системы являются внешнеактивный реактор на быстрых нейтронах и эффективная стратегия топливного цикла. Новый дизайн потребует внешнего источника быстрых нейтронов и стратегию сжигания топливных отходов. Этого можно достигнуть в ускорительных подк-ритических системах (ADS).

В списке наиболее проблемных долгоживущих продуктов деления находятся 135Cs, 126Sn, 79Se, ^Sr, 99Tc, 129I и т. д.,а среди долгоживущих актинидов приоритетными будут Pu, Np и Аш. Захват нейтронов является единственным ядерным процессом, позволяющим сжигать продукты деления или уменьшать время их жизни за счет трансмутации.

Электроядерная установка на базе ускорителей (ADS) [2-4] ускорительная система предполагает высокую скорость трансмутации получение энергии даже из такого топливного сырья, как Th и U . Центральным устройством ADS, способным выполнить эту задачу, является интенсивный источник нейтронов расщепления (INSS), обеспечивающий высокий поток нейтронов как с низкой, так и с высокой энергией за счет взаимодействия пучка быстрых частиц (несколько миллиампер) с тяжелой мишенью, такой как Pb-, Bi- или их сплав (эвтектика). В зависимости от топливной стратегии ADS могут также быть снабжены дополнительным оборудованием по утилизации плутония в реакторе и использовать смесь небольшого количество минорных актинидов с топливом. Потенциал ADS для наработки расщепляющихся материалов и переработке ядерного топлива был известен уже с начала развития ускорителей частиц, но технологические ограничения не позволяли применить этот подход на коммерческом уровне. Недавний прогресс, особенно в области ускорительных технологий, возродил интерес к концепции ADS и способствовал развитию сотрудничества в этой области.

Так же предполагается использование свинца и свинцово-висмутового сплава в качестве охлаждающего агента эмульсии для систем генерации быстрых нейтронов. Из-за их маленьких энергетических потери захвата нейтронов при столкновении с атомами свинца, что в свою очередь увеличивает возможность, захвата в области резонанса в нуклидов, которые будут трансмути-роваться. На основе этого принципа был разработан концептуально новый способ применения ADS, известный как ускорительный преобразователь продуктов деления. В этой системе почти каждый нейтрон из источника возбуждает реакцию трансмутации. Таким образом, оказывается что, в принципе, трансмутация долгоживущих продуктов деления могла бы быть полезным методом снижения долгосрочного риска геологических хранилищ. Однако, практическая выполнимость требуемого процесса менее вероятна, чем в случае актинидов, и в настоящее время возможна только для 99Тс.

Как упоминалось выше, концепция систем, управляемых ускорителем (гибридных систем), сочетает ускоритель частиц с подкритическим ядерным реактором. Большинство предложений предполагают ускорители протонов, производящие пучки высокой интенсивности с энергией около 1 ГэВ. Протоны направляются на мишень расщепления и производят нейтроны для управления подкритическим реактором. Мишень выполняется из тяжелого металла в твердом или жидком состоянии. Реакции расщепления дают несколько десятков нейтронов на падающий протон, которые попадают в подкритическую зону и вызывают дальнейшие ядерные реакции. За исключением своей подкритичности реактор аналогичен критическому. Он может быть сконструирован для работы со спектрами тепловых или быстрых нейтронов.

Мишень расщепления [5], один из наиболее важных компонентов для электроядерной системы (ADS) которая должна быть сконструирована так, чтобы обеспечивать максимум нейтронов, а также имеет систему, снимающую тепловыделение от пучка. Энергия пучка протонов, выделяющаяся в такой мишени и достигающая нескольких МВт должна быть отведена. К тому же, поле смешанного излучения протонов и нейтронов в мишень накладывает особые условия на конструкцию и функционирование мишени и сильно влияет на все термомеханические свойства. Тяжелые металлы и сплавы такие, как вольфрам, тантал, уран, свинец-висмут, свинец и ртуть считаются потенциально пригодными материалами для мишеней генератора нейтронов. Газ, тяжелая вода или жидкие металлы могут подойти в качестве охладителей для этих мишеней.

Для мишени расщепления доступными являются два варианта: твердые и жидкие металлы. Преимущество свинца над РЬ-В1 заключается в том, что он

210 • значительно снижает рождение излучающего Ро из реакции (р, хп) на В1 в мишени в 103-104раз. Тем не менее, основной недостаток свинца заключается в его высокой температуре плавления - 327°С (в сравнении с температурой плавления эвтектики РЬ-В1 - 125°С), что является сложной проблемой для конструкторов и технологов. Другие жидкие металлы, такие как ртуть (1-^), также были предложены (Европейский источник расщепления [6]) для использования в источниках нейтронов расщепления, как и для АББ. Главное преимущество Ь^ над РЬ и РЬ-В1 - это отсутствие активности Ро и возможность того, что не придется нагревать систему перед началом работы, что решило бы многие конструкторские проблемы. Это накладывает чрезвычайно строгие требования на начальный цикл и целостность покрытой газовой системы, потому что радиоактивную ртуть нужно предохранять от утечки в рабочую среду. Во-первых, мишени из ртути с температурой кипения

356°С было бы проблематично использовать в АББ; во-вторых, большое сечение поглощения нейтронов ртути не допускает ее использование в АБ8.

Коррозия и эрозия материалов контейнера, находящихся в непосредственном контакте с жидкими металлами при высоких температурах и больших скоростях потока. А также проблема поведения продуктов расщепления и необходимость окна для пучка между проводником пучка протонов и областью расщепления. Вред излучения для мишени и структурных материалов (разбухание) и ухудшение теплопроводящих свойств, связанное с накоплением гелия, является сложной задачей для науки и предметом исследования с целью создания мишени. Контейнерные материалы предлагаются в [7-10] и во многих других исследованиях.

Что касается продуктов расщепления, исходные вычисления показали, что долгоживущая радиоактивность накапливается в основном за счет начальных ядерных реакций. Второстепенные реакции отвечают за рождение небольшого количества долгоживущих изотопов, 207В1, 210Ро и некоторых других, генерированных захватом низкоэнергетических нейтронов. Нейтроны с диапазоном энергий 20-800 МэВ и протоны с энергией около 100 МэВ вносят свой вклад в общую активную энергию, хотя эти части спектра внутри мишени вносят небольшую в общий поток (спектры нейтронов можно видеть в главе 5).

Источник нейтронов расщепления широко используется в следующих областях: 1) маленький угол нейтронного рассеяния, что создает уникальный потенциал для исследований наноуровневой структуры в физике твердых состояний, исследований полимеров и материалов и для науки о жизни; 2) источник пульсирующих нейтронов расщепления играет очень важную роль в нейтронном источнике, например в ядерном реакторе; 3) Пучок нейтронов является очень хорошим зондом для наблюдения за легкими элементами в 6 присутствии тяжелых элементов, магнитного беспорядка и др.; 4) за счет широкого высокоэнергетического диапазона источник нейтронов расщепления является хорошим источником изучения (п, хп)-реакций для л: > 3. хотя другую возможность производить источник квази-нейтронов найти трудно [11]

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Кумават Харфул

Заключение

Описанные выше усовершенствования программного комплекса CASCADE существенно улучшают согласие с опытом получаемых с его помощью результатов:

1. Создан Монте-карло алгоритм для описания процессов испарения и деления для распада послекаскадных ядер. Алгоритм реализован в новой версии программного комплекса CFSCADE. В алгоритме процесса испарения используются новые константы для кулоновского барьера и обратного сечения испаряющихся частиц из программы каскада GEM, а также более точное выражение для плотности уровней. Вероятность испарения рассчитана методом численного интегрирования с целью учета энергетической зависимости параметра плотности уровней. Кроме того, создан алгоритм для расчета испарения тяжелых фрагментов не только в основном , но и в возбужденных состояниях. Показано, что распад послекаскадных ядер происходит на более ранней стадии, чем это предполагается в используемой каскадными программами теории Фонга. Учет этого обстоятельства и более точное выражение для барьера деления устраняют имевшее место ранее почти 10-кратное расхождение расчётного и экспериментального распределения изотопов по массам. Устраняется "двугорбость" этого распределения. Показано, что результаты расчета сечений выхода изотопов в новой версии программы CASCADE находятся в хорошем согласии в пределах стандартного отклонения 1.4 с экспериментальными результатами для предактинидных мишеней и со стандартным отклонением < 2 для актинидных мишеней. Результаты же старой версии программы CASCADE согласуются с экспериментом со стандартным отклонением в пределах от 2.8 до 5. Уточнение моделей испарения и деления слабо сказалось на дифференциальных энергетических спектрах нейтронов, рождающихся при взаимодействиях протонов с тяжелыми ядрами, однако несколько (около 5%) улучшает согласие с опытом в случае легких ядер (Al, Na и т.п.).

2. Разработан новый метод для расчета интегральных сечений ядро-ядерных взаимодействий позволяющий вычислять сечения как выше, так и ниже кулоновского барьера для взаимодействий легких и тяжелых ядер. Расчётные сечения согласуются с известными в настоящее время экспериментальными данными, хотя для взаимодействий очень тяжелых ядер таких данных пока очень мало.

3. Создана математическая модель установки "Энергия+Трансмутация", детально учитывающая особенности её конструкции, многослойного основания и окружающей радиационной защиты. Сравнение вариантов установки с 2, 4 и 9 U секциями показывает, что 4-секционный вариант является оптимальным. Создание запланированной дорогостоящей 9-секционной

103 установки не имеет существенных преимуществ с точки зрения увеличения точности измерений, ни в отношении получаемых с ее помощью физических результатов. Показано, что пространственная дисперсия протонного пучка и его небольшие (< 1 см) смещения относительно центра мишени слабо сказываются на результатах расчётов. Однако число нейтронов возрастает в направлении смещений, превышающих 15%. На основе математических экспериментов предложена реконструкция установки, упрощающая ее конструкцию и позволяющая более определённо интерпретировать выполняемые на ней измерения. Показано, что использующаяся в настоящее время радиационная защита установки "Энергия+Трансмутация", не поглощая нейтроны, трансформирует их в нейтроны с Е < 0.1 эВ, благодаря чему в экспериментальном зале имеется высокий фон нейтронного излучения. Защита не устраняет и гамма-излучение. Моделирование экспериментальной установки САММА-2 показало, что с точки зрения "энергетической стоимости" производства нейтронов оптимальной является область энергий вблизи 1.5 ГэВ. Рассчитано пространственное и энергетическое распределения потока генерируемых нейтронов. Использование парафинового замедлителя приводит к тому, что большая часть рождающихся нейтронов (70%) попадает в области энергий ниже 0.1 эВ. Слой графита той же толщины замедляет нейтроны намного слабее.

4. Реализован метод восстановления спектра нейтронов, рождающихся в реакциях расщепления внутри облучаемой мишени, с помощью спектрометрической обработки результатов измерений активности пороговых детекторов. Эффективность метода проиллюстрирована на примере обработки экспериментальных данных, полученных на установках САММА-2 и "Энергия+Трансмутация".

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Кумават Харфул, 2004 год

1. Y. Kady, Invited talk at the Indian Nuclear Society conference on Nuclear Fuel Cycle Technology, Kalpakkam, Dec. 17-19,2003

2. C.D. Bowman et al, Nucl. Instr. Meth. A320 (1992) 336.

3. F. Carminta et al, CERN report CERN/AT/93-47(ET) (1993).

4. K.D. Tolstov, JINR preprint, 18-89-778, Dubna, Russia, (1989).

5. V. Kumar, H. Kumawat, U. Goel, V.S. Barashenkov, Pramana- A J. of Phys. 60 (2003) 469.

6. The European Spallation Source Project, Vol. I (ISBN 3-89336-301-7); II(ISBN 3-89336-302-5); III(ISBN 3-89336-303-3) and IV(ISBN 3-89336-304-1).

7. L. Ning, J. Nucl. Mater. 300 (2002) 73; LA-UR-99-4696.

8. L. Ning et al, LA-UR-01-4866.

9. V. Tcharnotskaia et al, LA-UR-01-5051.

10. N. Li et al, LA-UR-01-5241.

11. E. Kim etal, Nucl. Sci. Eng. 129(1998)209.

12. A.S. Nikiforov, Atomic energy 70 (1991) 188.

13. R.E. Parel, H. lichienstrin, User guide to LCS. The LAHET code system, LANL LA-UR-89-314, 1989.

14. S. Furihata, Nucl. Instr. Meth. B171 (2000) 251.

15. S. Furihata, Proc. Monte Carlo 2000 Conf. Lisabon, 2000, Springer Verlag, Berlin, 201, p. 1046.

16. S. Furihata, K. Niita, S. Meigo, Y. Ikeda, F. Maekawa, JAERI Data/Code 2002015 Report.

17. V.S. Barashenkov, Statistical modelling of intranuclear cascades initiated by high-energy particles. JINR P2-81-364, Dubna, 1981.

18. V.S. Barashenkov. Comp. Phys. Commun. 126 (2000) 38.

19. S. Chigrinov, A. Kievskaia, K. Kourkovskaia, Proc.ICEMakucharichiba, Japan, 1993, p. 434.

20. N.M. Sobolevsky, A.V. Dementiev, SHIELD Monte Carlo hadron transport code. INR 0874/94, Moskow, 1994.

21. S. Agostinelli et al, Nucl. Instr. Meth. Phys. Res. A506 (2003) 250.

22. K.K. Gudima, S.G. Mashnik, A.J. Sierk, User manual for the code LAQGSM, Los Alamos National Report LA-UR-01-6804, Los Alamos (2001).

23. MCNPX™ User's Manual, Version 2.1.5, edited by L.S. Waters, Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-99-6058, Los Alamos (1999).

24. MCNPX™ User's Manual, Version 2.3.0, edited by L.S. Waters, Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-02-2607, Los Alamos (2002).

25. HETC, report CCC-178, ORNL (August 1977).

26. R.C. Singleterry, J. W. Wilson, ANL/ED/CP-93185; CONF-971005-13 (1997).

27. M.P. Guthrie, R.G. Alsmiller, H.W. Bertini, Nucl. Instr. Meth. 66 (1968) 29.

28. H.W. Bertini, P. Guthrie, Results from Medium-Energy Intranuclear-Cascade Calculation, Nucl. Phys. A169 (1971); H. W. Bertini, Phys. Rev. 188 (1969) 1711.

29. V.S. Barashenkov, V.D. Toneev, Interactions of high-energy particles and nuclei with nuclei. Atomizdat, Moscow, 1972.

30. V.S. Barashenkov et al, Uspecki Phys. Nauk. 109 (1973) 91.

31. V.S. Barashenkov, B.F. Kostenko. Nath. Modell. 1/10 (1989) 8.

32. V.S. Barashenkov et al, Nucl. Phys. A206 (1973) 131.

33. V.S. Barashenkov et al, Nucl. Phys. A222 (1974) 204.

34. R. Sternheimer, Phys. Rev. 145 (1966) 247; 3B (1971) 3681.

35. L. Lindhard et al, Kon. Dan. Vidensk. Selsk. Nat.-Fys. Medd. 33 (1963) 14.

36. V.S. Barashenkov et al, Phys. Part. Nucl. 24/1 (1993) 107.

37. V.S. Barashenkov, Cross-section of particle and nuclei interactions with nuclei, JINR, Dubna, 1993.

38. V.S. Barashenkov, A. Polanski, Electronic guide for nuclear cross-sections JINR E2-94-417, Dubna, 1994.

39. V.S. Barashenkov, H. Kumawat. Kerntechnik 68 (2003) 259.

40. S.G. Mashnik, V.D. Toneev, MODEX the program for calculations of the energy spectra of the particles emitted in the reactions of the pre-equilibrium and equilibrium statistical decays, JINR P4-9417, Dubna, 1974.

41. M. Blann, A. Mignerey, W. Scobel. nuvleonika 21 ( 1976) 335.

42. Л.П. Абагян и д. Групповые константы для расчета ядерных реакторов, Атомиздат, 1964; Энергоиздат, 1981.

43. F. Atchison, A revised calculational model of fission, PSI Bericht Nr. 98-12 (1998).

44. V.F. Weisskopf, P.H. Ewing, Phys. Rev. 57 (1940) 472.

45. Dostrovsky, Z. Frankel, G. Friedlander, Monte Carlo Calculations of Nuclear Evaporation Processes III Application to Low-Energy Reactions, Phys. Rev. 116 (1959) 683.

46. J. Benlliure et al, Nucl. Phys. A628 (1998) 458.

47. B.D. Wilkins, E.P. Steinberg, R.R. Chasman, Phys. Rev. C14 (1976) 1832

48. J.W. Negele, S.E. Koonin, P. Möller, J.R. Nix, AJ. Sierk, Phys. Rev. C17 (1978) 1098

49. U. Brösa, S. Grossmann, A. Müller, Phys. Rep. 197 (1990) 167

50. J.F. Berger, M. Girod, D. Gogny, Nucl. Phys. A428 (1984) 23

51. V.V. Pashkievich, Nucl. Phys. A169 (1971) 275

52. A. Gilbert, A.G.W. Cameron, Can. J. Phys. 43 (1965) 1446.

53. J.L. cook, H. Ferguson, A.R.D. Musgrove, Aust. J. Phys. 20 (1967) 477.

54. E.A. Cherepanov, A.S. llinov, Nucleonika 25 (1980) 611.

55. A.V. Ignatyuk, G.N. Smirenkin, A.S. Tishin, Yad. Fiz. 21 (1975) 485.

56. S.G. Mashnik, Acta Phys. Slov. 43 (1993) 96.

57. G. Audi, A.H. Wapstra, Nucl. Phys. A565 (1993)1;http://ie.lbl.gov/mass/2003AWMass-3.pdf

58. A.G.W. Cameron, Can. J. Phys. 35 (1957) 1021

59. M.M. Shapiro, Phys. Rev. 90 (1953) 171.

60. J. Blatt, V.F. Weisskopf, Theoretical Nuclear Physics, Jonh Wiley & Sons, Inc., New York (1952).

61. W.A. Friedman, W.G. Lynch, Statistical Formalism for Particle Emission, Phys. Rev. C28 (1983) 16.

62. V.S. Barashenkov, F.G. Gereghi, A.S. Iljinov, V.D. Toneev, Nucl. Phys. A222 (1974) 204.

63. W.D. Myers, W.J. Swi^tecki, Phys. Rev. C60 (1999) 014606.

64. P. Fong, Phys. Rev. 102 (1956) 436.

65. J. Weber, J.C. Britt, A. Gavron, E. Konecny, J.B. Wilhemly, Phys. Rev. C13 (1976) 2413.

66. G.A. Kudyaev, Yu.B. Ostapenko, B.N. Smirenkin, Yad. Fiz. 45 (1987) 1534 (Sov. J. Nucl. Phys. 45 (1987) 951).

67. G.A. Kudyaev, Yn.B. Ostapenko, E.M. Rastopchin, Yad. Fiz. 47 (1988) 1540 (Sov. J. Nucl. Phys. 47 (1988) 976).

68. B.D. Wilkins, E.P. Steinberg, R.R. Chasman, Phys. Rev. C14 (1976) 1832.

69. J. Benlliure, P. Armbruster, M. Bernas, A. Boudard, J.P. Dufour, T. Enqvist, R. Legrain, S. Leray, B. Mustapha, F. Rejmund, K.- H. Schmidt, C. St'ephan, L. Tassan-Got, C. Volant, Nucl. Phys. A683 (2001) 513.107

70. F. Rejmund, В. Mustapha, P. Armbruster, J. Benlliure, M. Bernas, A. Boudard, J.P. Dufour, T. Enqvist, R. Legrain, S. Leray, K.-H. Schmidt, C. St'ephan, J. Taieb, L. Tassan-got, C. Volant, Nucl. Phys. A683 (2001) 540.

71. Yu.V. Trebukhovsky, Yu.E. Titarenko, V.F. Batiaev et al, Duble-differential neutron spectra from Pb, W, Zr, Cu, A1 and Na irradiated by protons with energies 0.8, 1.0 and 1.6 FeV. ITEP preprint 3-2003, Moscow, 2003; Ядерная Физика 67/5 (2004) 1087.

72. S.K. Gupta, S. Kailas, Z. Phys. 317 (1984) 75.

73. R.J. Glauber, in: Lactures in Theoretical Physics: Vol. 1, Ed. Brittin (Interscience, New York, 1959) p. 315.

74. R. Bass, Nuclear Reactions with Heavy Ions (Springer, Berlin, 1980).

75. J.W. Wilson et al, NASA RP-1257, December 1991.

76. L.W. Townsend, J.W. Wilson, Rad. Res. 106 (1986) 283.

77. L. Sihver, C.H. Tsao, R. Silberberg, T. Kanai, A.F. Barghourty, Phys. Rev. C47 (1993)1225.

78. S. Kox, A. Gamp, C. Perrin et al, Phys. Rev. C35 (1987) 1678

79. C.Y. Wong, Phys. Rev. Lett. 31 (1973) 766

80. Yu.D. Kibkalo, Ukr. Phys. J. 25 (1980) 1565

81. V.S. Barashenkov, A. Polanski, I.V. Puzynin. J. Comput. Meth. Sci. Eng. 2 (2002) 5.

82. V.S. Barashenkov, A. Polanski, I.V. Puzynin. Proc. of X Intern. Conf. on Emerging Nuc. Energy Systems. Petten, Netherlands, 2000, p. 429.

83. V. Gudowski, A. Polanski, I.V. Puzynin. CD ROM Proc. Joint Meeting on Acceler. Nucl. Appl. in New Millennium, Reno, USA, 2001.

84. J.S. Fraser, J.C.D. Milton. Phys. Canada 21(2) (1965)17.

85. AECL Stagy for an intense neutron Generator. AECL-2600. Ontario Chalk River, 1966.

86. D. West, E. Wood, Can. J. Phys 49 (1971) 104.

87. R.G. Vasilkov, V.I. Yurevich, Neutron emission from an extended lead target under the action of light ions in GeV region. Proc. ISANS-XI, KK, Japan, 1990.

88. D. Hilsher et al, Proc. of Int. workshop on nuclear methods for transmutation of nuclear waste, ed. M.Kh. Khankhasayev, H.S. Plendl, Z. B. Kurmanov, 1996, p. 176.

89. C.H.M. Broeders, A.Yu. Konobeyev, A.A. Travleev, KERNTECHNIK 69/3 (2004) 99.

90. J.S. Wan et al, Nucl. Instr. Meth. Phys. Res. B155 (1999) 110.

91. M.I. Krivopustov et al, Kerntechnik 68 (2003) 48.

92. V.S. Barashenkov, A. Polanski, I.A. Shelaev, JINR D/P 22-2002-190 (2000), Dubna.

93. A.N. Sosnin, A. Polanski, S.A. Petrochenkov, V.M. Golovatyuk, M.I. Krivopustov, V.P. Bamblevsky, W. Westmaier, R. Odoj, R. Brandt, H. Robotham et al, INP E2-2002-258 (2003), Dubna.

94. V.S. Barashenkov, V.D. Toneev, S.E. Chigrinov. Atomnaja Energija 37 (1974) 480.

95. V.S. Barashenkov et al, Atomnaja Energija 58 (1985)145.

96. K.D. Tolstov, JINR, 18-92-303 (1992), Dubna.

97. K.D. Tolstov, JINR Rapid Commun. 62 (1993) 5.

98. V.S. Barashenkov, Programming and mathematical techniques, World Scient. Publ., Singapore, 1994, p. 167.

99. V.S. Barashenkov, A.N. Sosnin, V.N. Sosnin, S.Yu, Shmakov, Atomnaja energija 71 (1991) 172.

100. U. Goyal, H. Kumawat V. Kumar, V.S. Barashenkov, Proc. DAE-BRNS Symposium on Nuclear Physics 45В (2002) 430.

101. H. Kumawat, U. Goyal, V. Kumar, V.S. Barashenkov, Proc. DAE-BRNS Symposium on Nuclear Physics 45В (2002) 526.

102. B.D. Kuzminov, V.N. Manokhin, Nuclear Constants 3-4 (1997) 41.

103. V.N. Manokhin, N. Odano, A. Hasegawa, JAERI DATA/Code 2001-019.

104. M. Sasaki, et al, Nucl. Sei. Eng. 141 (2002) 140.

105. W. westmeier et al, Transmutation Experiments on 129I, 139La and 237Np Using the Nuclotron Accelerator, submitted to Radioachimica Acta.

106. J. Frana, J. Radioanal. Nucl. Chem. 257 (3) (2003) 583.

107. U.Reus, W. Westmeier, Atomic data and nuclear data tables, part 1 and 2, 1983, v. 29.117. http://nucleardata.nuclear.lu.se/nucleardata/toi/radSearch.asp.

108. J.B. Cumming, Ann. Rev. Nucl. Sei. 13 (1963) 261; W. westmeier et al, Transmutation Experiments on 129I, 139La and 237Np Using the Nuclotron Accelerator, submitted to Radioachimica Acta.

109. K. Debertin, U. Schotzig, Nucl. Instr. Meth. 158 (1979) 471.

110. V. Hnatowicz, Handbook of Nuclear Data for Neutron Activation Analysis, Prague 1986, v. 1.

111. Б.А. Марцынкевич и др. препринт ОИЯИ, Р1-2002-65.

112. Experimental Nuclear Reaction Data (EXFOR) IAEA-NDS; http://www-nds.iaea.org/exfor/.

113. Основные результаты диссертации опубликованы в работах:

114. V.S. Barashenkov, H. Kumawat, "Development of Monte Carlo model of high-energy nuclear interactions," JINR El 1-2004-121, Dubna, 2004submitted to Nucl. Instr. Meth. B).

115. B.C. Барашенков, X. Кумават, B.A. Лобанова, С.Г. Стеценко, Мишени электроядерных установок, accepted in Part, and Nucl., Letters.

116. V.S. Barashenkov, H. Kumawat, "U-Pb ADS on the proton beam of JINR NUCLOTRON," JINR E2-2003-207, Dubna, 2003; KERNTECHNIK 69/3 (2004) 112.

117. V.S. Barashenkov, H. Kumawat, V.A. Labanova, V. Kumar, "Mathematical model of the electronuclear setup on the beam of the JINR synchrotron," JINR E9-2003-55, Dubna, 2003; Nucl. Instr. Meth. Phys. Res. B217/2 (2004) 352.

118. V.S. Barashenkov and H. Kumawat, "Integral nucleus-nucleus cross-section," JINR E2-2003-128, Dubna, 2003; KERNTECHNIK 68 (2003) 259.

119. V. Kumar, H. Kumawat, U. goyal, and V.S. Barashenkov, "Neutron spallation source and Dubna CASCADE code," Pramana-A Journal of Physics 60/3 (2003) 469.

120. B.C. Барашенков, X. Кумават, С.Г. Стеценко, "О Возможной Рекострукцнн Электроядерной U-Pb Установки на Пучке Нуклотрона ОИЯИ," JINR Р2-2003-241, Dubna, 2003.

121. H. Kumawat, U. Goyal, V. Kumar, V.S. Barashenkov, "Modelling of an experiment for the study of neutron spallation source at JINR", Proc. of DAE-BRNS symposium on Nuclear Physics, 45B (2002) 526.

122. U. Goyal, H. Kumawat, V. Kumar, V. S. Barashenkov, "Modelling of an experiment INSS and paraffin moderator at JINR", Proc. Of DAE-BRNS symposium on Nuclear Physics, 45B (2002) 430.

123. V. Kumar, H. Kumawat, U. Goel, V. S. Barashenkov, "Neutron spallation and Dubna CASCADE code," Proc. of Int. Conf. on the New Frontiers of Nuclear Technology PHYSOR-2002, Seoul, South Korea.

124. V. Kumar, H. Kumawat, U. Goel, V. S. Barashenkov, "A study of neutron spallation source," Proc. of DAE-BRNS symposium on Nuclear Physics, 44B (2001) 462.

125. V.S. Barashenkov, V. Kumar, V. Singh, H. Kumawat , "Comparison of Thorium fuel electro-nuclear systems with proton and deuteron beams up to 2 GeV energy," Proc. of Int. symposium on Nuclear Physics, 43B (2000) 558.1. Благодарности