Сборно-разборные защитные экраны в зданиях термоядерных установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.23.01, кандидат технических наук Пустовгар, Андрей Петрович

• Пустовгар, Андрей Петрович
• кандидат технических наук
• 2000

Оглавление диссертации кандидат технических наук Пустовгар, Андрей Петрович

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. СОСТОЯНИЕ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ ИССЛЕДОВАНИЯ

1.1. Конструктивные решения защитных экранов зданий реакторов деления и термоядерных установок.

1.2. Состояние исследований определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов с конструктивными неоднородностями.

1.2.1. Прохождение высокоэнергетических нейтронов через конструкционные неоднородности.

1.2.2. Прохождение фотонного излучения через каналы прямоугольного сечения.

1.3. Цель и задачи исследования.

ВЫВОДЫ.

Глава 2. МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ЗАЩИТНОЙ

ЭФФЕКТИВНОСТИ СБОРНО-РАЗБОРНЫХ ЭКРАНОВ.

2.1. Выбор типов и оценка геометрических параметров конструкционных неоднородностей в защите

2.2. Характеристика источника высокоэнергетических нейтронов.

2.3. Аппаратура для регистрации ионизирующих излучений.

2.3.1. Дозиметрическая аппаратура.

2.3.2. Сцинтилляционные спектрометры нейтронов и гамма-квантов.

2.3.3. Активационные пороговые детекторы.

2.3.4. Пропорциональный спектрометрический счетчик.

2.4. Экспериментальные композиции защит для исследования сборно-разборных экранов.

ВЫВОДЫ.

Глава 3. РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ЗАЩИТНОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ СБОРНО-РАЗБОРНЫХ ЗАЩИТНЫХ ЭКРАНОВ.

3.1. Теоретическая оценка ожидаемых в эксперименте результатов.

3.2. Расчетно-экспериментальные исследования.

ВЫВОДЫ.

Глава 4. СБОРНО-РАЗБОРНЫЕ ЭКРАНЫ В ЗДАНИЯХ

ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК.

4.1. Методика определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов.

4.1.1. Мощность суммарной дозы нейтронного и фотонного излучения за защитным экраном из бетона.

4.1.2. Коэффициент деформации поля излучения.

4.2. Выбор конструктивных решений сборно-разборных защитных экранов.

4.3. Технико-экономические показатели использования различных конструктивных решений защитных экранов с учетом прекращения эксплуатации ТЯУ.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Сборно-разборные защитные экраны в зданиях термоядерных установок»

Актуальность темы. Истощение не возобновляемых источников энергии таких, как уголь, нефть, газ приводит к необходимости поиска и ускоренного внедрения в промышленную энергетику новых нетрадиционных источников энергии, отвечающих современным требованиям экологической и социальной безопасности, экономической эффективности и автономности по отношению к источнику сырья. Этим требованиям наиболее полно отвечают установки термоядерного синтеза /1, 2, 3, 4/.

Исследования в области управляемого синтеза к настоящему моменту перешли из стадии научного эксперимента и решения чисто физических вопросов в фазу инженерных проектов. Это позволило провести предварительные количественные и качественные оценки радиационной опасности использования термоядерных установок (ТЯУ) для окружающей среды и оценить их конкурентоспособность по сравнению с другими перспективными источниками энергии /5, 6/.

В настоящий момент в мире насчитывается более 100 различных термоядерных установок - это крупные установки нового поколения: TFTR, Т-15, JT-60, JET, NET, TORSUPREN; богатый опыт накоплен при эксплуатации установок Т-10, PLT, ASDEX, DUBLET-III, РОХ и многих других. Разрабатываются проекты новых установок, в их числе международный термоядерный реактор ITER, проектируемый с участием России.

Перспектива вовлечения в топливно-энергетический баланс термоядерного синтеза потребовала решения многофакторных задач, связанных с проектированием, возведением и эксплуатацией строительных конструкций защитных экранов ТЯУ различного назначения (радиаци-онно-технологической и биологической защит), предназначенных для восприятия радиационных нагрузок и снижения потоков, радиоактивных излучений до уровня, предусмотренного нормами радиационной безопасности и санитарными нормами проектирования.

Анализ структуры общих затрат на строительство ядерных установок /7/ показал, что стоимость защитных экранов составляет не менее 30% от общих затрат на строительные работы по установке в целом. Трудоемкость их возведения колеблется для различных видов установок от 75-80% /8/. Объем защитных конструкций составляет десятки тысяч кубических метров бетона.

Наряду с вышеизложенным для ТЯУ вопрос возведения защитных экранов осложняется и рядом отличительных особенностей, обусловленных:

- наличием техногенного источника 14,8МэВ нейтронов;

- более широким спектром ядерных реакций;

- сложной структурой и геометрией установки;

- большими габаритами установки;

- ограниченным сроком службы элементов реактора и требованиями их периодической замены и т.д.

Поэтому исследование и применение новых конструктивных решений защитных экранов являются актуальной задачей и позволит решить функциональные специфические задачи, сократить затраты на возведение, эксплуатацию и послеэксплуатационный демонтаж защит, а также повысит уровень экологической и социальной безопасности.

Эффективным путем решения указанных проблем при сооружении и эксплуатации защитных конструкций является использование сборно-разборных защитных экранов.

Сборно-разборные защитные экраны по некоторым эксплуатационным и производственным характеристикам имеют ряд преимуществ перед монолитными железобетонными конструкциями. Однако при возведении защит из сборных элементов нарушается целостность конструкции защитного экрана, возникает неопределенность в определении его защитной эффективности (снижении потоков ионизирующих излучений до регламентируемого уровня). Прохождение излучений через подобные неоднородности и изменение вследствие этого функциональных характеристик в настоящее время практически не изучены. Особый интерес для исследований представляют сборно-разборные конструкции, выполненные из сборных элементов без заполнения швов. Данные конструкции требуют разработки комплекса дополнительных мер, учитывающих демонтаж при планово-предупредительных ремонтах и перспективную реконструкцию в случае прекращения эксплуатации установки.

Использование сборно-разборных железобетонных блоков в биологической защите реакторов деления встречаются редко, что объясняется рядом причин:

- недостатком информации о защитной эффективности сборно-разборный защитных экранов;

- более длительным сроком эксплуатации ядерных установок с реакторами деления и как следствие недостаточным вниманием вопросу прекращения эксплуатации установки.

В последнее время вопросу применения сборно-разборных блоков в биологической защите реакторов деления уделяется повышенное внимание, что обусловлено новыми требованиями к безопасности и выводу из эксплуатации ядерных установок. Однако существенное различие в нейтронных спектрах между реакторами деления и термоядерными реакторами /6/ и непродолжительные сроки службы реакторного оборудования и первой стенки реактора не позволяют целиком распространить опыт научных исследований, накопленный в области применения сборно-разборных защит для реакторов деления. Вместе с тем, существующие неопределенности такие, как: переменная высота шва; средняя гомогенизированная плотность шероховатостей бетона, частично заполняющих объем шва; зависимость формы шва от допусков к номинальным размерам и т.п. не позволяют оценить расчетными методами прохождение излучений через швы в сборно-разборных защитах даже для реакторов деления. Поэтому необходимость проведения расчетно-экспериментальных исследований и создание на их основе методики определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов становится очевидной.

Настоящая работа выполнена в соответствии с планами научно-исследовательских работ МГСУ, ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, ГИ-ПРОНИИ Российской АН и др. организаций.

Цель работы. Определение защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов термоядерных установок на основе комплексных расчетно-экспериментальных исследований.

Достижение поставленной цели потребовало решения следующих задач:

1. Разработки комплексной методики исследования защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов от нейтронов с энергией 14,8МэВ.

2. Проведения комплексных расчетно-экспериментальных исследований монолитных и сборно-разборных защитных экранов.

3. Проведения сравнительного анализа защитной эффективности сборно-разборных и монолитных защитных экранов. И определения факторов, влияющих на защитную эффективность сборно-разборных защит.

4. Разработки методики определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов.

5. По результатам проведенных исследований разработать рекомендации по выбору конструктивных решений сборно-разборных защитных экранов.

Методическая оценка основы работы. Методика определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов выполнена на основе использования методов системного анализа, математического моделирования реальных конструкций защитных экранов, комплексного изучения радиационных и технико-экономических показателей конструктивных решений защитных экранов.

Научная новизна работы.

Впервые проведены комплексные расчетно-экспериментальные исследования защитной эффективности сборно-разборных экранов от нейтронов с энергией 14,8МэВ.

Проведен сравнительный анализ сборно-монолитных защитных экранов от нейтронов с энергией 14,8МэВ.

Получены полуэмпирические зависимости для разработки методики определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов ТЯУ.

Разработана методика определения защитной эффективности сборно-разборных экранов ТЯУ.

Получены новые расчетно-экспериментальные данные о защитной эффективности монолитных экранов.

Практическая ценность работы. Предложены новые конструктивные решения защитных экранов в зданиях ТЯУ, отвечающие требованиям эксплуатации, планово-предупредительных ремонтов и вывода установки из эксплуатации. Разработаны методические указания по определению защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов в ТЯУ. Даны рекомендации по выбору класса точности изготовления и допусков на монтаж блоков сборно-разборных защитных экранов.

Достоверность результатов обеспечивается сходимостью расчетных данных с данными экспериментов, использованием для исследования современных методов и метрологически аттестованных приборов. Достоверность положений, выводов и рекомендаций диссертации подтверждается непосредственным сравнением с данными базовых экспериментов и применением подходов, используемых в мировой практике при решении проблемы обеспечения радиационной безопасности ТЯУ.

Внедрение результатов. Результаты работы использованы при проектировании защиты термоядерной установки «Т-15» в ГИПРОНИИ Российской АН и строительстве защитных конструкций для экспериментальной установки с генератором нейтронов с энергией 14,8 МэВ «НГ-200» ЭНИН им. Г.М. Кржижановского (г. Москва), и подтверждены актами внедрения.

На защиту выносятся:

- обоснование актуальности, практической значимости и научной новизны комплексного исследования защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов ТЯУ;

- результаты комплексных расчетно-экспериментальных исследований монолитных и сборно-разборных защитных экранов от нейтронов с энергией 14,8МэВ;

- методика определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов;

- рекомендации по выбору конструктивных решений сборно-разборных экранов ТЯУ.

Апробация. Основные положения и результаты работы доложены и обсуждены на V Всесоюзной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, на VI и VII Российских научных конференциях по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, на международных конференциях ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECNOLOGY'95 и 96, на научных семинарах

Заключение диссертации по теме «Строительные конструкции, здания и сооружения», Пустовгар, Андрей Петрович

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ.

1. Разработана методика комплексных расчетно-экспериментальных исследований защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов от нейтронов с энергией 14,8 МэВ, позволившая:

• определить состав и толщины исследуемых защитных экранов;

• выбрать конструктивные решения швов сопряжения блоков, исследуемых сборно-разборных защитных экранов;

• определить основные характеристики и требования к источнику нейтронов с энергией 14.8 МэВ;

• подобрать детекторы для измерений характеристик нейтронного и фотонного излучений в широком интервале энергий;

• выбрать схему проведения экспериментальных и расчетных исследований;

• выбрать программы для проведения расчетных исследований.

2. Экспериментальные исследования, выполненные для апробации выбранных расчетных программ, показали:

• расхождения экспериментальных данных и значений суммарных мощностей доз и групповых потоков нейтронного и фотонного излучений, рассчитанных по программе ANISN для монолитных защит, составляют не более 20%;

• для сборно-разборных экранов отклонение результатов расчета по программе FASTER от экспериментальных данных составляют не более 25 %;

• удовлетворительная сходимость экспериментальных и расчетных данных позволяет существенно сократить объем дорогостоящих экспериментальных исследований и проводить расчетные исследования с использованием выбранных программ.

3. Проведенные расчетно-экспериментальные исследования установили:

• вклад в полную мощность дозы от нейтронов с энергией 14,8 МэВ, на толщинах до 900 мм составляет 40 - 50 %.

• защитную эффективность сборно-разборных защитных экранов удобно оценивать с помощью коэффициента деформации поля излучения, характеризующего увеличение интегральной плотности потока (интегральной мощности дозы) нейтронного и фотонного излучений за сборно-разборной защитой по сравнению с монолитной;

• зависимость защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов от величины допусков на изготовление и монтаж блоков;

• применение в конструкции узла сопряжения сборных блоков двуосе-вого шва, вместо плоского сквозного, значительно повышает защитную эффективность сборно-разборных экранов;

• увеличение высоты ступени двуосевого шва повышает защитную эффективность сборно-разборного защитного экрана.

4. Разработанная в диссертации методика позволяет определить защитную эффективность сборно-разборных защитных экранов с учетом:

• неопределенностей, вносимых переменной толщиной шва и средней гомогенизированной плотностью шероховатостей бетона, частично заполняющих объем шва, точности сборки защитных экранов и допусков на изготовление блоков сборно-разборных экранов;

• геометрических параметров и конструктивного решения швов сопряжения сборных блоков;

5. Сопоставление результатов, рассчитанных по методике определения защитной эффективности сборно-разборных защитных экранов с данными экспериментальных исследований показало удовлетвори

168 тельную сходимость, погрешность расчетов не превышает 20 %. 6. По результатам проведенных исследований разработаны следующие рекомендации:

• защитную эффективность сборно-разборных защитных экранов целесообразно определять по предложенной методике;

• величины допусков на изготовление и монтаж блоков сборно-разборных защитных экранов не должны выходить за пределы принятых в практике проектирования и изготовления сборных бетонных и железобетонных конструкций для объектов промышленного и гражданского строительства, согласно ГОСТ-21779;

• при разработке конструктивного решения шва сопряжения следует использовать двуосевые ступенчатые швы, применение многоосевых ступенчатых швов должно иметь экономическое обоснование;

• высоту ступенчатого перехода целесообразно назначать в пределах 40- 100 мм, увеличение ступени более 100 мм не целесообразно;

• проектирование сборно-разборных защитных экранов экономически Л эффективно из сборных блоков объемом 3 - 10 м .

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Пустовгар, Андрей Петрович, 2000 год

1. Велихов Е.П., Советская программа по управляемому термоядерному синтезу. Вестник АН СССР 1982, № 10 с.4-6.

2. Расширение международного сотрудничества в области управляемого термоядерного синтеза. «Бюллетень МАГАТЭ», 1997, №2 с.65.

3. La fusion thermonucleaire controle'e. En reponse au point de vue d'André' Erfaud. Prevot F. «Rev. ge'n.nucl.» 1995, № 4, 338-339.

4. Испытательные установки для облучения конструкционных материалов ядерных и термоядерных реакторов. «Атомная техника за рубе-жем» № 3,1987г.

5. Дубровский В.Б., Аблевич 3. Строительные материалы и конструкции защиты от излучений. М.: Стройиздат, 1983, с. 106.

6. Денисов Г.А. Тенденции изменения трудоемкости энергетического строительства и пути ее снижения. Энергетическое строительство, № 4, с.8,16.

7. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СПАЭС-79. Институт биофизики М-ва здравоохранения СССР.-М.: Энергоатомиздат, 1981.

8. Пономарев Ю.В. Эффективность сборно-монолитных конструкций АЭС и резервы дальнейшего снижения трудозатрат. Сб. трудов института «Оргэнергострой».-М., 1979, с.23.

9. Кириллов А.П., Конвиз B.C., Семенов В.П. Особенности и пути совершенствования железобетонных ограждающих конструкций АЭС с реакторами РБМК,- Энергетическое строительство, 1984, № 5, с.41.

10. Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок. -М.: Атомиздат, 1969, с.298,301.

11. Экспериментальный реактор ТФТР. Заключительный отчет. Т.4, М.: Атомиздат, 1978.

12. Kruger F.W., Michaelis U.E. Der Strahlungstransport durch Spalte und Blasen in Abschirmungen,- Kernenergie, № 8, 1965,c.l37.

13. Gamma-Ray and Neutron Streaming about a Cylindrecal Duct bu the Ray Analisis Method.- J.nuhl.Sei.Technol.4,1967,11-20.

14. Золотухин В.Г., Климанов В.А., Лейпунский О.И. и др. Прохождение излучений через неоднородности в защите. М.: Атомиздат, 1968 с.184-215, 284-293, 314-319,194-198.

15. Миронов В.Н. Прохождение излучений через щели в защите. Атомная энергия, № 12,1962, с.211.

16. Бродер В.Л., Миронов В.Н. Прохождение излучений через неоднородности в защите. В сб. «Вопросы физики защиты реакторов.» под ред. Бродера В.Л., и др. Вып.4 - М.: Атомиздат, 1969, с.94.

17. Dudziak D.G., Gerstl S.A.W. Transaction of american Nuclear Sosiety., 1975 vol.21 pp.29-30.

18. Кавун A.M и др. «К вопросу проектирования радиационной защиты установки ТОКАМАК-15 /СССР/» Энергетическое строительст-во.1985 № 12.

19. Прайс Б., Хартон К., Спинни К. Защита от ядерных излучений. Перевод с англ. Под ред. С.Г. Цыпина,- М.: Из-во ИЛ, 1959, С/289-306/

20. Близард Е.П. Биологическая защита ядерных реакторов. Перевод с англ. Под ред. Егорова Ю.А. М.: Атомиздат, 1985, с. 210-235.

21. Казанский Ю.А., Цыпин С.Г. и др. Физические исследования защиты реакторов М: Атомиздат, 1966.

22. Kulcinski G., Bertolini Е. Nearterm tokamak reactors. In.: Nuclear Fusion, 1988, v.26, № 10, p. 137.

23. НаНеу Alan М., Miller William Н. Neutron streaming through gaps in fusion reactor shielding. «Fusion Technol.» 1986 vol.10, № 3 pp.424-430/

24. Dyama Y.Ikeda Y.Neutron fields characteristics in a concrete caving a DT neutron surce. «Fusion Technol.» 1986, vol.10 № 3 Pt 2a, pp.585-590.

25. Mori Seiji, Seki Yasushi. Radiation streaming analysis through narrow gaps in fusion experimental reactor (FER). «J. Nucl.Sci. and Technol.»,1987, vol.24 №1,рр.1-11/

26. Prael R.E.,Milton L.J.,A User's Manual for the Monte Carlo Code VIM, FRA-TM-84, Argonne National Laboratory Internal Memorandum, 1996.

27. Jung J., Abdou M. Radistion Shielding of Major Penetrations in Tokamak Reactors., «Nuclear Technology», 1986 № 1 pp.71-86.35.0zer O., Garber D. ENDF/B Summary Documentation, bnl-17541 and ENDF-201, Brookhaven National Laboratory 1973.

28. Миренков А.Ф., Иванов B.H. Экспериментальные исследования сборно-разборных бетонных экранов с незаполненными плоскими швами в защите от гамма-излучений в сб. Трудов МИСИ, № 56 под ред. Комаровского А.Н., - М., 1968, с.36.

29. Дубровский В.Б., Миренков А.Ф. Прохождение излучений через сборную защиту. Атомная энергия, т. 20 вып.5,1966, с.72.

30. Иванов В.Н. Радиационная эффективность сборных конструкций защитных экранов в зданиях ядерных реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Вып.2 -М., 1988, с.61-75.

31. Santoro R.T., Barnes J.M. Monte Carlo and discret ordinates calculations of 14 MeV neutrons streaving through a stainless steel duct: Comparision with experiment «Nucl. Sci. And Eng.» 1986, vol.92 №4 pp.584-595.

32. Yamauchi Michinori, Kawai Masayoshi. Applicability of neutron-gamma-ray-coupled albedo Monte Carlo method of strefming fnflysis in fusion reactors. «Fusion Technol.», 1986, vol.10 № 3, pp.431-439.

33. Абагян А.А., Дубинин А.А., Журавлев В.И. и др. Проблемы оптимизации радиационных защит ядерных энергетических установок. В сб. Трудов «Радиационная безопасность и защита АЭС2», вып. 5, Под. ред. Ю.А. Егорова. М.: Атомиздат, 1981, с.159.

34. Петров Э.Е., Шеметенко Б.П. Расчетно-экспериментальные исследования оптимальной формы защиты от у-излучения В сб.: Вопросы физики защиты реакторов. Вып. 5. Под ред. Д.Л. Бродера М.: Атомиздат 1972, с.196.

35. Дорофеев A.A., Дубинин A.A., Журавлев В.И., и др. Метод оврагов в задачах с линейными ограждениями. Препринт ИПМ АН СССР № 15, М., 1977.

36. Петров Э.Е., Регушевский В.И. Яценко A.M. Оптимальная форма двухслойной защиты и экспериментальный метод доказательства ее оптимальности. Перепринт ФЭИ-541. Обнинск, 1975.

37. Гермогенова Т.А., Золотухин В.Г., Климанов В.А. и др. Альбедо нейтронов. М.: Атомиздат, 1973.

38. Булатов Б.П., Ефименко Б.А., Золотухин В.Г. и др. Альбедо гамма-излучения. М.: Атомиздат, 1968.

39. ГОСТ 21779-82. Технологические допуски геометрических параметров / Государственный комитет СССР по делам строительства. М.: Изд-во стандартов 1982.

40. Рекомендации по расчету точности сборки конструкций зданий / ЦНИИОМТП Госстроя СССР. М.: Стройиздат, 1983, с.97-106, 120134.

41. ГОСТ 21778-81. Основные положения / Государственный комитет СССР по делам строительства. М.: Изд-во стандартов, 1981.

42. ГОСТ 2780-83. Общие правила расчета точности / Государственный комитет СССР по делам строительства. М. Изд-во стандартов, 1983.

43. Кухленко А.С., Колотухин С.П., Лобан И.К. и др. Модернизированный генератор 14-15 МэВ нейтронов в сб. тр. Нейтронно-энергетические проблемы термоядерных установок. - М.: ЭНИН, 1989, с.52-57.

44. Свидетельство о государственной метрологической аттестации образцового средства измерения, № 652 М.: ВНИИФТРИ, 1986.

45. Разработка средств и методики аттестации источника нейтронов на основе нейтронных генераторов. Отчет по НИР 07.03. 17.01., Гос. per. № 01840013619, М.: ВНИИФТРИ, 1986.

46. ENDF/B-IV, Report BNL-1754, Brookhaven, 1975.

47. Ярына В.П., Григорьев Е.И. и др. Реакции взаимодействия нейтронов с ядрами, применяемые в нейтронно-активационных детекторах (РНМФ-85), УДК 539.17.02, 539.174.4., м.: 1986.

48. Исследование материалов бланкета термоядерного реактора на нейтронном генераторе. /Отчет НИКИЭТ № 5-00.02-11.03.86 1951К160-238, М.: 1987.

49. Панченко А.М. Некоторые дозиметрические характеристики малогабаритного счетчика СБМ-10.- М.: Атомная энергия, 1963,т.14, с.408.

50. Пугачев A.B., Сахаров Э.В. Справочник по радиоизотопной автоматике. М.: Энергия, 1974 с.35.

51. Машкович В.П., Климанов В.А. Малогабаритный счетчик типа СБМ-10. М.: Атомная энергия, 1966, т.20, с.127.

52. Кужиль A.C., Рымаренко А.И., Цыпин С.Г. и др. Исследование хода с жесткостью дозиметрических приборов гамма квантов с энергией до 6 МэВ. В сб. статей Радиационная безопасность и защита АЭС, М.: Атомиздат, 1975.

53. Универсальный сцинтилляционный радиометр РУС-У8. Техническое описание, инструкция по эксплуатации и паспорт РУС-У8.00.00ПС.

54. Кухтевич В.И., Трыков Л.А., Трочков O.A. Однокристальный сцин-тиляционный спектрометр. М.:Атомиздат, 1971.

55. Lavdansky P.A., Iwanov W.W., Pustovgar А.Р. Schutz abschirmung aus beton im 14,8 MeV Neutronenfeldern.-Jahrestagung Kerntechnik'95 Inforum, Nürnberg, 1995, p.56-59.

56. Готлиб Д.И., Матвейков Н.И. Анализ сцинтилляционной методики измерения энергетического распределения нейтронов с начальной энергией до 15 МэВ. В сб.: Инженерные проблемы термоядерных электростанций, М.: ЭНИН, 1981, с.53.

57. Бродер Д.Л. и др. Экспериментальные исследования спектра утечки термоядерных нейтронов из свинцового шара. В сб.: Нейтронно-физические проблемы воспроизводства топлива в ядерной Энергетике, М.: ЦНИИАтоминформ, 1987, с.94.

58. Бродер Д.Л., Нестеров Л.Д., Пустовгар А.П. и др. Спектры нейтронов и вторичных фотонов от 14 МэВ источника нейтронов за защитными экранами из бетона Докл. На V Всесоюзной конференции ИФВЭ., Протвино, 1989, с.99.

59. Трочков O.A. и др. Интегральные эксперименты в проблеме переноса ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1989.

60. Егоров Ю.А. и др. Экспериментальные исследования полей гамма-квантов и нейтронов. М.: Атомиздат, 1979.

61. Верлань Л.Ф., Сизонов B.C. Интегральные уравнения, Киев: Наукова думка, 1986.

62. Тихонов Л.Н. и др. Регулиризирующие алгоритмы и априорная информация. М.: Наука, 1983.

63. Краммер-Агеев Е.А. и др. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1975.

64. Егоров Е.А. и др. Экспериментальные исследования полей гамма-излучения и нейтронов. М.: Атоимздат, 1974.

65. Бродер Д.Л., Зайцев Л.Н., Комочков М.М. и др. Бетон в защите ядерных установок. М.: Атомиздат, 1973, с.320.

66. ГОСТ23615-79. Статистический анализ точности / Государственный комитет СССР по делам строительства. М.: Издательство стандартов, 1979.

67. ГОСТ23616-79. Общие правила контроля точности / Государственный комитет СССР по делам строительства. М.: Издательство стандартов, 1979.

68. Марковский Д.В. Семинар по нейтронным и теплофизическим исследованиям для обоснования проекта опытного термоядерного реактора. Атомная энергия, 1987,т.63, вып.6,416с.

69. Марин С.В., Марковский Д.В. и др. Комплекс программ для расчета одномерных задач переноса нейтронов и гамма-квантов В сб.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. М.: Атомиздат, 1979,с.167.

70. Абагян Л.П., Базазянц Н.О.,Николаев М.Н. и др. Групповые константы для расчетов ядерных реакторов и защиты: Справочник. М.: Энер-гоатомиздат, 1981.-232с.

71. Engle W.W. ANISN A One-Dimensional Discrete Ordinate Transport Code. Computer Code Collection. Okridge National Laboratory, 1985. P.163.

72. Руководство пользователя по программе ANISN: Отчет ИАЭ им. И.В. Курчатова УДК.539.125.523. инв.356. -М.; 1986.- 57с.

73. Золотухин В.Г. Метод Монте-Карло в проблеме переноса излучений. М.: Атомиздат, 1987, с.53.

74. Jordan Т.М. Advanced Monte-Carlo concepts in radiation schielding calculations. Methods and applications. Nucl. Eng. And Des.1970 v. 13. p.315.

75. Болятко В.В., Сахаров В.К., Неретин В.А. Разработка проблемно-ориентированной библиотеки констант для расчетов в защиты термоядерных реакторов. Докл. На VII Российской научной конференции

76. Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок», Обнинск, 1998г. С.322-324.

77. Жиркин A.B. Программа РНЗ-4 для расчетов полей излучений в сложных неодномерных защитах ТЯР докл. На V Всесоюзной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. - Протвино: ИФЭ, 1989г., с.39.

78. Жиркин A.B., Сахаров В.К., Шаталов Г.Е. Поле нейтронного излучения за неодномерной защитой ТЯР. Препринт ИАЭ-499218- М., 1990, 19с.

79. Марин C.B. и др. Программа одномерного расчета поля нейтронов в модели с источником быстрых нейтронов BLANK. Вопросы атомной науки и техники. Вып.9(22). М.: НИКИЭТ, 1981, с.26-31.

80. Rhoader W.A. The DOT-III. Two dimentional diserete ordinates Transport code. ORNL/TM-4280,1973.

81. Лавданский П.А. Основы функционального метода проектирования зданий и защит ядерных установок. В сб.: Строительство электростанций на ядерном и органическом топливе. № 165. МИСИ им. В.В. Куйбышева, М.: 1979, с.18-32.

82. Webb M.D., Bioastonautics Data Book, Nasa, sp-3006, Washingtan, U.S. Grov. Printing Office.

83. Lavdansky P.A., Pustovgar A.P. Berechnungforschung der Thermokern-reaktorstrahlung durch Einschichtbetons-chützabschirmung "Jahrestagung Kerntechinik'96" INFORUM, 1996.

84. Рекомендации по определению расчетной стоимости и трудоемкости изготовления сборных железобетонных конструкций на стадии проектирования. НИИЭС, НИИЖБ, ЦНИИПромзданий. М.: Стройиз-дат, 1987 г.

85. Ценник общегородских сметных цен на материалы, изделия и конструкции для г. Москвы. Раздел 3. Полуфабрикаты (в ценах 1984 г.).181