Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Рязанов, Дмитрий Константинович

• Рязанов, Дмитрий Константинович
• доктор технических наук
• 2008

Оглавление диссертации доктор технических наук Рязанов, Дмитрий Константинович

Введение.

Глава 1. Методы измерения интеграла взаимодействия (отклика) для нейтронно-активационных детекторов (ДНА).

1.1 Основные положения нейтронно-активационного метода.

1.2 Аппаратура и методы измерения активности ДНА.

1.2.1. Спектрометрическая аппаратура.

1.2.2. Методика определения абсолютной активности гамма-излучения ДНА.'.

1.2.3. Аттестация гамма - спектрометров по абсолютной чувствительности.

1.2.4. Образцовые источники для градуировки гамма - спектрометров.

1.2.5. Градуировка спектрометров по чувствительности регистрации.

1.2.6. Сравнение погрешностей аппроксимации для различных функций.

1.2.7. Нахождение эффективного центра регистрации гамма - квантов.

1.2.8. Расчет методических поправок к абсолютной чувствительности.

1.2.9. Методика градуировки спектрометра гамма-излучения для измерения высокоактивных ДНА.*.

1.2.10. Гамма-спектрометр с детектором GEM-25185-P.

1.2.11. Геометрия измерений Дента 0,1 л.

1.2.12. Аттестация рентгеновского спектрометра с детектором БДРК-1/5-50.

1.2.13. Бета - радиометрическая установка ОСУ-11-26.

Выводы.

Глава 2. Методическое обеспечение внутриреакторных нейтронно-активационных экспериментов.

2.1. Основные методологические положения.

2.2. Нейтронно-активационные средства измерений (НАСИ).

2.3. Справочные данные (сечения реакций,' априорные спектры нейтронов, ядерные константы)

2.4. Информационно-вычислительный комплекс MIXER.

2.5. Опорные нейтронные поля на реакторах НИИАР.

2.5.1. Опорное нейтронное поле ОП-4 на реакторе РБТ-6.

2.5.2. Высотный градиент плотности потока нейтронов.

2.5.3. Методика определения характеристик тепловых и надтепловых нейтронов.

2.6. Организация единства измерений при нейтронно - дозиметрическом сопровождении облучательных экспериментов.

2.7. Определение флюенса нейтронов.

2.8. Межлабораторное сличение методик по определению флюенса.

2.9. Измерение флюенса нейтронов с помощью пороговой реакции 93Nb(n,n)93mNb

2.9.1. Определение поправки на влияние тантала в металлическом ниобии.79

2.9.2.Корректировка сечения реакции Nb(n,n ) Nb.

2.10. Оценка выгорания в детекторах-мониторах флюенса нейтронов.

2.11. Методика расчета трансмутационных превращений.

2.12 Расчет радиационного повреждения облучаемых материалов.

Выводы.

Глава 3. Нейтронно-физические характеристики облучательных каналов реактора СМ.

3.1. Описание реактора СМ.

3.1.1. Особенности конструкции реактора.

3.2. Определение нейтронно-физических характеристик в каналах реактора СМ.

3.3. Первый спектрометрический эксперимент, проведенный в 1988 году.

3.3.1. Получение скоростей реакций в каналах реактора СМ.

3.3.2. Восстановление энергетических спектров нейтронов.

3.3.3. Интегральные нейтронно-дозиметрические данные.

3.3.4. Сравнение с данными предыдущей спектрометрии.•.

3.4. Спектрометрия в каналах реактора СМ после реконструкции 1991-1992 гг.

3.4.1. Методика облучений и измерений.

3.4.2. Измерение высотных градиентов плотности потока нейтронов.

3.4.3. Абсолютное значение скорости (п,у) - реакций.

3.4.4. Результаты восстановления энергетических спектров нёйтронов.

3.5. Спектрометрия в активной зоне и нейтронной ловушке.

3.5.1. Результаты спектрометрического эксперимента*.

3.6. Сравнение экспериментальных результатов с расчетными данными !.

3.7. Спектрометрия в модернизированной нейтронной ловушке с водой.

3.7.1. Описание эксперимента, выполненного в 2002 году.

3.8. Сравнение расчетных и экспериментальных данных.

3.9. Определение флюенса быстрых нейтронов на корпусе реактора СМ.123'

Выводы.

Глава 4. Исследование нейтронных полей в реакторе БОР-бО.

Введение.

4.1. Описание конструкции.

4.2. Особенности спектрометрии нейтронных полей в реакторе БОР-бО.

4.3. Средства и техника облучений и измерений.

4.4. Экспериментальные результаты.

4.5. Обсуждение результатов.

4.6. Сравнение экспериментальных результатов с расчетными.данными.

4.7. Спектрометрия нейтронных полей в боковом экране реактора БОР-бО.

4.7.1. Описание эксперимента.:.

4.7.2. Измерение активности облучённых ДНА.

4.7.3. Оценка мощности реактора приюблучении детекторов.'.

4.7.4. Данные по измеренной скорости реакций.

4.7.5. Восстановление спектров нейтронов.

4.7.6. Интегральная плотность потока нейтронов.

4.7.7. Дифференциальные спектры нейтронов.'.

4.7.8. Эффективные сечения.

4.7.10. Скорость набора дозы повреждений в металлах.

4.8) Измерение спектра нейтронов в горизонтальном канале ГК-3.

4.9. Нейтронно-физическое сопровождение материаловедческого эксперимента проекта FUSION-1 в реакторе БОР-бО.

4.10. Аналитические возможности реактора БОР-бО.

Выводы.

Глава 5. Исследование нейтронно-физических характеристик в стальном массиве устройства КОРПУС на реакторе РБТ-6.

5.1. Цель создания и назначение устройства КОРПУС.:.

5.2. Конструкция устройства КОРПУС.

5.3. Распределение плотности потока нейтронов по высоте в устройстве КОРПУС.

5.4. Распределение плотности потока нейтронов вдоль первого ряда ампул устройства КОРПУС.

5.5. Ослабление плотности потока нейтронов по толщине металла для двух рядов ампул устройства КОРПУС.

5.6. Распределение флюенса нейтронов по толщине металла при облучении ампул в двух позициях: в исходном положении и с поворотом на 180°.

5.7. Международные сличения на устройстве КОРПУС.

5.7.1. Методика сличений.

5.7.2. Обсуждение результатов сличений.

5.8. Сличения в третьем ряду устройства КОРПУС.

5.9. Спектрометрия нейтронов на устройстве КОРПУС.

5.10. Методика и техника нейтронно-дозиметричеекого сопровождения материаловедческих экспериментов на устройстве КОРПУС.

5.10.1. Размещение образцов и активационных детекторов в ампуле.

5.10.2. Характеристики активационных детекторов.

5.10.3. Текущий оперативный контроль набора флюенса на образцах.:.

5.10.4. Корректировка значений флюенса нейтронов на высотный градиент потока.

5.11. Расчетная модель устройства КОРПУС.

5.11.1. Результаты расчетов плотности потока и спектра нейтронов.

5.11.2. Расчет спектральных индексов.

5.11.3. Определение флюенса быстрых нейтронов при повороте ампулы на 180°.

5.11.4. Расчешое определение скорости дозы повреждений в образцах корпусной стали по толщине ампул.

Выводы.

Глава 6. Исследование нейтронных полей на реакторе нулевой мощности LRмодель реактора ВВЭР-1000).200,

Введение.

6.1. Описание реактора LR-0.

6.2. Организация облучения и мониторирование мощности.

6.3. Активационные детекторы.

6.4. Организация измерений и спектрометрическая аппаратура.

6.5. Обработка измерений активности ДНА и оценка погрешности.

6.6. Спектрометрия нейтронного поля в каналах Т-0, Т-1 и Т-2.:.

5.6.1. Параметры поля тепловых нейгронов в канале Т-0.

6.6.2. Параметры поля тепловых нейтронов в канале Т-1.

6.6.3. Восстановление дифференциальных спектров быстрых нейтронов.

6.6.4. Интегральные спектры нейтронов.

6.6.5. Сравнение экспериментальных и расчетных результатов.

6.7. Активационные измерения в модели контейнера с образцами (поз.М1).

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Создание и применение системы нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов на исследовательских реакторах»

В связи с разработанной в настоящее время Федеральной программой по развитию ядерно-энергетического комплекса России до 2015 г. исследовательским реакторам предстоит стать основным инструментом по выбору и обоснованию новых научно-технических решений для энергетических реакторов нового поколения. Важное место в решении этой проблемы традиционно занимает и будет занимать реакторный комплекс ГНЦ РФ НИИ АР.

Проблема радиационного повреждения материалов основных элементов и узлов ядерно-физических установок является ключевой в обеспечении безопасной эксплуатации установок. Для решения данной проблемы исследуют изменения свойств материалов в зависимости от характеристик облучения в реакторе. Для установления однозначного соответствия между наблюдаемыми изменениями свойств облучаемых материалов и характеристиками ядерного излучения необходимо учитывать многие факторы: флюенс нейтронов, плотность потока, энергетический спекир, интенсивность гамма-излучения, температура образцов, продолжительность облучения. Энергетический спектр нейтронов в большинстве случаев играет главную роль при определении зависимости изменений свойств материалов от флюенса нейтронов.

Отметим основные эффекты, влияющие на состояние материалов и возникающих как результат воздействия нейтронного облучения:

- накопление дефектов за счет выбивания атомов из кристаллической решетки в процессе упругого и неупругого взаимодействия-с нейтронами (повреждаемость), которую измеряют в единицах смещений на атом (сна). Такое взаимодействие идет с нейтронами, имеющими энергию выше энергии связи атомов в кристаллической решетке;

- процессы газовыделения при реакциях (п,р), (п,а), (п,с1), (п,Т) и других, сечения которых, как правило, имеют пороговый характер, и взаимодействие происходит с быстрыми нейтронами;

- трансмутационные процессы, происходящие с нейтронами всех энергий.

Актуальность проблемы

В связи с широким кругом научно-исследовательских задач, решаемых с использованием исследовательских реакторов, и наличием очень разных типов реакторов постоянно возникают задачи уверенного и надёжного определения параметров нейтронных полей в различных точках активной зоны и в облучательных устройствах. В ГНЦ РФ НИИАР для исследований по радиационному материаловедению, по реакторной физике, по накоплению радионуклидов используют исследовательские реакторы различных типов:

-СМ - высокопоточный реактор на промежуточных нейтронах мощностью до 100 МВт;

-БОР-бО-реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с номинальным уровнем мощности 60 МВт;

-МИР, РБТ-6, РБТ-10/1, РБТ-10/2-бассейновые реакторы на тепловых нейтронах.

В НИИАР с 1965 года начались широкомасштабные материаловедческие исследования на реакторе СМ, а затем и на других реакторах [1,2]. Требования к точности, определения флюенса нейтронов и дозы повреждений обычно не превышалиП-10 %.

В настоящее время усложнение- экспериментов в радиационном материаловедении привело к высоким требованиям к достоверности и точности данных нейтронно-дозиметрического сопровождения, близких к предельно возможным при современном уровне техники измерений.

Создание системы надёжного нейтронно-дозиметрического сопровождения имеет свои особенности для каждого типа реактора, обусловленные условиями облучения и конструкцией облучательных устройств. Современные тенденции к усложнению и комплексности исследований и соответственно к увеличению стоимости, требуют разработки специальных облучательных устройств со сложным режимом облучения *в одном реакторе и даже последовательного облучения материаловедческих образцов в разных реакторах.

Задачи разработки, совершенствования и верификации расчётных методов, моделей и баз данных для создания реакторов нового поколения также постоянно требуют наличия надёжных экспериментальных данных о нейтронно-физических характеристиках активной зоны и облучательных каналов. Даже для отдельного реактора, имеющего, как правило, значительное число облучательных каналов,, парамегры нейтронного поля (плотность потока, спектры нейтронов) могут существенно различаться в различных каналах, а также зависеть от загрузки в каналах и от режима работы реактора. В настоящее время всё чаще реализуются варианты специального формирования спектра нейтронов в тепловой, промежуточной или в быстрой области энергий для решения целевых задач по облучению (материалов, накоплению изотопов, нейтронно-лучевой терапии.

Такая особенность, как надёжность и достоверность полученных данных, диктуется несколькими обстоятельствами. Во-первых, данные имеют статус абсолютных значений, которые применяют для ядерно-опасных объектов. Во-вторых, эксперименты на реакторах по спектрометрии и дозиметрии нейтронов, как правило, дорогостоящие и во многих случаях нет возможности для повторения измерений. Особенно это касается нейтронно-дозиметрического сопровождения при длительных облучениях материалов.

К настоящему времени в связи со значительным сроком работы многих реакторов возникла задача прогнозирования ресурса внутрикорпусных реакторных устройств (ВКУ) и дозиметрического контроля за накоплением флюенса нейтронов на корпусе реактора, требующая определения этой величины за значительный предыдущий промежуток времени (ретроспективная дозиметрия). В этих задачах важен выбор детекторов сопровождения, методик измерений и обработки, расчёт трансмутационных превращений.

Необходимость решения* задач спектрометрии и сопровождения облучений в интенсивных нейтронных полях при плотностях потока нейтронов от 1,0-1014 до 5,(НО15 см"2-с"' обусловлена недостатком опыта проведения таких исследований, тем более, что следующие поколения исследовательских реакторов будут проектироваться на плотность потока >1,01016 см"2-с"!. В этих условиях существенен вклад в активацию от реакций различных типов и учёт трансмутаций, вызывающих изменение исходного состава активационного детектора, что приводит к ошибкам при определении плотности потока нейтронов. К реакторам с такой плотностью потока можно отнести реактор СМ, в частности, его активную зону и особенно центральную часть активной зоны - нейтронную ловушку (НЛ), которую используют для накопления трансурановых элементов и радионуклидов с высокой удельной активностью. В связи с перечисленными задачами проблему определения нейтронно-физических параметров нейтронных полей с высокой точностью и надёжностью можно считать актуальной.

Цели и задачи настоящей диссертации!

Проблемы, решаемые с помощью исследовательских реакторов, стимулировали развитие самостоятельных направлений экспериментальной и радиационной физики, связанных с реакторным излучением: внутриреакторной дозиметрии, спектрометрии, и метрологии реакторного излучения [3-6]. Основная цель настоящей работы -развитие общих методологических подходов и их реализация при создании единой системы нейтронных измерений для исследовательских реакторов различных типов, обеспечивающей необходимыми нейтронно-физическими данными экспериментальные исследования по радиационному материаловедению, реакторной физике, накоплению радионуклидов.

Для достижения поставленной цели ставили и решали следующие основные задачи:

1. Анализ и обобщение требований к обеспечению единства нейтронных измерений на исследовательских реакторах при проведении спектрометрии и дозиметрии нейтронов в характерных точках активных зон ядерных реакторов и в точках предполагаемого размещения облучаемых объектов.

2. Выработка методологии по аппаратурным, методическим и программным решениям, с целью получения широкого набора нейтронно-физических характеристик (НФХ) с высокой точностью и достоверностью. >

3. Разработка и создание комплекса измерительных спектрометрических установок с высокими метрологическими характеристиками для реализации возможностей нейтронно-активационного метода на современном уровне.

4. Разработка и оснащение измерительного комплекса аттестованным программным обеспечением для предварительной обработки экспериментальных результатов и для получения окончательных данных по НФХ, включая дозу повреждений и трансмутационные превращения. Важным элементом программ, обработки является использование стандартизованных и рекомендуемых ядерных констант, библиотек сечений реакций и спектров нейгронов.

5. Оптимизация наборов нейтронно-активационных детекторов (ДНА)- образцовых средств измерений для спектрометрии нейтронов и для нейтронного дозиметрического сопровождения реакторных экспериментов. В первом случае ДНА должны перекрывать по чувствительное!и весь требуемый интервал энергии нейтронов, во втором - сохранять накопленную информацию при длительном!воздействии высоких термических и радиационных нагрузок.

Научная новизна работ

На основе комплексного подхода к единству нейтронных измерений, развита методология по методическим, аппаратурным, и программным решениям, позволившая создать измерительно-вычислительную систему получения широкого набора нейтронно-физических характеристик с высокой точностью и достоверностью, реализация которой создала качественно новые возможности при проведении научных исследований на реакторах различных типов.

Впервые проведено широкомасштабное исследование нейтронных полей в облучательных каналах высокопоточного реактора на промежуточных нейтронах СМ, в том числе в активной зоне, нейтронной ловушке и на корпусе реактора, результаты которого использованы для верификации расчётных программ, планирования накопления радионуклидов и прогнозирования срока безопасной работы реактора.

Экспериментально получены новые значения (НФХ) нейтронных полей в боковом экране реактора на быстрых нейтронах БОР-бО, включая горизонтальный канал и вертикальные каналы за корпусом реактора. Уточнены данные по спектру нейтронов и плотности потока в активной зоне при её загрузке смешанным видом топлива (МОХ-топливо). На основе экспериментальных результатов выполнено тестирование расчётных комплексов программ. Дано метрологическое обоснование системе нейтронных измерений при сопровождении облучательных экспериментов.

Проведено детальное исследование сложной структуры нейтронных полей в объёме стального массива 660 мм х 400 мм, впервые созданного устройства КОРПУС, расположенного рядом с активной зоной реактора РБТ-б и предназначенного для исследования свойств корпусных сталей в зависимости от дозы повреждений.

Получена' новая* спектрометрическая информация о нейтронных полях в реакторе нулевой мощности« 1Л - 0 в Чехии (модель энергетического реактора ВВЭР-1000), предназначаемая для верификации расчётных моделей, программ и констант.

Разработана и внедрена оригинальная методика измерения потока и флюенса быстрых нейтронов в широком интервале времени облучения на основе реакции 93ЫЬ(п,п')УЗп1К'Ь Она отличается от прежних методик лучшей точностью и оперативностью.

Практическая ценность работы

Разработан и создан измерительный комплекс, включающий четыре спектрометра-фотонного излучения и бета-радиометрическую установку, предназначенный для измерения фотонного и бета-излучения в широком интервале энергии и интенсивности излучений. Комплекс получил статус Радиометрического измерительного комплекса ИКЭ-П-4-рабочего эталона П-разряда. Свидетельство Госстандарта № 46001.2 1616 от 30.01.2002 г.

В одном из вертикальных каналов водного отражателя реактора РБТ-6 нейтронио-активационным методом определены дифференциальный и интегральный спектры нейтронов в диапазоне энергии нейтронов 0,5 эВ - 20 МэВ. Получены данные по плотности потоков быстрых и тепловых нейтронов, высотному градиенту и скорости реакций. Итогом проведённой работы стала аттестация Госстандартом опорного нейтронного поля (ОП) в качестве ЭТАЛОННОЙ МЕРЫ дифференциальной плотности потока нейтронов. Опорное поле - одно из главных составляющих системы метрологического обеспечения нейтронных измерений в реакторных полях. На основе ОП созданы вторичные опорные поля (ВОП), также имеющие метрологический статус: на устройстве КОРПУС реактора РБТ-6 - ВОП-17 и ВОП-18, на реакторе СМ - ВОП-13, на реакторе БОР-бО - ВОП-15. Результатом метрологических работ по аттестации измерительного комплекса ИКЭ-Н-4 и опорных нейтронных полей стала аккредитация Госстандартом Лаборатории метрологии нейтронных излучений (ЛМНИ) ГНЦ РФ "НИИАР" в системе САРК на проведение независимых и компетентных измерений. (Аттестат № 41064-95/03).

Результаты исследования нейтронных полей на реакторе СМ обеспечили точность и достоверность данных по нейтронно-дозиметрическому сопровождению экспериментов в активной» зоне и каналах реактора и корректность расчёта повреждающей дозы и трансмутационных процессов. На основе полученных экспериментальных данных выполнена верификация расчётных программ1 (МСи, МСЫР) по всему объёму активной зоны и отражателя реактора СМ, включая корпус.

Совместно с пятью европейскими странами - членами Европейской группы^ по реакторной дозиметрии (EWGRD)< выполнены исследования нейтронных полей на. устройстве КОРПУС, предназначенном для моделирования- условий ускоренного и реального облучения образцов.корпусных сталей реакторов ВВЭР. Полученные результаты исследований показали, во-первых, полную совместимость результатов по спектрометрии нейтронов между участниками. Во-вторых, позволили создать базу необходимых нейтронно-физических данных для надёжного мониторирования облучений внутри стального массива устройства КОРПУС, имеющего сложную геометрию нейтронного поля. Качество и достоверность полученной! информации обеспечили выполнение в ГНЦ РФ "НИИАР" отечественных и зарубежных контрактов из Финляндии, Франции, МАГАТЭ по облучению и исследованию образцов специальных корпусных сталей на устройстве КОРПУС.

Экспериментальные данные' по спектрометрии нейтронов, полученные на реакторе БОР-бО, были использованы для верификации программ расчёта быстрых реакторов НФ-6 и, Т11ЮЕХ. Они позволили создать систему активационных измерений, обеспечившую высокую точность для нейтронно-дозиметрического сопровождения экспериментов, в нейтронных полях с формой спектра нейтронов, сильно отличающихся от спектров водо -водяных реакторов. Обеспечено сопровождение многочисленных экспериментов - по облучению различных материалов в, боковом экране и активной зоне реактора вплоть до значений фшоенса нейтронов 1023 см"2. Получены НФХ локального нейтронного поля, созданного на краю бокового экрана с целью избирательного накопления радионуклидов.

Результаты нейтронно-физических измерений на модельном реакторе ЬЯ-О позволили выполнить верификацию современных1 моделей, программ, библиотек констант, применяемых для расчёта энергетических реакторов ВВЭР-1000, и создали основу для достоверной дозиметрии корпуса реактора с помощью образцов-свидетелей.

Внедрение разработанной методики определения флюенса быстрых нейтронов с использованием пороговой реакции 93ЫЬ(п,п')93шЫЬ сделало её основной при мониторировании материаловедческих исследований.

Личный вклад автора:

Настоящая диссертация связана с планом научно-исследовательских работ лаборатории метрологии нейтронных измерений (ЛМНИ) ГНЦ НИИАР. При научном руководстве и непосредственном участии автора проводилось планирование, организация и выполнение научно-исследовательских работах лаборатории, проводимых на реакторах НИИАР.

Личный вклад автор состоял в решении следующих задач:

-разработка общих методологических положений и их реализация при создании единой системы нейтронных измерений на реакторах различных типов;

-разработка и создание образцового радиометрического измерительного комплекса;

-создание системы опорных полей нейтронов в качестве образцовых средств измерений на реакторах НИИАР;

-метрологическое обоснование локальных систем нейтронно-дозиметрического сопровождения на реакторах СМ, БОР-бО, РБТ-6, ЬИ-0 и создания баз данных для верификации расчётных программ.

-реализация разработанной автором методики определения флюенса нейтронов по реакции 93МЬ(п,п')93тМЬ, в которой не требуется растворения детектора из ниобия. Отличается лучшей точностью и оперативностью по сравнению с прежними методиками.

-непосредственное участие в проведении отечественных и международных сличений по исследованию нейтронных полей.

На защиту выносятся следующие положения и результаты:

1. Методологические подходы, реализованные методики, программные решения, инструментальные средства для организации спектрометрии нейтронных полей с целью получения полного набора нейтронно-дозиметрических данных при сопровождении широкого спектра исследований на реакторах различных типов.

Реализация разработанных подходов при сопровождении материаловедческих и реакторных экспериментов на реакторах с высокой плотностью потока нейтронов позволила определять требуемые нейтронно-физические характеристики с высокой точностью, близкой к предельно возможной при данном инструментальном, методическом и программном обеспечении.

2. Создание комплекса образцовых средств измерения активности ИКЭ-Н-4, предназначенного для измерения фотонного и бета - излучения в широком интервале энергии и интенсивности излучений, и оснащение его аттестованным программным обеспечением для обработки экспериментальных данных и получения полного набора НФХ в точках проведения спектрометрии и мониторирования экспериментов

3. Метрологическое обоснование систем нейтронных измерений и результаты экспериментальных исследовании нейтронных полей, подтверждённые расчётами по различным реакторным программам:

• на высокопоточном реакторе СМ в каналах бериллиевого отражателя, в активной зоне, нейтронной, ловушке при экстремально высоких потоках тепловых и быстрых нейтронов;

• на реакторе на быстрых нейтронах БОР-бО (с МОХ- топливом) в ячейках, расположенных в активной зоне и боковом экране, включая вертикальный1 и горизонтальный каналы;

• на реакторе РБТ-6 и в новом, впервые созданном, устройстве КОРПУС;

4. Спектрометрическая информация о нейтронных полях в реакторе нулевой мощности-LR

0 (модель энергетического реактора ВВЭР-1000), предназначенная для верификации расчётных моделей, программ и констант.

5. Разработка и внедрение методики определения флюенса быстрых нейтронов на основе реакции 93Nb(n,n')93mNb, отличающейся лучшей точностью и оперативностью.

Апробация работы

Основные результаты докладывались на 9-й (Чехия, Прага, сентябрь 1996 г.), 10-й (Япония, Осака, сентябрь 1999 г.), 11-й (Бельгия, октябрь, 2002 г.) международных конференциях по реакторной дозиметрии (International Symposium on Reactor Dosimetry-ISRD), организованных комитетом Е-10 ASTM (American Society for Testng and Materials). Кроме того, результаты опубликованы в трудах V Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Представлялись в качестве докладов на совещаниях рабочей группы EWGRD в Чехии и Германии, совещаниях отраслевого координационного научно-технического совета «Реакторное материаловедение», совещаниях рабочих групп «Нейтронная метрология» и «Внутриреакторная дозиметрия». Основные нейтронно-физические характеристики нейтронных полей реакторов НИИАР включены в книгу "Характеристики полей нейтронов": Справочник / Под ред. д.т.н. В.Д. Севастьянова. Менделеево. ВНИИФТРИ, 2007.

Достоверность методических разработок подтверждена результатами международных сличений на устройстве КОРПУС и результатами сличений российских организаций в НИИАР на реакторе РБТ-6 в 1989 году.

Основные результаты диссертационной работы изложены в работах [7-20].

Структура и объём диссертации

Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения и б приложений. Общий объем 284 с (включая 47 с приложений), 64 рис., 114 табл. Нумерация рисунков и таблиц дана в каждой главе. Список цитируемых источников включает 133 наименования.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Рязанов, Дмитрий Константинович

Выводы

1. Впервые выполнена широкая программа активационных и трековых измерений на макете реактора ВВЭР-1000.

2. Впервые проведён совместный анализ независимых активационных и расчётных исследований на макете, который подтвердил информативность таких исследований для обоснования расчётных методов, программ и констант, используемых в дозиметрии реакторов ВВЭР-1000 или разрабатываемых для этой цели.

3. Выполнено метрологическое обоснование результатов измерения низкой плотности потока нейтронов активационным методом на макете реактора ВВЭР-1000.

3. Для характерных позиций макета получены абсолютные значения скорости реакций для большого набора активационных детекторов, в том числе делящихся, чувствительных к нейтронам в диапазоне энергии о г тепловых до 10 МэВ.

4. Экспериментально определены абсолютные значения плотности потоков тепловых, надтепловых, быстрых нейтронов различной энергии для каналов Т-0, Т-1, Т-2.

5. Определены плотности потока быстрых нейтронов и аксиальный и вертикальный градиенты плотности потока на имитационной модели с образцами-свидетелями, предназначенной для установки на пятом блоке реактора ВВЭР-1000 Пово-воронежской АЭС.

6. Данные эксперимента и расчёта по различным программам согласуются в большинстве случаев в пределах до 10 %.

Заключение

Настоящая диссертационная работа посвящена разработке и внедрению методов дозиметрии и спектрометрии нейтронов на исследовательских реакторах ГНЦ НИИ АР.

Методические, технические и программные разработки объединены в единый комплекс, на основе которого решаются задачи по обеспечению нейтронной дозиметрии на исследовательских реакторах различных типов. Основное практическое применение новые методические разработки.нашли в организации на современном научно-техническом уровне дозиметрического сопровождения материаловедческих и реакторных экспериментов.

Существенно новыми результатами являются:

1. Разработка методологии нейтронно-дозимегрического сопровождения реакторных испытаний- на исследовательских реакторах различных типов на основе принципа единства нейтронных измерений и реализацию его в материаловедческих и реакторных исследованиях.

2. Разработка комплекса образцовых средств измерений активности и методик их применения с обоснованием метрологических характеристик на основе требований I

Госстандарта.

3. Создание системы опорных нейтронных полей в качестве образцовых средств измерений на реакторах различных типов.

4. Разработка методического и программного обеспечения для получения полного набора нейтронно-физических характеристик на исследовательских реакторах.

5. Результаты впервые выполненного эксперимента по спектрометрии нейтронов в самых высокопоточных каналах реактора СМ (активной зоне и нейтронной ловушке).

6. Результаты впервые выполненного эксперимента по спектрометрии нейтронов в активной зоне и боковом экране реактора на быстрых нейтронах БОР-бО

7. Решение новой нейтронно-дозиметрической задачи по определению флюенса нейтронов в заданной точке массива корпусной стали устройства КОРПУС.

8. Выполнение . программы активационных и трековых измерений на макете реактора ВВЭР-1000 в условиях * экстремально низких потоков нейтронов и получение экспериментальных НФХ с целью верификации программ расчета.

9. Выполнение исследований для реализации оригинальной методики определения плотности потока и флюенса нейтронов с помощью реакции 93ЫЬ(п,п')93т№).

Работа по совокупности, является решением крупной научно-технической проблемы "Нейтронная дозиметрия на исследовательских реакторах", имеющей большое значение для радиационного материаловедения и реакторной физики.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Рязанов, Дмитрий Константинович, 2008 год

1. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973.

2. Самсонов Б.В., Цыканов В.А. Реакторные методы материаловедения. М.: Энергоатомиздат, 1991.

3. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

4. Neutron Fluence Measurements. IAEA, VIENNA, 1970, STI/DOC/10/107.

5. Ломакин С.С.,.Петров В.И,.Самойлов П.С. Радиометрия нейтронов активационным методом. М.: Энергоатомиздат, изд. 2, 1983.

6. Брегадзе Ю.И., Степанов Э.К., Ярына В.П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1990.

7. Куприенко В.А., Маркина Н.В., Поварова Е.В., Рязанов Д.К., Старостов Б.И. Система обеспечения внутриреакторной дозиметрии материаловедческих испытаний на реакторах СМ-2 и РБТ-6 //Атомная энергия, 1988.Т.65, Вып.1. С. 60-62.

8. Бойцов A.A., Куприенко В.А., Маркина Н.В., Рязанов Д.К. Сравнительные измерения флюенса нейтронов в реакторе РБТ-6//Атомная энергия, 1990„Т.68^ Вып.6. С. 452-454.

9. Naumov А.Р., Nikolaenko O.K., Markina N.V., Rjasanov D.K., Ganzha A.P., Vonsovich S.V. Analytical Possibilities of BOR-60 Reactor // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Vol. 167. No.l (1993). P. 23-30.

10. Шиманский Г.А.,Маркина H.B., .Рязанов Д.К. Расчётно-экспериментальное обоснование испытания медных сплавов для термоядерных реакторов в исследовательских реакторах деления // ВАНТ. Сер. Ядерная техника и технология, 1995. Вып.1, С.41-49.

11. Теллин А.И., Рязанов Д.К., Яковлева И.В., Ярославцева Л.Н., Маркина Н.В., Гаджиев

12. Г И. Верификация программных комплексов по результатам экспериментальногоfисследования спектров нейтронов в боковом экране реактора БОР-бО // ВАНТ. Сер. Ядерная техника и технология, 1995. Вып. 1. С. 49-61.

13. Markina N.B., Ryazanov D.K., Tellin A.I., Lichadeev V.V., Pavlov V.V., Tsikanov V.A.,

14. H.Ait Abderrahim, P.Vanmechelen, A.Paardekooper, W.Voorbraak, H.Nolthenius, T.Seren,

15. Kazakov V.A., Tsai H.C., Chakin V.P., Rusanov D.K. et al. Experience in Irradiation Testing of Low -Activation Structural Materials in Fast Reactor BOR-6o//Journal of Nuclear Materials 258-263 (1998) P. 1458-1465.

16. Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях // Труды I Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения. Т.1, Т. 2. М.: Издательство стандартов, 1972.

17. Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях // Труды II Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения. Т.1, Т. 2. М.: ЦНИИатоминформ, 1974.

18. Материалы III Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях //. Т.1, Т. 2. М.: ЦНИИатоминформ, 1983.

19. Бекурц К., Виртц К. Нейтронная физика. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1968.

20. Бриксман Б.А., Генералова В.В., Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C. Внутриреакторная дозиметрия. М.: Энергоатомиздаг, 1985.

21. Абрамов А.И., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Основы экспериментальных методов физики; Учебное пособие для вузов/М., Атомиздат, 1970 г.

22. Методы ядерной спектрометрии/ Под ред. Н.Г.Волкова, В.А.Христофорова, Н.П.Ушаковой. М.: Энергоатомиздат, 1990.-256 с.

23. Атрашкевич В.В., Гаранин А.В., Колотов В.П. и др. Применение метода моментов для обработки гамма-спектрограмм в нейтронно-активационном анализе многокомпонентных объектов// Журнал аналитической химии, 1986. Т.41, вып. 10. С.1788-1797.

24. Атрашкевич В.В., Вайвадс Я.К., Колотов В.П. , Филипов В.В. Хемометрика в активационном анализе// Журнал аналитической химии, 1990. Т.45, вып.1. С.5-28.

25. Даниленко В.Н., Куренков Н.В., Малинин А.Б. и др.// Измерительная техника. 1987,.№6. С. 50-51.

26. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Публикация 38 МКРЗ: В 2 ч. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987.

27. Бойцов А.А., Маркина Н.В., Рязанов Д.К. Павлов В.В. Методика измерения абсолютной гамма активности детекторов нейтронного потока: Препринт. НИИАР-24(827). Димитровград, 1991.

28. ASTM Standard El81-93. Standard Test Methods for Detector Calibration and Analysis of Radionuclides//Annual Book of ASTM Standards. Philadelphia, PA, 1995. V. 12.02. P.9.

29. Бадиков С.А., Виноградов В.Н., Гай Е.В., Работнов Е.С. Программа рациональной аппроксимации PADE2: Препринт. ФЭИ-1685. Обнинск, 1985.

30. Шиманский Г.А. Система автоматизации обработки спектрометрических измерений FUC-NAC // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. Вып.4. С.37-43.

31. Рязанов Д.К., Личадеев В.В. Расчётно-эксперимеитальное обоснование метрологических характеристик спектрометра гамма-излучения с полупроводниковым детектором ДГДК-50Б //Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001. Вып.4. С.56-73.

32. Richard B.Firestone. Tables of Isotopes CD-ROM. Eighth Edition, Version 1.0, March 1996. Lawrence Berkeley National Laboratory, University of California. (Электронные таблицы).

33. Рязанов Д.К., Личадеев B.B. Расчётно-экспериментальное обоснование метрологических характеристик спектрометра гамма-излучения с полупроводниковым детектором GEM-25185-P // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2006. Вып. 3 С. 61-71.

34. Личадеев В.В,.Маркина Н.В, Рязанов Д.К., Теллин А.И., Павлов В.В., Шиманский Г.А. Экспериментальные работы в обоснование аккредитации Метрологического центра нейтронных измерений // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. Вып.4. С. 18-25.

35. Брегадзе Ю.И., Григорьев Е.И., Ярына В.П. Обеспечение единства нейтронных измерений в радиационном материаловедении на исследовательских реакторах. Измерительная техника, 1987, №2, С.51.

36. Григорьев Е.И., Ярына В.П. Средства нейтронных измерений для ядерных реакторов. Измерительная техника, 1980, №9, С.61.

37. Григорьев Е.И. Нейтронно-активационные детекторы. Состояние и перспективы// Измерительная техника, 1996, № 1, С.48.

38. Бычков В.М., Манохин, В.Х.,Пащенко А.Б., Пляскин В.И, Сечения пороговых реакций, вызываемых нейтронами: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1982.

39. Трошин B.C. Спектрометрия нейтронов ядерно-физических установок интегрирующими детекторами (методическое обеспечение): Автореф. дис. на соиск. учён. степ, доктора физ.-мат. наук. М.: МИФИ, 1993.

40. Kocherov N.P. and McLaughlin Р.К. The International Reactor Dosimetry File. (IRDF-90, version 2). IAEA, NDS-141, Rev.2, Oct. VIENNA, 1993.

41. Фрунзе B.B. Методы восстановления спектров нейтронов по данным активации фольг в ядерных реакторах: Обзор П-74. Мелекесс: НИИАР, 1970.-87с.

42. X ray and gamma-ray standarts for detektor calibrations. 'TAEA-TECDOC-619 (И-4697), September 1991.

43. Голашвили Г.В, Чечев, В.П., Лбов A.A., Куприянов B.M., Демидов А.П. Справочник нуклидов-2. М:.ФГУП ЦНИИатоминформ, 2002.

44. Андрейчук JI.M., Басова Б.Г., Коростылёв В.А., Нефёдов В.Н., Рязанов Д.К. Измерение средних энергий спектров нейтронов деления U-233, U-235, Ри-239 относительным методом // Атомная энергия", 1977. Т. 42, вып.1. С. 23-25.

45. Тарновский Г.В., Трошин B.C., Чубарова JI.B., Ярына В.П. Файл реакторных нейтронных спектров РСФ-89 // В кн. 5-ое Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реактора и ускорителях. Издательство НПО ВНИИФТРИ, 1990, С.151-153.

46. Камнев В.А., Трошин B.C. Комплексная программа MIXER для восстановления спектра нейтронов при активационных измерениях, // В кн.: Тезисы докладов IV

47. Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. М.- ЦНИИатоминформ, 1985, С.37.

48. Крамер-Агеев Е.А., Тихонов Е.Г., Трошин B.C. Оценка погрешности метода минимизации при обработке результатов измерения пороговыми индикаторами. // В кн. Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. М.: Атомиздат, 1969. Вып. 9, С. 139.

49. McElroy W., Berg'S., Crotett T., Hawkens R A computer automated iterative method for neutron flux spectra determination by foil activation. AFWL-TR-67-41, vl,2, 1967.

50. Тараско M.3., Крамер Агеев E А., Тихонов Е.Г. Применение метода направленного расхождения для восстановления спектра быстрых нейтронов. // В кн.; Вопросыдозиметрии и защиты от излучений. М.: Атомиздат, 1970. Вып. U.C. 125.

51. Тарновский Г.Б., ' Трошин B.C., Ярына В.П. Аттестация ЭВМ- программвосстановления реакторных нейтронных спектров // В кн. : Тезисы докладов V

52. Всесоюзного совещания по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях.// М.: ЦНИИатоминформ, 1990.' С. 114-115.

53. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Павлов В.В., Шиманский Г.А., Чернышёва Т.И. Метрологические характеристики опорного нейтронного поля на реакторе РБТ-6.У Сборник трудов. Димитровград: ГНЦРФ НИИАР; 2006. Вып.З . С.51-61.

54. Цыканов В.В., Аверьянов П.Г., Бурукин В.П., Залётных Б.А., Кормушкин Ю.П., Коротков В.И., Кусовников A.C.,Спиридонов Ю.Г. Исследовательский реактор РБТ-6// Атомнаяонергия, 1977, т. 43, вып. 1, С.З.

55. Е.И. Григорьев, B.C. Трошин, В.П. Ярына, "Метрологическое обеспечение нейтронно-активационных измерений' в полях энергетических реакторов." Метрология ионизирующих излучений // Труды ВНИИФТРИ, 2005, вып. 52(144). С. 48.

56. Bars В. and Karnani H. Fast Neutron Dose Measurements at the Pressure Vessel of a WWER-440 Pressuried Water Reactor by the Use of 93Nb(n, n')93mNb//Kernenergie, 29, (1986) 10, p. 369-376.

57. Mehner H.С., Hagemann U. Experimentalle Methoden zur strahlenschadendosimetrie an Reaktordruckbehaltern//Kernenergie 30 (1987) 5, p. 173-179.

58. Авраменко В.И.,Бородин A.B., Вихров В.И., Кузьмин С.И., Курсаков С.Н. О применении ниобия в качестве монитора нейтронного потока для задач радиационного материаловедения ||Атомная энергия, 1989.Т.66, вып.4. С. 266-267.

59. Lioret R. Complement a'la mesure de la pe'riode de de'croissanee radioactive du 93mNb// Radiochem. Radioanul. Lett. 50 (2), (1981) P.' 113-120.

60. Mc Master W.H., Kerr N. Compilation of X-ray Cross Sections, Section II, Revision 1, UCRL-501/4, 1969.

61. Рязанов Д.К., Теллнн А.И., Маркина H.B: Измерение массового коэффициента ослабления рентгеновского излучения радионуклидов 92mNb, 93mNb в металлическом-ниобии,// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, 1994. Вып. 3-4. С. 82.

62. Григорьев Е.И., Трошин B.C. Измерение активности 93mNb в нейтронно-активационных детекторах//Измерительиая техника, 1997, № 12. С. 42.

63. Hegedues F. Fast' neutron dosimetry by means of the scraping sampling method. 5-th ASTM-EURATOM Symposium on Reactor Dosimetry. Gemany, Geesthale, 24-28 September, 1984. Eds. J.P.Genthon, and H: Rottger, 1985 (Reidel) vol. 1, pp. 381-390.

64. Меднис И.В. Сечения ядерных реакций, применяемых в нейтронно-активационном анализе. Справочник, "Зинатне", 1991.

65. Грудзевич О.Т., Зеленецкий А.В., Игнатюк А.В., Пащенко А.Б. Библиотека ядерно-физических данных для расчетов активации и> трансмутации//Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 2, с. 124-130.

66. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1989.

67. Mughabhab S.F., Divideenam М.О, Holden N.E. Neutron Cross Section. Neutron Resonance Parametrs and Thermal Cross Sections. Vol. 1, Part A, B. Academic press 1981. New York, London.

68. Шиманский- Г.А. Определение методической погрешности в расчётах трансмутации. // ВАНТ, серия Материаловедение и новые материалы , 1992, вып. 4(44), С.29-32.

69. Шиманский Г.А. Алгоритм* расчёта трансмутаций с комплексным контролем погрешностей^/ВАНТ, серия "Ядерные константы" , 1995г., вып. 2, С. 137-143.

70. Конобеевский С.Г. Действие облучения на материалы. М.: Атомиздат, 1970.

71. Томсон М. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. -М.: Мир, 1971.

72. Doran D.G. and Graves N. J. Neutron displasement damage cross-section for structural metals, HFDL-SA 1058, Washington, 1976.

73. B.B. Пименов, Ю.Н. Поляков, В.И. Служаев Расчёт радиационных повреждений и производства-трансмутантов в металлах при облучении в каналах реакторов СМ-2, БОР-60, РБТ-6: Препринт НИИАР 9(417), Димитровград, 1980.

74. Greenwood L.R., Smither R.K. SPEKTER: Neutron Damage Calculations for Materials Irradiations, ANL/FPP / TM-197, 1985.

75. Цыканов В. А. Из истории создания СМ. -* Димитровград:ГНЦ РФ НИ И АР, 1996.

76. Цыканов В,А., Самсонов Б.В., Маркина Н.В.,. Поляков Ю.В, Служаев В.И., Лосев Н.В., Лобанов Г.П. Возможности реактора СМ-2 по исследованию перспективных материалов для термоядерных реакторов: Препринт НИИАР-26(479), Димитровград, 1981.

77. Цыканов В.А., Клинов A.B., Старков В.А. Опыт создания, реконструкции и эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ. Материалы XXXIV зимней школы. Физика и техника реакторов. Санкт-Петербург, 2000, С. 3.

78. Цыканов В.А., Клинов A.B., Старков В.А. и др. Модернизация активной зоны реактора СМ для решения задач материаловедения V Атомная энергия, 2003. Т.93, вып. 3. С. 167-172.

79. Клинов A.B., Кормушкин Ю.В., Поливанов И.Ф., Фрунзе В.В., Цыканов В:А. Интегральные потоки быстрых нейтронов в облучательных устройствах реактора СМ-2.'/Атомная энергия, 1969. Т.27, вып. 5. С.457.

80. Клинов A.B., Кормушкин Ю.В., Фрунзе В.В., Цыканов В.А. Измерение некоторых характеристик потоков нейтронов в экспериментальных устройствах реактора СМ-2 по активации золота // Аннотация деп. статьи. Атомная энергия, 1970. Т.28, вып.6. С. 491.

81. Гомин Е.А., Гуревич М.И., Майоров JI.B., Марин C.B. Описание применения и инструкция для- пользователя программой MCU-RFFI расчёта методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. Препринт ИАЭ-5837/5.М. 1994.

82. Ванеев Ю.Е. Аннотация составного физического модуля ФС-Д// Вопросы атомной« науки и техники: Сер. Физика и техника ядерных реакторов. М., 1987, Вып.7, С.26-27.

83. Абагян Л.П., Базазянц И.О., Николаев М.Н., Цыбуля A.M. Групповые константы для расчёта реакторов и защиты. М.: Энергоатомиздат, 1981.

84. Шиманский Г.А. Математическое моделирование условий облучения материалов в реакторном эксперименте? Автореф. дис. на соиск. учён, степени канд. техн. наук. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1996.

85. Briesmeister J.F. (Editor) MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B, LA-12625-M, 1997.

86. Рязанов Д.К., Личадеев B.B., Тихончев М.Ю.; Чернышёва Т.И. Спектрометрия нейтронного поля в ячейках нейтронной ловушки реактора СМ//Сборник трудов НИИАР,2003, вып.4. С.

87. Личадеев В.В., Рязанов Д.К., Тихончев М.Ю., Шиманский Г.А. Ретроспективная дозиметрия корпуса СМ//Сборник трудов НИИАР, 2004, вып. 3, С. 49-57.

88. Нормы расчёта на прочность, оборудования и трубопроводов атомныхsэнергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86)/ГАЭН СССР. М.: Энергоатомиздат, 1989.

89. Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС. РБ-018-01.- М.: 2001. (Введена с 1 марта 2002 г.)

90. А.Уолтер, А.Рейнольдс Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М., Энергоиздат, 1986.

91. W.Hafele, D.Faude, E.A.Fischer, and H.J.Laue «Fast Breeder Reactors», Annual Rewiew of Nucl. Sei., Annual Rewiews, Inc., Palo Alto, CA, 1970.

92. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алхутов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.; Энергоатомиздат, 1989.

93. Лейпунский А.И., Казачковский О.Д., Орлов В.В. и др. /Физическая записка к опытному реактору на быстрых нейтронах. Препринт ФЭИ-187, Обнинск, 1971.

94. Нигматуллин Н.Р., Гаджиев Г.И. Измерение нейтронных спектров в реакторе БОР-60: Препринт. НИИАР-15(309). Димитровград, 1977.

95. Неверов. В.А., Нигматуллин Н.Р., Грязев В.М. и др. Экспериментальные возможности каналов для инструментованных испытаний материалов в реакторе БОР-60: Препринт. НИИАР-12(371). Димитровград, 1979.

96. Нигматуллин- Н.Р. Разработка методов и экспериментальное исследование спектров и флюенса нейтронов в быстром реакторе с натриевым теплоносителем; Автореф. дисс. на соиск. учён, степени канд. техн. наук. Димитровград; НИИАР, 1980.

97. Серегин A.C. Аннотация программы TRIGEX для малогруппового нейтронно-■ физического расчёта реактора в трёхмерной гексагональной геометрии// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1983. Вып. 4(33). С.59-60.

98. ИЗ. Rider В. F., Neeck M. Е. Compilation of Fission Product Yields, 1978, NEDO-12154-21E1.

99. Теллин А.И., Рязанов Д.К., Маркина H.B., Гаджиев Г.И. Экспериментальное изучение пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе БОР-бО: Препринт. НИИАР-1(853).- Димитровград, 1996.

100. September 2-6, 1996, Prague, Czech Republic, Eds. H.Ait Abderrahim, P.D'Hondt, ' B.Osmera. World Scientific Publishing, Singapore (1998) ISBN 981-02-3346-9, p.423-430.

101. Абагян Л.П., Алексеев Н.И., Брызгалов В.И. и др. Программа* MCU для расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов: Препринт ИЭА-5741/5, Москва, 1994 г.

102. G.N. Manturov, M.N. Nikolaev, A.M. Tsiboulia, BNAB-93 Group Data Library. Part 1: Nuclear Data for the Calculation of Neutron and Photon Radiation Fields, INDC(CCP)-409/L, 1997, p.65-110.

103. Рязанов Д.К., Личадеев В.В., Тихончев Ю.М., Лебедева Е.Е. Обеспечение нейтронно-дозиметрического сопровождения материаловедческих экспериментов на стенде КОРПУС// Сб. трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002, Вып. 2. С. 48-59.

104. B. Osmera, M. Holman, V. Ripar, et all. Studies of VVER Physics on LR-0 Experimental Reactor, PHYSOR 90 International Conference on the Physics of Reactors. Marseille, France, 23-27 April 1990, 1990.

105. Рязанов Д.К.,Басова Б.Г., Захарова В.П., Коростылёв В.А., Рабинович А.Д., Нефёдов В.Н. Двойная ионизационная камера для изучения спектров осколков. // Приборы и техника эксперимента, 1975. № 4, С. 46-49.

106. Рязанов Д.К. Способ определения направления движения заряженных частиц в ионизационной камере с плоскопараллельными электродами. Авторское свидетельство № 497940 от 8 июля 1974 г.

107. Руководство по выражению неопределённости измерения. С. Петербург, ВНИИМ, 1999, ISNB 5-88323-002-4.

108. J. White et al., "BUGLE-96: Coupled 47 Neutron, 20 Gamma-Ray Group Cross Section Library Derived from ENDF/B-VI for LWR Shielding and Pressure Vessel Dosimetry Applications", RSIC Data Library Collection, DLC-185, March (1996).

109. E. B. Brodkin, A.E. Kozhevnikov, A.V. Khrustalev. Determination of Characteristics of Neutron Field Affecting on the VVER Reactor Vessel. In: Proc. 6-th International Conference on Radiation Shielding, 1983, Japan. Conf-85053.

110. DOORS 3-2: One-, Two-, and Three- Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System. RSIC CODE PACKAGE CCC-650.

111. Lehman M., Krysl V. MOBY DICK, Theoretikal Foundation of Macrocode System, ZIS- 1/91, SCODA Concern Ltd., Plzen, 1991.

112. Abagyan L.P., Alekseev N.I., Glushkov A.E., et al, "Code MCU-REA with nuclear data library DLC/MCUDAT-2.1 "/Report of RRC Kurchatov Institute No. 36/18-99, (1999).