Экспериментальное исследование загрязненности графитовых кладок промышленных реакторов продуктами деления и актиноидами тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

Введение.

1. Ядерный графит. История уран-графитовых реакторов.

2. Обзор ранее выполненных исследований радиоактивного загрязнения графита зарубежных и российских реакторов

2.1. Запасы облученного графита.—

2.2. Французские графитовые реакторы —

2.3. Графитовые реакторы Великобритании

2.3.1. Магноксовые реакторы.

2.3.2. Исследовательские реакторы.

2.4. США. Хенфордский комплекс .—.—

2.5. Российские графитовые реакторы------------------------—.

2.5.1. Экспериментальное изучение радиационного состояния графитовой кладки реактора АМБ-100.-.

2.5.2. Предыдущее экспериментально-расчетное исследование кладок реакторов И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3 СХК.—.-.--—

3. Экспериментальная база для новых исследований и планирование экспериментов.-.-.

3.1. Характеристики графитовых кладок остановленных промышленных реакторов И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 СХК------------------------.-—

3.2. Формирование загрязнения кладок реакторов актиноидами и продуктами деления .

3.3. Планирование пробоотбора, масштаб исследований, требуемая точность —

4. Методики определения активности радионуклидов в графитовых образцах.

4.1. Выбор методов измерения графитовых образцов.-.—.

4.2. Гамма/Х-спектрометрические измерения.-.-.

4.2.1. Выбор спектрометрической системы.—

4.2.2. Выбор размера и формы образцов графита—.-.

4.2.3. Определение содержания 241Аш, 243Am и Cm у/Xспектрбметрической методикой —.-.

4.2.4. Определение содержания у-излучающих продуктов деления

4.2.5. Составляющие погрешности измерений.

4.2.6. Фон гамма-излучения 60Со при измерениях 137Cs

4.2.7. Минимальная измеримая активность-----------------.-.

4.3. Измерения содержания 90Sr в облученном графите

4.4. Радиохимическая методика определения содержания изотопов плутония в облученном графите.-.—.-.

4.5. Межлабораторное сличение результатов анализов содержания радионуклидов в образце облученного реакторного графита.

4.6. Применение метода изотопных корреляций для оценок содержания трудноизмеримых радионуклидов.

5. Экспериментальные результаты исследования радиоактивной загрязненности образцов отработавшего графита из кладок реакторов ЭИ-2, И-1 и АДЭ-3

5.1. Исследование распределений актиноидов и продуктов деления в графитовых кладках.

5.2. Определение корреляционных коэффициентов между отдельными продуктами деления.-.

5.3. Определение корреляционных коэффициентов между отдельными актиноидами и 137Cs —.-.

5.4. Схема загрязнения кладок актиноидами и продуктами деления.

5.5. Определение содержания плутония в образцах графита

5.6. Оценка запасов актиноидов и продуктов деления в кладках реакторов —

5.7. Сравнение полученных результатов с предыдущими исследованиями, сделанными методом нейтронного и гамма-зондирования графитовых кладок реакторов.—.

Промышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) принадлежат к первому поколению отечественных уран-графитовых реакторов, служивших для производства оружейного плутония. К настоящему времени 10 ПУГР остановлены, разгружены (выгружено топливо), и производятся работы по их консервации. В графитовых кладках этих реакторов содержится около 15 тыс. тонн отработавшего радиоактивного графита. Планирование дальнейших мер и выбор технологии обращения с этим графитом осложнены отсутствием необходимой информации о составе и уровне радиоактивного загрязнения кладок и их отдельных элементов. Схожие по масштабам проблемы утилизации реакторного графита существуют во Франции, США и Великобритании.

Обращение с отработавшим реакторным графитом является важной и достаточно сложной технической задачей. В процессе длительной эксплуатации (больше 30 лет) в конструкциях активной зоны ядерного реактора образовалось значительное количество радионуклидов разного происхождения. Важной компонентой загрязнения графита промышленных уран-графитовых реакторов являются актиноиды и продукты деления. За длительные сроки эксплуатации на всех ПУГР имели место аварии, среди которых наихудшими последствиями характеризуются так называемые «тяжелые зависания» или «козловые» аварии. Такие аварии связаны с разрушением или обрывом технологического канала, разрушением урановых блочков и попаданием фрагментов топлива и воды в горячую графитовую кладку. Затем частицы урана разносились водяным паром и оседали на поверхности графита как со стороны технологических каналов, так и в щелях между блоками. В процессе длительного нейтронного облучения адсорбированный на поверхности блоков уран сначала конвертировался в 239Ри, который большей частью выгорал с образованием продуктов деления, а частично, путем последовательных захватов нейтронов, превращался в более тяжелые актиноиды, включая америций и кюрий. Информация о содержании актиноидов и продуктов деления в отработавшем графите нужна для обеспечения ядерной и радиационной безопасности при хранении, демонтаже и последующей утилизации графитовых кладок. Радиационные характеристики кладок остановленных реакторов изменяются со временем: идет распад радионуклидов, изменяется состав смеси актиноидов и продуктов деления. Некоторые долгоживущие радионуклиды будут существенно затруднять обращение с отработавшим графитом в течение длительного времени. В первую очередь это касается актиноидов и долгоживущих продуктов деления, которые будут представлять наибольшую опасность для персонала в случае, если будет принято решение о разборке кладок.

Получение информации о содержании в кладках актиноидов и продуктов деления - важная и актуальная задача не только потому, что они дают значительный вклад в суммарную радиоактивность графита на протяжении нескольких тысяч лет. Важность получения такой информации обусловлена также требованиями ядерной безопасности. Наличие делящихся материалов в графитовой кладке в консервативном состоянии не может привести к возникновению самоподдерживающейся цепной ядерной реакции, однако при обращении или утилизации графита может возникнуть потенциально ядерно-опасная ситуация. В настоящее время один из перспективных методов утилизации графита - его сжигание. При этом коэффициент сокращения объема составляет 70-100 раз, что значительно увеличивает содержание ядерных материалов в отходах, и при достижении определенных условий возможно возникновение самоподдерживающейся цепной реакции деления.

Цель данной работы - создание комплекса экспериментальных методов и его применение для определения состава и уровня радиоактивного загрязнения графитовых кладок трех остановленных ПУГР И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 Сибирского химического комбината (СХК) актиноидами и продуктами деления, изучение закономерностей распределения этих радионуклидов в объемах кладок, оценка запасов радионуклидов, содержащихся в кладках, что создаст основу для планирования и осуществления мер по обращению с этим графитом.

Исследование радиоактивной загрязненности графита реакторов И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 СХК дает возможность изучить особенности и установить общие закономерности загрязнения кладок трех разных российских ПУГР: реактор И-1 -один из первых промышленных реакторов, одноцелевой с проточной системой охлаждения; реактор ЭИ-2 - одноцелевой с замкнутой системой охлаждения; реактор АДЭ-3 двухцелевой, производивший как плутоний, так и тепловую энергию, с замкнутой системой охлаждения, размер кладки этого реактора больше размера кладок двух других.

Особенность выполненных исследований состояла в осуществлении широкомасштабного и представительного отбора образцов из графитовых кладок реакторов И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 и проведении комплексных у-, а-, Р- и рентгеноспектрометрических анализов их радиоактивной загрязненности в аналитической лаборатории.* При этом были реализованы преимущества исследований путем пробоотбора: проведение анализов в лабораториях с использованием различных приборов и методов, точная привязка полученных результатов к координате в объеме кладки и получение детальной картины загрязнения.

Ранее, в начале 1990-х годов, специалистами ФЭИ в СХК проводились исследования радиоактивной загрязненности кладок ПУГР СХК методом нейтронного и гамма-зондирования с помощью детекторов, перемещавшихся внутри каналов кладки [1-5]. Возможности этого метода не позволяют изучить распределения радионуклидов как по объему, так и по поверхности графитовых блоков кладки реактора; не дают однозначного ответа на вопросы о миграции и сорбции радионуклидов в графитовой кладке, о том, какие именно радионуклиды вносят основной вклад в активность, а также не позволяют получить какую-либо информацию о бета-активных радионуклидах. Таким образом, с помощью внутриканального зондирования нельзя получить детальной и точной информации, необходимой для планирования мер по обращению с графитом кладки. Для получения такой информации в данной работе были проведены исследования, основанные на пробоотборе и последующем анализе проб графита.

Широкомасштабный отбор образцов из графитовых кладок реакторов и их комплексный анализ позволил получить полную картину загрязнения кладки: выявить особенности и закономерности в распределении радионуклидов, построить схему загрязнения и оценить запасы актиноидов и продуктов деления. Изучены распределения радионуклидов по высоте ячейки**, в аварийных и удаленных от аварийных ячейках. Выявлен поверхностный характер загрязнения графитовых блоков актиноидами и продуктами деления, что создает возможность дезактивации графитовых блоков перед их утилизацией. Установлены корреляции между отдельными продуктами деления, между продуктами деления и актиноидами, что в

Проведение комплексных спектрометрических анализов позволило определить в образах графита содержание радионуклидов разного происхождения. Данная работа посвящена исследованию загрязнения графитовых кладок актиноидами и продуктами деления, исследование загрязнения кладок продуктами нейтронной активации в рамки данной работы не входит. Здесь и далее: под ячейкой графитовой кладки подразумевается графитовая колонна, состоящая из отдельных графитовых блоков с отверстием для технологического канала. дальнейшем было использовано для оценок запасов трудноизмеримых радионуклидов.

Величины оцененных запасов актиноидов и продуктов деления были сопоставлены с ранее сделанными прогнозами других авторов. Обнаружено, что реальное содержание этих радионуклидов на порядок меньше, чем предполагалось, что может существенно повлиять на сроки и технологию работ по демонтажу кладок и дальнейшему обращению с графитовыми блоками.

Сравнение результатов измерений, проведенных на трех разных ПУГР, позволило сделать вывод о схожести законов формирования загрязнения кладок актиноидами и продуктами деления и о возможности применения разработанных подходов для оценок радиоактивного загрязнения графитовых кладок других не исследованных ПУГР.

Научная новизна

• Разработана у/Х-спектрометрическая методика определения содержания актиноидов в образцах графита.

• Разработана и сертифицирована методика определения содержания 90Sr в образцах графита методом измерения излучения Вавилова-Черенкова.

• Впервые экспериментально установлено, что актиноиды и осколки деления сосредоточены в тонком слое графита на боковой поверхности блоков и со стороны технологического канала.

• Предложена и обоснована схема формирования загрязнения, согласно которой актиноиды и продукты деления, образовавшиеся в результате нейтронного облучения урана, попавшего в кладку в результате аварий, накапливались и удерживались в поверхностном слое графита.

• Обоснована возможность применения метода изотопных корреляций для оценок содержания в графите некоторых трудноизмеримых актиноидов и продуктов деления.

• Впервые экспериментально определена композиция актиноидного загрязнения и изотопный состав плутония, сформировавшиеся в результате длительного (десятки лет) нейтронного облучения урана, попавшего в кладки реакторов.

Впервые по экспериментальным данным, основанным на результатах анализа образцов графита, оценены запасы актиноидов и продуктов деления в кладках реакторов, которые оказались на порядок ниже ранее сделанных прогнозов.

На защиту выносятся

• Методика определения 90Sr в образцах графита методом измерения излучения Вавилова-Черенкова.

• Гамма/Х-спектрометрическая методика определения содержания актиноидов в образцах графита.

• Обоснование возможности использования метода изотопных корреляций для оценок содержания в графитовых блоках трудноизмеримых продуктов деления и актиноидов.

• Результаты измерений содержания актиноидов и продуктов деления в образцах графита и их анализ.

• Схема загрязнения актиноидами и продуктами деления графитовых кладок реакторов.

• Результаты оценки запасов актиноидов и продуктов деления в кладках трех реакторов.

Практическая значимость

• Установлено, что актиноиды и продукты деления дают важный, но не главный вклад в радиоактивное загрязнение отработавшего графита ПУГР. Наибольший вклад в радиоактивность вносит накопленный в графите 14С.

• При разборке кладок загрязнение актиноидами и продуктами деления будет представлять наибольшую опасность для исполнителей (внешнее облучение, возможное попадание в организм с пылью). Согласно полученным данным, содержание указанных радионуклидов в кладках на порядок ниже по сравнению с прогнозом, что позволяет существенно приблизить сроки демонтажа кладок ПУГР.

• Оценки количества плутония, содержащегося в кладках, показали, что при утилизации отработавшего графита кладок трех остановленных ПУГР СХК не существует опасности возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления.

Обнаружено, что блоки из аварийных ячеек в 100-1000 раз загрязнены сильнее, чем блоки из других ячеек, поэтому для их утилизации (или захоронения) целесообразно в дальнейшем использовать иные способы. При этом для быстрой сортировки блоков по степени их загрязнения могут быть применены методы, основанные на простых гамма-спектрометрических измерениях и корреляциях между радионуклидами, установленных в данной работе.

Установлено, что основное загрязнение актиноидами и продуктами деления находится в тонком слое графита вблизи поверхности блоков, что дает возможность дезактивировать графитовые блоки, путем удаления актиноидов и продуктов деления с их поверхности.

Актуальность

• Отработавший реакторный графит либо остается в кладке (графитовые блоки), либо помещается в специальные хранилища. В настоящее время разрабатываются меры по дальнейшему обращению с отработавшим графитом российских ПУГР. Для принятия решений необходима информация о его радиоактивной загрязненности. Исследованию радиоактивной загрязненности графитовых кладок посвящена данная работа.

• Большая часть хранилищ, в которых находятся графитовые втулки, не соответствует современным требованиям. Поэтому вопрос об утилизации втулок стоит наиболее остро. Подготовка к утилизации включает исследование радиоактивного загрязнения графитовых втулок, для измерения которого используются методики, разработанные в данной работе.

• Приближаются сроки останова первых реакторов РБМК-1000. Разработанные методики, а также информация и опыт, полученные при исследовании закономерностей формирования загрязнения актиноидами и продуктами деления кладок ПУГР, могут быть применены при планировании мер по обращению с графитом РБМК.

Свидетельством своевременности и значимости данного исследования может служить поддержка, оказанная ему мировым сообществом в рамках проекта МНТЦ.

5. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИОАКТИВНОЙ ЗАГРЯЗНЕННОСТИ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ГРАФИТА ИЗ КЛАДОК РЕАКТОРОВ ЭИ-2, И-1 И АДЭ-3

Отбор образцов из графитовых кладок трех реакторов осуществлялся последовательно. Первым исследованным реактором стал ЭИ-2, затем И-1 и АДЭ-3. Всего было отобрано и проанализировано более 1000 образцов. При исследовании первого реактора были выявлены некоторые закономерности в распределении радионуклидов, благодаря чему размер выборки для двух других реакторов удалось уменьшить, особенно это оказалось существенно для реактора АДЭ-3. На рисунках П2, ПЗ, П4 приложения 1 представлены картограммы реакторов с указанием ячеек, из которых отбирались образцы.

Отобранные образцы исследовались в аналитической лаборатории с применением методов, описанных в главе 4. В спектрах, полученных с помощью планарного LEGe- и коаксиального НРОе-детекторов, присутствовали линии ряда продуктов деления и актиноидов (134Cs, b7Cs, 106Ru, 2J1Am, 24jAm, 244Cm и др.), a также активационных радионуклидов.

Измерения 90Sr проводились с использованием двух дополняющих друг друга методик (см. раздел 4.2.). Чувствительность новой методики, разработанной и аттестованной во время работы над диссертацией, позволяла определить содержание 90Sr практически во всех анализируемых образцах. Однако, из-за значительных временных затрат на проведение анализа количество измерений этого бета-излучающего радионуклида было значительно меньше, чем гамма/Х-спектрометрических измерений.

Для определения изотопного состава содержащегося в графите плутония, его выделяли из образцов с помощью радиохимической методики и изготавливали источники для спектрометрических измерений.

5.1. Исследование распределений актиноидов и продуктов деления в графитовых кладках

Образцы были отобраны как из ячеек прилегающих к аварийным, так и из удаленных от аварийных ячеек. Из каждой ячейки отбирали по 5-7 кернов с разной высоты, для того, чтобы получить распределение по высоте ячейки.

Первое, что дал анализ полученных результатов измерений образцов, - ярко выраженное поверхностное загрязнение графитовых блоков актиноидами и продуктами деления [36]. Содержание b7Cs, 106Ru, 90Sr, 24lAm, 243Am, 244Cm в объеме блоков в десятки раз ниже, чем в поверхностном слое. Это относится как к близким, так и удаленным от аварийных ячейкам. 134Cs в графите образуется как за счет активации примеси 133Cs, так и как продукт деления. Поэтому поверхностный эффект для этого радионуклида несколько менее ярко выражен, чем для других продуктов деления. Распределения нуклидов по толщине графитовых блоков аналогичны для всех трех реакторов. В таблице 5.1 представлены результаты измерений образцов из ячеек соседних и удаленных от аварийных.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Особенность выполненных исследований состояла в осуществлении широкомасштабного и представительного отбора образцов из графитовых кладок реакторов И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 СХК и проведении комплексных а-, у- и рентгено-спектрометрических анализов их радиоактивной загрязненности с дублированием анализов для повышения надежности результатов. Ранее подобные экспериментальные исследования отработавшего реакторного графита не проводились ни в России, ни за рубежом. Несмотря на то, что пробоотбор является одним из наиболее распространенных методов, широко используемым в системе учета и контроля ядерных материалов, экологических задачах и т.д., для анализа радиоактивной загрязненности отработавшего реакторного графита столь полномасштабно и системно он был применен впервые.

В процессе исследования было проанализировано 200-400 образцов из каждого реактора, а всего - более 1000 образцов графита. Большое количество образцов и сложный радионуклидный состав загрязнения потребовали специального развития методической и аппаратурной базы исследований. В ходе работы над диссертацией была разработана гамма/Х-спектрометрическая методика измерения актиноидов в образцах отработавшего графита, разработана и аттестована методика определения содержания 90Sr в образцах ядерного графита. Используя широкий набор методик (гамма/Х-спектрометрия, измерения излучения Вавилова-Черенкова, бета-спектрометрия с применением пластмассового детектора, радиохимическое выделение плутония с последующими альфа-спектрометрическими или гамма-спектрометрическими измерениями), было определено содержание в образцах ряда актиноидов и продуктов деления, вносящих важные вклады в загрязненность отработавшего реакторного графита. Корректность применяемых методов была подтверждена международным межлабораторным сличением, в котором приняли участие специалисты из лабораторий ЯЦ Кадараш (Франция) и ЯЦ Юлих (Германия), имеющие большой опыт в исследованиях радиоактивных отходов, в том числе, реакторного графита.

Анализ полученных результатов позволил выявить ряд важных закономерностей загрязнения графитовых кладок ПУГР актиноидами и продуктами деления. Перечислим основные итоги исследования.

1. Впервые экспериментально установлено, что основное загрязнение актиноидами и продуктами деления сосредоточено в тонком поверхностном слое графитовых блоков. Удельная активность этих радионуклидов в поверхностном слое графита толщиной 2 мм приблизительно на два порядка выше, чем в объеме графитового блока.

2. Распределение актиноидов и продуктов деления по высоте ячейки носит крайне неравномерный, «пятнистый» характер и не подчиняется какой-либо закономерности. Уровень загрязнения ячейки этими радионуклидами определяется в основном ее положением относительно аварийных ячеек. Изучение распределения содержания радионуклидов по объему кладки позволило разбить все ячейки на три категории по уровню их загрязнения, что было использовано для оценки запасов актиноидов и продуктов деления в кладках.

3. Важным и неожиданным результатом исследований стало обнаружение корреляций между содержанием в графите продуктов деления, а также зависимости соотношений между актиноидами (243Аш/241Аш, 244Сш/241Аш) от флюенса нейтронов. Актиноиды и продукты деления образуются из урана попавшего в кладку во время аварий, что подразумевает изначальную генетическую связь между этими радионуклидами. Однако, ранее считалось, что радионуклиды должны мигрировать по кладке, причем скорость миграции разная и зависит от их химико-физических свойств. Наблюдаемые корреляции и связи между изотопными соотношениями и нейтронным флюенсом позволяют заключить, что перемещения радионуклидов в процессе облучения были малы. Согласно ряду фактов, разнесенный по кладке уран и продукты последующих нейтронных реакций удерживались в поверхностном слое графита в течение всего последующего времени работы реактора, несмотря на многократные заливы кладки водой.

4. Вышесказанное позволило обосновать возможность применения метода изотопных корреляций для оценки содержания трудноизмеримых продуктов деления и актиноидов по содержанию радионуклидов, измерения которых не представляют особых трудностей. В работе были определены корреляционные

1 47 коэффициенты между отдельными продуктами деления, актиноидами и Cs, содержание которого определялось с помощью простых гамма-спектрометрических измерений. Метод изотопных корреляций широко использовался в данной работе и явился существенным дополнением к набору методов, основанных на прямых измерениях радионуклидов.

5. На основе полученных данных о распределении актиноидов и продуктов деления была построена схема оценки их запасов в графитовой кладке и рассчитаны запасы наиболее важных радионуклидов.

6. Полученные запасы актиноидов и продуктов деления в кладках остановленных реакторов оказались на порядок ниже, чем предсказывалось ранее. Поэтому сроки демонтажа кладок могут быть приближены без увеличения дозовых нагрузок на персонал, а процесс утилизации, например, путем сжигания, может быть организован с полным выполнение норм ядерной и радиационной безопасности, без риска создания ядерно-опасных ситуаций.

Исследования кладок трех остановленных реакторов, несмотря на определенные различия условий эксплуатации последних (разное число инцидентов и др.), дали сходные результаты, как по распределению радионуклидов, так и по уровню загрязненности графита. Таким образом, можно предположить, что полученная информация характеризует ситуацию и на других ПУГР, в том числе не охваченных данным исследованием.

Важное значение для успешного выполнения работ имело четкое взаимодействие со специалистами СХК, обеспечившими пробоотбор, и ИФХ РАН, взявшими на себя проведение радиохимических процедур, а также финансовая поддержка со стороны мирового сообщества в рамках проекта МНТЦ.

1. Разработка метода и результаты нейтронного зондирования просыпей топлива в графитовой кладке ПУГР И-1 СХК. Отчет ФЭИ-СХК, инв. №8466, 1993 г.

2. Результаты зондирования просыпей топлива в графитовой кладке ПУГР ЭИ-2 СХК. Отчет ФЭИ-СХК, инв. №6570, 1994 г.

3. Буланенко В.И., Фролов В.В. Радиационные характеристики остатков топлива в кладках снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов. Атомная энергия, т.78, вып.6, 1995 г., стр.396-400.

4. Буланенко В.И., Фролов В.В., Николаев А.Г. Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов. Атомная энергия, т.81, вып.4, 1996 г., стр.304-307.

5. Багаев В.Д., Баранов И.И., Кабанов Ю.И. и др. Снятие с эксплуатации промышленных реакторов СХК. -Атомная энергия, 1996, т. 80, вып. 12, стр. 71-73.

6. Бескоровайный Н.М. и др. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995 г.

7. Вяткин С.Е., Деев А.Н., Нагорный В.Г. и др. Ядерный графит. Атомиздат, 1967 г.

8. Мельников H.JI. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, изд. 2, 1972 г.

9. A.J. Wickham, G.D. Neighbour, М. Dubourg. The Uncertain Future for Nuclear Graphite Disposal: Crisis or Opportunity? Proceedings of Meeting on Nuclear Graphite Waste Management, Manchester, England, October 18-20, 1999.

10. M. Guiroy. Dismantling and Waste Treatment. -FRAMATOME experience, PE 95.330 rev.3, 1996.

11. J.R. Costes, et. al. Conditioning for Disposal of Radioactive Graphite Bricks from Reactor Decommissioning. Proceedings of Conference on Decommiss. Nucl. Installat., Brussels, October 24-27, 1989.

12. G. Holt. Radioactive Graphite Management at UK Magnox Nuclear Power Stations. -Proceedings of Meeting on Nuclear Graphite Waste Management, Manchester, England, October 18-20, 1999.

13. M. Wise. Management of UKAEA Graphite Liabilities. Proceedings of Meeting on Nuclear Graphite Waste Management, Manchester, England, October 18-20, 1999.

14. F. G. Brigtman. Development of Sampling and Assay Methods Windscale advanced gas cooled reactor radwaste. Proceedings of Conference on Decommiss. Nucl. Installat., Brussels, October 24-27, 1989.

15. R. Miller, J. Steffes. Radionuclide Inventory and Source Terms for the Surplus Production Reactors at Hanford. UNI - 3714 Rev.l, 1987.

16. R. Miller, E. Powsrs, et. al. Engineering Studies for the Surplus Production Reactors. Decommissioning Project at the Hanford Site. DOE/RL-94-152, 1995.

17. Расчетно-экспериментальное исследование радиационного состояния облученного графита канальных водо-графитовых реакторов. Отчет НИКИЭТ №030-145-5232, 1997 г.

18. Бушуев А.В. Методы анализа нуклидного состава отработавшего топлива ядерных реакторов. МИФИ, 1989 г

19. Виргильев Ю.С., Власов К. П. Примеси в конструкционных графитах. Химия твердого топлива, № 3, 1994, стр. 87 - 96.

20. Виргильев Ю.С. Примеси в реакторном графите и его работоспособность. -Атомная энергия, 1998, т. 84, вып. 1, стр. 7-15.

21. Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Прошин И.М. Состав и содержание примесей в графите промышленных реакторов. "Атомная энергия", 2002, т. 92, вып. 4, стр. 298-303.

22. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). Минздрав России, Москва, 2000.

23. Ровинский Ф.Я., Иохельсон С.Б., Юшкан Е.И. Методы анализа загрязнения окружающей среды. М.: Атомиздат, 1978 г

24. JEF-PC, ver. 2.2. NEA Data Bank, France, 1997.

25. R.G. Helmer, C.W. Reich. Improving Decay Data for Transactinium Nuclides. Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Research, A242 (1986), p.p. 475+979.

26. G. Barci-Funel, J. Dalmasso, G. Ardisson. Comparative Identification and Quantification of Transuranium Elements in Sediment Sample. Appl. Radioact. Isot., 1992, v. 43, N S, p.p. 37+48.

27. C.J Bland, J. Morel, et. al. Determination of 239Pu and 241Am LX-ray Intensities. Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. A342 (1992) p. 323-333.

28. Савушкин А. Описание программы "AnGamma". НПЦ "Аспект".

29. Кузьменко H.K. и др. "Оцененные значения ядерно-физических характеристик трансурановых радионуклидов". Справочник. Энергоатомиздат, 1988 г.

30. Handbook of Spectroscopy. Volume 1. Ed. by J.W. Robinson. CRC PRESS (1979).

31. Государственная система обеспечения единства измерений. Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений. ГОСТ 8.207-76.

32. Reilly D., Ensslin N., Smith H., Kreiner S. Passive Nondestructive Assay of Nuclear Materials. NUREQ/CR-550, LA-UR-90-732, 1991.

33. Вылов Ц. и др. Прецизионная спектрометрия излучений радиоактивных нуклидов с помощью полупроводниковых детекторов Физика элементарных частиц и атомного ядра, том 9, вып. 6, 1978.

34. Зубова О.Н., Федоров Г.А. Гамма-спектрометрия объектов внешней среды. Погрешность результатов и минимальная измеряемая активность. «АНРИ», 1995, №3/4, стр. 52-58.

35. Алеева Т.Б., Бушуев А.В., Кожин А.Ф., и др. "Анализы содержания радионуклидов в образце облученного реакторного графита из Франции". Сборник научных трудов Сессии МИФИ-2002, Москва, МИФИ, январь 2002 г.

36. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Алеева Т.Б. и др. «Продукты деления и актиноиды в отработавшем графите кладок реакторов Сибирского химического комбината" -"Атомная Энергия", т.89, вып.2, август 2000 г, стр. 139-146.

37. Григорьева И.С., Мейлихова Е.З. "Физические величины". Справочник. -Энергоатомиздат, 1991 г.

38. R. Gunnik. MGA: A Gamma-Ray Spectrum Analysis Code for Determining Plutonium Isotopic Abundances. Report UCRL-LR-103220, Vol. 1. Livermore, California: Lawrence Livermore National Laboratory, 1990.

39. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Алеева Т.Б. и др. «Экспериментальное изучение радиоактивной загрязненности графитовых кладок промышленных реакторов

40. Сибирского химического комбината» "Атомная Энергия", т.92, вып.6, июнь 2002 г, стр.477-485.

41. Внуков B.C., Сичкарук О.В., Чкуасели Jl.И. Ядерная безопасность при обращении с радиоактивными отходами, содержащими делящиеся материалы. Атомная Энергия, т. 88, вып. 5, 2000, с.362-370.

42. РОССИЙСКАЯ ГОСУДАРСТВЕННАЯ)1. БИБЛИОТЕК/'-о- ^съ