Физика исследовательских реакторов (ВВР-М и ПИК) и ускорение нейтронов тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.02 ВАК РФ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА I. ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ . II

§ I.I. Основные критерии выбора параметров .II

§ 1.2. Выбор материала отражателя и ловушки

§ 1.3. Оптимизация состава активной зоны.

§ 1.4. Теплосъем в исследовательских реакторах.

ГЛАВА 2. МАЛОГРУППОВАЯ РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ

§ 2.1. Гомогенизация и резонансный захват в тесных решетках.

§ 2.2. Модели замедления в водометаллических смесях.

§ 2.3. Медленные нейтроны. $ 2.4. Метод эффективного интегрального параметра.

§ 2.5. Сравнение результатов расчета с экспериментом

ГЛАВА 3. БАССЕЙНОВЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ВВР-М.

§ 3.1. Описание активной зоны

§ 3.2. Расчет и оптимизация параметров.

§ 3.3. Тонкостенные ТВС второго поколения ВВР-М5.

§ 3.4. Масштаб использования реакторов типа ВВР-М.

§ 3.5. Перспектива развития реакторов типа ВВР-М.

ГЛАВА 4. ВЫСОКОПОТОЧНЫЙ РЕАКТОР ПИК

§ 4.1. Описание активной зоны

§ 4.2. Особенности расчета реактора

§ 4.3. Экспериментальные возможности реактора.

ГЛАВА 5. УСКОРЕНИЕ НЕЙТРОНОВ.

§ 5.1. Реакция неупругого ускорения нейтронов.

§ 5.2. Оценка сечений для тепловых нейтронов.

§ 5.3. Экспериментальное наблюдение ускорения тепловых нейтронов

§ 5.4. Сечения ускорения быстрых нейтронов.

§ 5.5. Многократное ускорение нейтронов в инверсно заселенной среде

§ 5.6. Области возможного использования ускорения нейтронов

Основные результаты работы.

Л и т е р а т ур а.

За последние 25 лет нейтрон стал одним из эффективнейших физических инструментов для исследования природы. Если сразу же после цуска первых реакторов с помощью нейтронов в основном изучались реакторные материалы, то со второй половины пятидесятых годов интенсивно стали строить реакторы для широкого круга работ в области ядерной физики, физики твердого тела, радиохимии, биологии, геологии, а также решения многих прикладных технических задач. Помимо реакторов для материаловедческих работ (МР, МИР, СМ-2) и импульсных реакторов (ИБР-30, ИБР-2, ИГР) в нашей стране для чисто исследовательских целей были созданы простые и

-I надежные в эксплуатации стационарные легководные реакторы бассейнового типа (ВВР-С, ИРТ-М, ВВР-М, ВВР-СМ, ИВВ-2). Появилась целая "малая индустрия", производящая нейтроны для научных исследований .

I. Актуальность проблемы. Широкое строительство таких дорогостоящих установок потребовало общего подхода к ним и разработки критериев, на основании которых можно было бы проводить выбор их конструкции и материалов, а также оптимизировать их параметры как в процессе проектирования, так и во время эксплуатации. В ситуации, когда на исследовательских реакторах проводятся десятки и сотни разнообразных, подчас заранее не запланированных экспериментов, иметь подобные критерии выбора особенно важно. Практическое применение этих 1фитериев требует достаточно адекватных оперативных методов расчета стационарных исследовательских реакторов (СИР), которые позволили бы уверенно предсказывать их нейтронно-физические параметры с нужной для практики точностью и скоростью. Конечно, эти методы должны быть предварительно проверены ггутем сравнения со специально поставленными экспериментами .

В середине пятидесятых годов по инициативе Л.И.Русинова была поставлена задача поднять мощность и нейтронный поток серийного реактора ВВР-С (Р = 2 МВт, $мах= 2.1013н/см2сек). Необходимо было полностью заменить всю активную зону реактора, разработать новый тип твэла, выбрать наиболее оптимальный материал для отражателя и т.д. Новый модернизированный реактор, получивший название ВВР-М (цроектная мощность Р = 10 МВт, Фм = З-Ю^/см2. сек), потребовал выполнения большого объема нейтронно-физичес-ких, гидравлических и теплотехнических расчетов как на стадии проектирования, так и впоследствии при постановке различных экспериментов. В семидесятых годах возникла необходимость дальнейшего расширения экспериментальных возможностей реакторов этого типа и увеличения их мощности вплоть до 30 МВт. Для этого, в первую очередь, потребовалось создать твэлы следующего поколения, способные обеспечить высокий удельный теплосъем и большую глубину выгорания, не загрязняя окружающую среду. При этом они должны были быть сравнительно дешевыми и обладать запасом реактивности, достаточным для размещения в активной зоне устройств большого объема для фундаментальных исследований.

На сегодняшний день мощность 30 МВт является практически предельной для СИР бассейнового типа. Поэтому дальнейший рост мощности и нейтронного потока стал возможен лишь после создания проекта высокопоточного корпусного исследовательского реактора ПИК (Р = 100 МВт, Фмах= 4.Ю15 н/см2сек). Понадобился тщательный анализ физики всех основных узлов этого уникального реактора при выборе его концептуальной схемы, а также подробный расчет и оптимизация его параметров. Проверка и уточнение расчетной

- б модели производились в критических опытах, которые проводились параллельно строительству самого реактора ПИК.

Появление высокопоточных исследовательских реакторов позволило начать изучение реакций нейтронов с нестабильными элементами, измеряемый эффект в которых пропорционален квадрату нейтронного потока. Одной из таких реакций является неупругое ускорение нейтронов на возбувденных состояниях изомерных ядер, когда нейтрон уносит энергию возбуждения изомера. Теоретическое и экспериментальное изучение этого эффекта представляет интерес для ядерной физики, т.к. позволяет понять степень ослабления сильных запретов (благодаря которым изомер и живет долго) при возбувдении составного ядра на несколько МэВ, а также астрофизики. С другой стороны, для практических приложений важно понять, существует ли вообще принципиальная возможность ускорять нейтроны - частицы, не обладающие электрическим зарядом, - до значительной энергии.

Решению поставленных задач и посвящена настоящая диссертация.

2. Основные цели работы. Автор ставил перед собой следующие цели:

1) Формулировку критериев эффективности стационарных исследовательских реакторов и разработку на их основе физических принципов выбора концептуальной схемы и конструкции, а также методов оптимизации параметров таких реакторов.

2) Разработку методов расчета нейтронно-физичееких параметров легководных СИР для условий, когда утечка нейтронов из активной зоны (как это следует из самого назначения этих реакторов) велика. Методы, с одной стороны, должны обеспечивать необходимую для практики точность, а с другой, быть достаточно простыми, чтобы давать возможность быстро получать нужную информацию.

3) Расчет и оптимизацию параметров активной зоны реактора ВВР-М, позволяющие достичь предельных для бассейновых СИР значений этих параметров, сохраняя при этом гибкость и маневренность активной зоны, необходимые для проведения целого рада фундаментальных исследований.

4) Выбор концептуальной схемы, расчет и оптимизацию основных узлов (активной зоны, отражателя, нейтронной ловушки и т.д.) реактора для научных исследований ПИК с рекордными значениями нейтронного потока.

5) Теоретическое и экспериментальное изучение реакции неупругого ускорения нейтронов на изомерных ядрах.

6) Теоретическое исследование поведения нейтронного газа в инверсно -заселенной изомерной среде.

3. Научная новизна. В практику отечественного реакторострое-ния впервые введены такие понятия, как производительность исследовательского реактора и затраты на получение единицы информации. Получено явное выражение для функционала, связывающего экономические и физические параметры реактора, который следует оптими-' зировать при проектировании и эксплуатации СИР. В теории реакторов (независимо от Данкова) получена формула, учитывающая эффект взаимного экранирования блоков при резонансном захвате нейтронов в тесной решетке. Для расчета легководных активных зон исследовательских реакторов разработана простая малогрупповая модель, обеспечивающая при значительной утечке нейтронов точность вычисления реактивности лучше 0.2%, Для экспериментальной проверки точности модели предложен вместо метода долива более точный метод кольцевых зон. Расчетным цутем оптимизированы параметры легководных реакторов (соотношение металл-вода, концентрация горючего и т.д.), и на основании этой оптимизации разработаны твэлы второго поколения - ВВР-М5, позволяющие достичь предельные для бассейновых реакторов значения нейтронных потоков при минимальных затратах на их получение. Произведен выбор концептуальной схемы и расчет основных параметров активной зоны наиболее мощного в нашей стране стационарного реактора для научных исследований - ПИК.

Предсказан теоретически и обнаружен экспериментально эффект неупругого ускорения нейтронов на изомерных ядрах. Получены формулы для оценки сечений взаимодействия изомеров (и других ядер)с тепловыми нейтронами. Впервые доказано, что существуют ядра, которые, вплоть до сотен кэВ, являются ускорителями, а не привычными замедлителями нейтронов. Показано, что в инверсно заселенной изомерной среде энергетическое распределение нейтронов за счет эффекта многократного ускорения значительно отличается от равновесного распределения Больцмана, а средняя энергия ускоренных нейтронов может существенно превышать энергию изомерного перехода. Показано, что ускорение нейтронов следует учитывать при нуклеосинтезе в звездах.

4.Практическая ценность. Работы, вошедшие в диссертацию,

1) способствовали развитию экономического подхода при выборе раз> личных путей создания и эксплуатации реакторов для научных исследований,

2) обнаружили существование эффекта взаимного экранирования блоков в тесной решетке при резонансном захвате нейтронов, важного для понимания физики как исследовательских, так и энергетических легководных реакторов,

3) наряду с другими легли в основу создания и совершенствования реакторов типа ВВР-М, обеспечивающих около половины мощности всех бассейновых исследовательских реакторов нашей страны и стран СЭВ, на которых был выполнен большой объем исследований в различных областях науки и техники,

4) стшяулировали разработку и внедрение тонкостенных твэлов второго поколения - ВВР-М5 с удвоенным содержанием горючего, которые значительно расширяют экспериментальные возможности бассейновых реакторов и дают существенную экономию годовых затрат на их эксплуатацию,

5) легли в основу щюекта строящегося мощного исследовательского реактора ПИК, превосходящего по своим нейтронно-физическим параметрам лучшие зарубежные реакторы,

6) показали, что нейтрон, который из-за отсутствия электрического заряда нельзя ускорить электрическим полем, можно ускорить за счет нуклон-цуклонного взаимодействия при его столкновении с долгоживущими возбужденными ядрами; обнаружение этого эффекта позволило начать изучение возможности создания изомерного ускорителя, ускоряющего нейтроны до энергии порядка I МэВ.

5. Автор защищает следующие результаты :

1) Введение для стационарных исследовательских реакторов понятий "производительность" и "экономичность", связывающих точность экспериментов, поставленных на них,и затраты на достижение этой точ' ности с реакторными параметрами. Получение на основе этих понятий исходных функционалов для оптимизации параметров СИР.

2) Разработку малогрупповой модели для расчета нейтронно-физичес-ких параметров водо-металлических активных зон с большой утечкой нейтронов и сравнение результатов расчета с экспериментом.

3) Обнаружение (независимо от Данкова) эффекта взаимного экранирования малых поглощающих блоков при резонансном захвате замедляющихся нейтронов в тесной решетке.

4) Расчет и оптимизацию нейтронно-физических параметров зоны, отражателя и других узлов реакторов типа ВВР-М.

5) Предложение последовательного увеличения поверхности тепло-съема твэлов, развитой в единице объема активной зоны. Разработку конструкции . активной части первых отечественных трубчатых твэлов для бассейновых реакторов ВВР-М1. Предложение удвоить концентрацию горючего в этих твэлах и оптимизацию их параметров, приведшие к созданию твэлов ВВР-М5 с рекордными для бассейновых реакторов характеристиками.

6) Концептуальный выбор схемы, материалов основных узлов активной зоны и отражателя и оптимизацию их нейтронно-физических параметров, положенные в основу проекта строящегося высокопоточного реактора ПШ. Расчет критических масс и энерговыделения и сравнение их с экспериментом.

7) Предсказание отсутствия запретов и заметной вероятности для реакции ускорения нейтронов на долгоживущих возбужденных изомерных ядрах. Методы оценки сечений этой реакции для тепловых и быстрых нейтронов.

8) Получение и решение уравнений многократного ускорения нейтронов в инверсно заселенной среде.

6. Публикация результатов. По теме диссертации опубликовано 40 работ в ведущих советских и зарубежных журналах, а также в виде прецринтов ЛШФ» По материалам диссертации получено 3 авторских свидетельства. Основные результаты диссертации докладывались на симпозиумах МАГАТЭ в Вене (1962, 1963) и Брюсселе /

1964) совещаниях специалистов стран СЭВ в Варшаве (1968) и в Москве (1982), на англо-советском семинаре в Харуэлле (1969), на Международной школе по нейтронной физике в Дубне (1982), на Всесоюзных совещаниях по нейтронной физике в Киеве (1975, 1977,1980, 1983), на Всесоюзном совещании по физике реакторов в Мелекессе (1966), на Зимних школах ЛИЯФ по ядерной физике и по физике и технике реакторов, на ряде других конференций.

- 153 -Основные результаты работы

1. Сформулированы критерии эффективности стационарных исследовательских реакторов, связывающие их экономические характеристики, такие как затраты на получение единицы информации в эксперименте и производительность реактора, с чисто реакторными параметрами (мощностью, нейтронным потоком, глубиной выгорания горючего и т.д.). Полученные на основании этих 1фитериев функционалы позволяют выбрать оптимальным образом конструкцию реактора, состав активной зоны, загрузку и глубину выгорания горючего, а также найти такие компоновки, которые обеспечивают проведение совокупности физических экспериментов при наименьших на это затратах.

2. Разработана простая малогрупповая диффузионная модель для расчета водо-металлических активных зон с отражателем при большой утечке нейтронов. Используя лишь один интегральный параметр (эффективный возраст нейтронов), модель позволяет с высокой точностью предсказать критические массы, поведение потоков тепловых нейтронов, ход энерговыделения и т.д. в широком диапазоне изменения состава активной зоны. Сравнение результатов теоретических расчетов с критическими опытами, выполненными методом кольцевых зон, показывает, что эффективный коэффициент размножения предсказывается при этом с рекордной точностью, лучшей 0.2 %. Модель интенсивно использовалась для расчетов исследовательских реакторов как на стадии их проектирования и модернизации, так и для оперативных вычислений (например, при эксплуатации реактора ВВР-М).

3. Классическая формула Гуревича-Померанчука для резонансного захвата нейтронов в малых блоках обобщена на случай тесных решеток. Полученная формула учитывает уменьшение захвата за счет взаимного экранирования блоков. Приведенные аналитические выражения позволяют вычислить захват как при больших, так и при малых расстояниях между блоками. Поправки особенно существенны для современных легководных (энергетических и исследовательских) реакторов.

4. Разработаны форма и конструкция активной части первых отечественных тонкостенных трубчатых твэлов для бассейновых исследовательских реакторов. Проведены нейтронно-физические расчеты активных зон с этими твэлами и обосновано использование металлического бериллия в качестве отражателя. Эти расчеты легли в основу создания модернизированных реакторов типа ВВР-М, проектная мощность которых по сравнению с исходной (ВВР-С) была увеличена с 2 до 10 МВт, а впоследствии в ЛИ® доведена до 18 МВт. Семь реакторов этого типа, построенных в СССР и за рубежом в Венгрии, ГДР и Польше), действуют с 1959 г. и обеспечивают в настоящее время более половины мощности всех бассейновых реакторов, изготовленных Советским Союзом.

5. Проведена оптимизация параметров легководных активных зон бассейновых исследовательских реакторов, в результате которой была удвоена концентрация горючего в тонкостенных твэлах второго поколения ВВР-М5. Эти твэлы, эксплуатирующиеся уже более 4-х лет, позволили значительно расширить экспериментальные возможности реакторов, снизив одновременно затраты на их проведение. Без использования давления и высоких температур твэлы ВВР-М5, благодаря рекордной удельной поверхности теплосъема, позволяют довести проектную мощность бассейновых реакторов до 30 МВт.

6. Разработаны физические принципы и концептуальная схема активной зоны и отражателя строящегося высокопоточного реактора

Пш£. Предложены и обоснованы методы расчета этого реактора, и с их помощью проведена оптимизация его нейтронно-физических и других параметров. Сравнение с результатами критических экспериментов демонстрирует высокую точность предложенной теоретической модели. Уникальный по своим экспериментальным возможностям мощный реактор ПИК (100 МВт) будет превосходить по мощности серийный бассейновый реактор ВВР-С в 50 раз, а по потоку тепловых нейтронов в центре - в 200 раз.

7. Предсказана большая вероятность реакции неупругого ускорения нейтронов на изомерах, живущих долго, благодаря различного рода запретам. Развит вероятностный подход, позволяющий оценивать сечение этой и других реакций для тепловых нейтронов. Предсказанный для ряда ядер эффект ускорения нейтронов обнаружен экспериментально, а примерное совпадение изомерного сечения с оцененным демонстрирует отсутствие ядерных запретов. Средняя энергия, переданная нейтрону при столкновении, для ряда изомеров оказывается положительной вплоть до сотен кэВ. Таким образом, эти изомеры являются "ускорителями", а не привычными замедлителями нейтронов.

8. Получено и решено уравнение, учитывающее возможность при определенных условиях многократного ускорения нейтронов в инверсно -заселенной изомерной среде. Спектр нейтронов в ней оказывается не максвелловским, а гауссовым со средней энергией, существенно превышающей изомерную. Хотя учет возбуждения надизомерных уровней понижает среднюю энергию нейтронов, их спектр все еще резко отличается от спектра в чисто замедляющих средах. Изучение подобных сред (находящееся сейчас в начальной стадии)представляет интерес с точки зрения проверки принципиальной возможности повышения коэффициента размножения систем, содержащих ядра с порогом деления, путем забрасывания замедлившихся нейтронов обратно за порог. Другой областью, где важно учитывать ускорение нейтронов, является синтез элементов в звездах.

Автор глубоко благодарен своим сотрудникам и соавторам -Е.А.Гарусову, А.Н.Ерыкалову, Л.М.Котовой, Э.Г.Сахновскому, Т,й.Смирновой и В.А.Шустову, совместно с которыми были разработаны физические принципы и методы расчета реакторов ВВР-М и ПИК, выполнены сами расчеты и проведено их сравнение с экспериментом, а также А.И.Шляхтеру, вместе с которым были проделаны расчеты сечения ускорения нейтронов на изомерах. Автор выражает благодарность за многолетнее плодотворное сотрудничество К.А.Коноплеву, В.С.Звездкину, З.К.Красоцкому, Р.Г.Пикулику, Ю.П.Семенову, Д.А.Яшину, а также другим сотрудникам сектора ФТР ЛНИ, проведшим необходимые эксперименты на критических стендах, разработавшим технические принципы конструирования реакторов ВВР-М и ПИК, а также осуществившим физический пуск и успешную эксплуатацию реактора ВВР-М ЛИЯФ. Автор благодарен Й.А.Кондурову и Е.М.Ко-ротких, взявшим на себя нелегкий труд осуществить эксперименты по ускорению нейтронов. Автор признателен всем руководителям Лаборатории нейтронных исследований ЛИЯФ - Л.И.Русинову, Д.М.Каминкеру, О.И.Сумбаеву, А.П.Сереброву - за доброжелательное внимание к его работе и поддержку. Своим учителям - И.М.Шмушке-вичу, В.Н.Грибову, Г.В.Скорнякову и товарищам по работе в Лаборатории теоретической физики - А.А.Ансельму, Г.С.Данилову, И.Т.Дятлову, С.В.Малееву, В.М.Шехтеру и другим - автор обязан формированием подхода к решению возникавших задач. Автор лишен возможности перечислить еще многих других, способствовавших появлению этой диссертации; всем им он искренне благодарен.

1. Франк И.M., Шабалин Е.П. Некоторые результаты пуска исследовательского реактора ИБР-2. В сб. 4 Международная школа по нейтронной физике. Дубна, 1982, с.272-276.

2. Лобашев В.М. Относительно возможности исследования слабого нуклон-нуклонного взаимодействия. Ядерная физика, 1965, т.2(5), с.957-959.

3. Grodzins L. The Manpower Crisis in Physics. The Bull, of Am. Phys. Soc. April, 1971, P»

4. Directory of Nuclear Reactors, IAEA, N.Y., 1976, v.X, p.335*

5. Драбкин Г.М., Житников P.A. Получение "сверххолодных" поляризованных нейтронов. ЖЭТФ, I960, т.38(3), с.1013-1014.

6. Петров Ю.В. Выбор параметров реакторов для физических исследований. Препринт ЛИЯФ 802, Ленинград, 1982, 62 с.

7. Фейнберг С.М., Воробьев Е.Д., Грязев В.М., Климентов В.Б., Лященко И.Я., Цыканов В.А. Промежуточный реактор для получения потоков нейтронов высокой интенсивности. Труды 2 Международной конференции по мирному использованию атомной энергии.

8. Женева, 1958 г., Атомиздат, 1959, т.2, с.334-373.

9. Winters O.E. The High Plux Isotope Reactors Nucl.Sci.Eng.,1963, v.17, p.443-447.9Ф BrooKhaven High Plux Beam Research Reactor. Directory of Nuclear Reactors, IAEA, N.Y., 1964, v.5, p.241-246.

10. Фейнберг С.М. Перспективы развития исследовательских реакторов. Препринт ИАЭ, Москва, 1965.

11. Данилян Г.В., Дроняев В.П., Воденников Б.Д., Новицкий В.В., Павлов B.C., Боровлев С.П. Несохранение четности в процессе деления ядер. Препринт ИТЭФ-4. Москва, 1977, 14 с.- 159

12. Каминкер Д.М., Коноплев К.А., Опыт эксплуатации реактора ВВР-М. Совещание по физике и технике реакторов в Праге (ЧССР). Препринт ИИ, Ленинград, 1963, 29 с.

13. Петров Ю.В. Учёт фона при определении стоимости физических исследований на реакторах. АЭ, 1974, т.36(6), с.520-522.

14. Ерыкалов А.Н., Петров Ю.В. Параметры, характеризующие реакторы для физических исследований. АЭ, 1968, т.25(1), с.52-54.

15. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. О влиянии нейтронного шума реактора на погрешность физического эксперимента. а) АЭ, 1981, т.50(3), с.217-219; б) Материалы 15 Зимней школы ЛИ®, Ленинград, 1980, с.225-233,

16. Гарусов Е.А., Коноплёв К.А., Лившиц П.М., Петров Ю.В., Семё-ной Ю.П., Филимонов Ю.И. Диагностика нейтронных шумов исследовательского реактора ВВР-М и их влияние на погрешности физического эксперимента . Kernenergie, 1963, v.26(2),р.68-74.

17. Gurr Н., Reines Е., Sobel Е. Search for ^ + е~ Scatteringv

18. Phys.Rev.Letters, 1972, 28(21), p.1406-1409

19. Фейнберг C.M., Шевелев Я.В. Возможности импульсного реактора (для исследования нейтрино). Доклад 28/Р/322 на 3 Международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях. Женева, 1964, 8 с.

20. Александров А.П., Коченов A.C., Кулов E.B., Мешков А.Г., Рязанцев Е.П., Сидоренко В.А. Ядерная энергетика в СССР, АЭ, 1983, т.54(4), с.243-249.

21. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Издательство ГУИАЭ. Москва, 1959, 383 с.

22. Цыканов В.А. К вопросу об определении стоимости облучения в исследовательском реакторе. АЭ, Ï963, т.14(5), с.469-473.

23. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. Атомиздат, Москва, 1969, 400 с.

24. Цыканов В.А., Фатиева Н.Л., Анохин И.П. Организация и планирование эксперимента на исследовательском реакторе. Доклад на англо-советском семинаре. Харуэлл, 1969г.

25. Цыканов В.А., Залетных С.А., Кириллов Ё.В., Куприенко В.А. Критерии экономической эффективности использования исследовательских реакторов, предназначенных для материаловедческих испытаний. АЭ, 1980, т.49(1), с.3-6.

26. Коченов A.C., Шевелев Я.В. К вопросу о цене нейтрона в исследовательском реакторе» Препринт ИАЭ-2590, Москва, 1975, 20 с.

27. Bartholomew G.A. The Overall Project. The AECL Symposiumon the Generation of Intense Neutron Fluxes. AECL-2177» Canada, 1965» Paper 1, 7 p.-161 31. •Fraser J.S. (Ehe Intense-Neutron-Generator Target, ibid. Paper 3, 8 p.

28. Коченов A.C., Садиков И.П., Столыпин B.C. Высокопоточный импульсно-стационарный источник нейтронов (ИСИН). Препринт ЙАЭ-2312, М., 1973, 19 с.

29. Стависский Ю.Я. Гигантские импульсы тепловых нейтронов в мишенях ускорителей на сверхвысокие энергии. Препринт ИЯИ АН СССР П-0215. Москва, 1981, 5с.

30. Стависский Ю.Я. Интенсивный источник нейтронов на основе протонного пучка мезонной фабрики ИЯИ АН СССР. 4 Меящународная школа по нейтронной физике. Дубна, 1982, с.342-357.

31. Bauer G.S. DIAHE-A Project for a new bigk performance

32. Neutron Source in the Federal Republic of Germany,ibid,p.320-341.

33. Цыканов В.А. О критериях сравнения исследовательских реакторов. АЭ, 1971, т.31(1), с.15-17.

34. Бать Г.А., Коченов A.C., Кабанов Л.Н. Исследовательские ядерные реакторы. М., Атомиздат, 1972 , 272 с.

35. Рудик А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1979, 278 с.

36. Зарицкая Т.С., Петров Ю.В., Рудик А.П., Сахновский Э.Г.

37. Об оптимизации реактора для физических исследований профилированием горючего. АЭ, т.32(6), 1972, с.480-481.

38. Коноплёв К.А., Семенов Ю.П. К вопросу об оптимизации циклической работы исследовательского реактора. АЭ, 1973,т.35(4), с.263.

39. Варкони Л., Сабо Ф., §ранкл Л. (Венгрия). Опыт эксплуатации будапештского реактора ВВР-СМ. Труды конференции "Атомная Энергетика", Ульяновск (октябрь 1970), Москва, 1971,т.З,с.9-ЗС- 162

40. Ерыкалов А.Н. Некоторые вопросы оптимизации реакторов для физических исследований. Автореферат диссертации на соискание звания кандидата физ.-мат. наук. Ф1И, JI-д, 1968.

41. Гицеску П. О влиянии физических параметров исследовательских реакторов на стоимость нейтронного облучения (применительнок бухарестскому реактору). Автореферат диссертации на соискание звания кандидата технических наук. МЭИ, Москва, 1973, 25 с.

42. Глушаков В.П. Оптимизация качества исследовательского реактора. Автореферат диссертации на соискание звания кандидата физ.-мат.наук. ИТЭФ, Москва, 1973, 19 с.

43. Дзяковский Е. Оптимизация выгорания топлива в реакторе "Ева", Автореферат диссертации на соискание звания кандидата технических наук. МЭИ, Москва, 1977, 19 с.

44. Russell G.J., Lisowski P.W., Howe S.D., King N.S.P. and Meier M.M. Characteristics of the WNR a Pulsed Spallation Neutron Source. Nuclear Pata for Science and Technology. EOSO, EEC, EAEC, Brussels and Luxemburg, 1983,p.831-834.

45. Иоффе Б.Л. Сильноточные ускорители нейтронные генераторы Элементарные частицы. 5 школа ИТЭФ, вып.2, Атомиздат, 1978, с.5-13.

46. Васильков Р.Г., Гольданский В.И., Орлов В.В. Об электрическом бридинге. УВД, т.139(3), с.435-464.

47. Bauer G.S., Alefeld В. Die Spallations-Neutronenguelle. Sonderdruck aus IFF Bulletin 18, 1981, 34- p.

48. Шабалин Е.П. Современные высокопоточные импульсные источники нейтронов. АЭ, 1982, т.52(2), с.92-100.- 163

49. Петров Ю.В. Экспериментальные возможности реактора ПИК. 4 Международная школа по нейтронной физике. Дубна, 1982, с.304-319 (см.тат/71/).

50. Петров Ю.В. Минимизация реакторной составляющей себестоимости физических исследований. Доклад на англо-советском семинаре в Харуэлле. Препринт ФШ-233, 1969 , 23 с,

51. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев A.B. Ядерно-физические константы. Москва, Гоеатомиздат, 1963 , 507 с.

52. Reactor Physics Constants. AKL-5800, Second Edition. 196^, 850 p.

53. Гарусов E.A., Петров Ю.В. Отношение потока тепловых нейтронов в воде к мощности точечного источника. АЭ, 1963, т.15(1), с.71.

54. Коченов A.C. Влияние параметров исследовательского реактора на поток тепловых нейтронов в отражателе и стоимость горючего. АЭ, 1966, Т.2К2), с.97-101.

55. Ерыкалов А.Н., Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Петров Ю.В., Пикулик Р.Г., Площанский Л.М., Семенов Ю.П., Филимонов Ю.И. О проекте ВВР-МЗО. Препринт ЛИЯФ-700, Ленинград, 1981, 32 с.

56. Чернышевич В.Н., Егоренков П.М., Исаев А.Н., Корнеев В.Т., Ларин И.И., Яшин А.Ф. Физический пуск и вывод на мощность исследовательского реактора ИРТ-М. Препринт ИАЭ-1403, Москва, 1968, 28 с.

57. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Моменты функции замедления и её малогрупповые модели для водо-металлических смесей. АЭ, 1974, т.36(2), с.143-144.

58. Ерыкалов А.Н., Петров Ю.В. Оптимизация твэлов ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-435, Ленинград, 1978, 15 с.- 164

59. Lobashov V.M., Kaminker D.M., Kharkevich G.I.,

60. Kniazkov V.A., Losovoy N.A., Nazarenko V.A., Sayeñko L.F., Smotritsky L.M., Jegorov A.I. Parity non-conservation in radiative thermal neutron capture by protons. Nucl. Phys.A, 1972, v.197, p.241-258.

61. Петухов B.C., Генин Л.Г., Ковалев C.A., Теплообмен в ядерных энергетических установках. Москва, Атомиздат, 1974,408с.

62. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Об оценке коэффициента запаса до кипения в исследовательских реакторах. АЭ, 1979, т.47(5), с.335-336.

63. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., Бобков В.П., Шуков A.B., Юрьев Ю.И. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. М., Атомиздат, 1975, 408 с.

64. Ерыкалов А.Н., Звездкин B.C., Кирсанов Г.А., Коноплёв К.А., Львов B.C., Петров Ю.В., Соколов В.М. Тепловыделяющая сборка ВВР-М5. Препринт ЛИЯФ-479, Л-д, 1979, 13 с.

65. Osiris Reactor. Directory of Nuclear Reactors, IAEA, N.T., 1976, V.10, p.97-102.

66. SM-2 Reactor ibid, p.¿57-262.

67. High Flux Isotope Reactor. Directory of Nuclear Reactors, IAEA, N.Y., 1964, v.5, p.101-106.

68. Grenoble High Flux Reactor. Directory of Nuclear Reactors, IAEA, N.T., 1976, v.10, p.335-341.- 165

69. Аверьянов П.Г., Залетных Б.А., Коротков Р.И., Кузнецов А.И., Куприенко В.А., Кусовников A.C. Опыт эксплуатации реактора СМ-2. Материалы Всесоюзной Школы по физике и технике реакторов. ЛИЯФ, Ленинград, 1982, с.46-52.

70. Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. Из-во "Наука", М., 1972, 720 с.

71. Петров Ю.В. Резонансное поглощение в тесно расположенных малых блоках. а) АЭ, 1957, т.2(4), с.357-359; б) J.Nucí. Energy, 1958, v.6, р.251-255*

72. Орлов В.В. Взаимная экранировка блоков резонансного поглотителя нейтронов в тесной решетке. АЭ, 1959, т.4(6), с.531-538.

73. Марчук Г.И. Численные методы расчета ядерных реакторов.

74. Атомиздат, M., 1958, 381 с,

75. Dresner L. Resonance Absorption in Nuclear Reactors» Pergamon Press, N.T., 1960. Русск. перевод : Дреснер Л. Резонансное поглощение в ядерных реакторах. Госатомиздат, M., 1962, 135 с.

76. Лукьянов A.A. Замедление и поглощение резонансных нейтронов. М., Атомиздат, 1974, 360 с.

77. Ihie J.A. A Simple Analytical Formulation of the Dancoff Correction. Nucl.Sci.Eng., 1959, v. 5, P•75-77.

78. Марчук Г.И. Методы расчета ядерных реакторов. Госатомиздат, M., 1961, 667 с.

79. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.В. Теория ядерных реакторов. Том I, Атомиздат, M., 1978, 397 с.

80. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алхутов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. Под редакцией Г.А.Батя. Энергоиздат, M., 1982 , 511с.

81. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. О расчете водо-водяных реакторов. АЭ, 1964, т.17(5), с.375-379.

82. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Малогрупповая расчетная модель замедления для водо-алюминиевых активных зон. АЭ, 1972, т.32(3), с.225-227.

83. Петров Ю.В., Сумбаева Т.Н. Вес стержней и коэффициенты ценности запаздывающих нейтронов реактора ВВР-М. "Physios atod Material Problems of Reactor Control Rods" IAEA, Vienna, 1964, p.75-78.

84. Усачев Л.H., Бобков Ю.Г. Теория возмущений и планирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов. М., Атомиздат, 1980, 88 с.

85. Абагян Л.П., БазазянцН.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. Справочник под редакцией М.Н.Николаева. М., Энергоиздат,1981,231 с.

86. Петров Ю.В., Сахновский Э.Г. а) 0 влиянии малого изменения формы реактора на его критичность. АЭ, 1980, т.49(2),с.127-129; б) Препринт ЛИЯФ-525, Ленинград, 1979, 13 с.

87. Каминкер Д.М., Коноплев К.А., Петров Ю.В., Пикулик Р.Г. Работа критического стенда ВВР-М. Доклад на симпозиуме МАГАТЭ "Exponential and Critical Experiments", IAEA, Vienna, 1964-, v.2, p.197-20?.

88. Ерыкалов A.H., Котова Л.M., Смирнова Т.И. Программа расчета реактора в одномерном диффузионном приближении. Препринт ЛИЯФ-226, Ленинград, 1976, 33 с.

89. Болобов П.А., Шишков Л.К. Программа расчета двумерного реактора в диффузионно-групповом приближении. Бюллетень центра данных ЛИЯФ, Ленинград, 1981, вып.9, с.3-39.

90. Seifert Е. The Monte-Carlo Criticality Code OMEGA. ZPK-564, Rossendorf Ъу Dresden, 1978, 57 P*

91. Диденко В.И., Ерыкалов А.Н., Исакас Н.Э., Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Петров Ю.В., Пикулик Р.Г., Семенов Ю.П., Соколов В.М., Шустов В.А. Проект реконструкции реактора- 168

92. ВВР-М ЛИЯФ АН СССР. Доклад на совещании специалистов СЭВ "Опыт реконструкции исследовательских реакторов", Москва, 1982. Препринт ЛИЯФ-781, Ленинград, 1982 , 25 с.

93. Ашрапов Т.Е., Гостев В.В., Ерыкалов А.Н., Коноплев К.А., Петров Ю.В., Пикулик Р.Г. К реконструкции активной зоны действующего реактора ВВР-С. Препринт ФТИ-309, Ленинград, 1971, 24 с.

94. Исакас Н.Э., Шустов В.А. "HEXA-I" программа для расчета реактора в двумерном диффузионно-групповом приближении. Препринт ЛИЯФ-490, Ленинград, 1979, 29 с.

95. Васильева Т.И., Исакас И.Э., Коноплев К.А., Чернова Т.А. Методика проведения расчетов цикла работы исследовательского реактора ВВР-М по программному комплексу "НЕХА-БАНК". Препринт ЛйЯФ-874, Ленинград, 1983, 29 с.

96. Верховых П.М., Звездкин B.C., Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Колосов К.А., Суховей В.Н., Чернова Т.А., Шишкина Ж.А.а) К проекту реконструкции активной зоны реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-Х27, Ленинград, 1978, 20 е.; б) АЭ, 1976, т.41(3), с.201-г03.

97. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Пикулик Р.Г. Коррозия твэла ВВР-М в условиях пристеночного кипения. АЭ, 1975, т.38(2), с.98-100.

98. Герасимов В.В., Громова А.И., Денисов В.Г. Количественная оценка коррозии алюминиевых сплавов в условиях теплопередачи. АЭ, 1975, т.39(6), с.409-411.

99. Овчинников Ф.Я., Марков Ю.В., Сидоренко В.А., Вознесенский В.А., Лунин Г.Л., Стекольников В.В., Бессалов Г.Г., Вихо-рев Ю.В. Опыт создания, эксплуатации и пути совершенствования АХ с ВВЭР. АЭ, 1983, т.54(4), с.249-257,- 169

100. Altarev I.S., Borisov Yu.V., Borovikova N.Y.»Brandin A.B., Egorov A.I., Eahov Т.Е., Ivanov S.N., Lobashev V.M., Nazarenko V.A., Ryabov V.L., Serebrov A.P., Taldaev R.R.

101. A new upper limit on the electric dipol moment of the neutron. Physics Letters, 1981, v.102B(1), p.15-16.

102. Кондуров И.А., Коротких E.M., Петров Ю.В. Ускорение тепловых нейтронов изомерными ядрами а) Письма в ЖЭТФ, 1980, т.31(4), с.254-257; б) Доклад на 5 конференции по нейтронной физике в г.Киеве. Москва, ЦНИИАТОМИНФОРМ,1980, т.2, с.285-289.

103. Смирнов Л.С., Соловьев С.П., Стась В.Ф., Харченко В.А. Легирование полупроводников методом ядерных реакций. Под редакцией Л.С.Смирнова. Наука, Новосибирск, 1961, 181 с.

104. Александров А.П. Вступительное слово на годичном общем собрании Академии Наук СССР. Вестник АН СССР,1983,№6,с.7-13.

105. Ерыкалов А.Н., Коноплев К.А., Петров Ю.В. Снижение обогащения в твэлах исследовательских реакторов. Лекция на школе по физике и технике реакторов. ЛШФ, Ленинград, 1982, с.17-29.

106. Ерыкалов А.Н., Каминкер Д.М., Коноплев К.А., Петров Ю.В., Соколов В.М. Реактор для физических исследований ПИК.- 170

107. Физика ядерных реакторов. Сборник статей. НИАР-ФЭИ, Меле-кесс, 1966, т.З, с.273-280.

108. Ерыкалов А.Н., Коноплев К.А., Красоцкий З.К., Петров Ю.В., Площанский Л.М., Тренин В.Д., Генерация трития и выбор его допустимой концентрации в тяжеловодном контуре реактора ПИК. Препринт ЛИЯФ-508, Ленинград, 1979, 36 с.

109. Кудряшов В.А., Булкин А.П., Кезерашвили В.Я., Кунстман Г.К., Трунов В.А., Щебетов А.Ф., Щебетова В.Б., Ковалев В.А. Нейтроноводная система реактора ПИК. Препринт ЛИЯФ-421, Ленинград, 1978, 18 с.

110. Петров Ю.В. О возможности исследования уровней составного ядра, образующегося при взаимодействии медленных нейтронов с изомерами. ЖЭТФ, 1959, т.37(4), с.1170-1171.

111. Segre Е. and Helmholz А. Rev.Mod.Hiys., 194-9» v.21, р.274-304. Русск.перевод: Ядерная изомерия. В сб. Проблемы современной физики. ИИЛ, 1952, т.4, с.5-64.

112. Гринберг А.П. К истории изучения ядерной изомерии. УФН, 1980, т.132(4), с.663-678.

113. Kourtchatow В., Kourtchatow I., 1/Iyssowsky L., Roussinow L. Sur un gas de radioactivité artificielle provoquée par un bombardement de neutrons, sans capture du neutron. Comptes Rendus Aead.Sci.,1935» v.200, p.1201-1203.

114. В сб. И.В.Курчатов. Ядерную энергию на благо человечества. Атомиздат, Москва, 1978, с.191-193). ÏI8. Курчатов И.В. Расщепление ядер нейтронами. Университет фи-зико-химии им. акад.Н.Д.Зелинского, 1936 (ibid 209-254).

115. Русинов Л.И., Юзефович А.А. Ядерная изомерия брома. Известия АН СССР, 1938, Серия физич. с.765-770.

116. Курчатов И.В., Русинов Л.И. Изомерия атомных ядер. "Юбилейный сборник, посвященный 30-летию Великой Октябрьской социалистической революции". М.-Л., 1947. В сб. И.В.Курчатов. Ядерную энергию на благо человечества. Атомиздат, M., 1978, с.287-304.

117. Гринберг А.П. Метастабильные возбужденные состояния стабильных ядер. УФН, 1940, т.23(4), е.358-367.

118. Русинов Л.И., Драбкин Г.М. Ядерная изомерия и структура атомных ядер. УФН, Ï958, т.64(1), с.93-112.

119. Петров Ю.В. О возможности практического использования изомеров. a) Pile Neutron Research in Physics, IAEA,

120. Vienna, 1962, p. 229-333; б) АЭ, 1961, т.11(3), c.250-251.

121. Soloviev V.G. On correlations between reduced neutron widths and partial radiative widths in resonances. Phys.Lett., 1971, v.35B(2), p.109-112.

122. Soloviev V.G. On correlations between partial radiative- 172 widths in neutron resonances. Phys.Lett., 1971» v.36B(3), p.199-201.

123. Soloviev V.G. On many-quasiparticle components of the wave functions of neutron resonances. Phys.Lett., 1972, v.42B(4), p.409-411.

124. Кадменский С.Г., Фурман В.И. Структура нейтронных резонан-сов. Материалы 17 зимней школы ЛИЯФ. Л-д, 1982, с.204-253.

125. Петров Ю.В. Изомерный нейтронный ускоритель, а) Материалы 9 зимней школы ЛИЯФ. Л-д, 1974, ч.З, стр.618-635;б) Доклад на 3 конференции по нейтронной физике в г.Киеве. ЦНИИАТОМИНФОРМ, М., 1976, т.6, с.227-235.

126. Гуревич И.И. О свойствах энергетического спектра тяжелых ядер. ЖЭТФ, 1939, т.9(И), с.1283-1293.

127. Mughabthab S.F., Divadeenam М.М., Holden N.E. neutron Cross Sections, v.1, Neutron Resonance Parameters and thermal Cross Sections , Part A, Academic Press,1. New York, 1981.

128. Петров Ю.В. Естественный ядерный реактор Окло. а) УФН, 1977, т.123(3), с.473-486; б) Материалы 12 зимней школы ЛИЯФ, Л-д, 1977, с.166-192.

129. Miyano К., Morinaga Н. Search for an Exotermic (n, n1) Process. J.Phys.Soc.Japan, 1969, v.26, p.576.- 173

130. Hamermesh В. Inelastic scattering of thermal neutrons by nuclear isomers. Phys.Rev.C, 1974, v.10, p.2397-2298.

131. Кондуров И.А., Берестовой A.M., Егоров А.И.,Коротких E.M., Петров Ю.В, Взаимодействие тепловых нейтронов с ядрами 152mBu. АЭ, 1974, т.36(1), с.77-78.

132. Коротких Е.М. Экспериментальное изучение реакции неупругого ускорения тепловых нейтронов изомерными ядрами '1^2mEuи 180mHf. Автореферат диссертации на соискание звания кандидата физ.-мат.наук. ЛИЯФ, Л-д, 1983.

133. Григорьев Е.П., Гусева И.С., Харитонов Ю.й. Известия АН СССР, серия физическая, 1979, т.43(1), с.104-106.

134. Kondurov I.A., Korotkikh Е.М., Petrov Yu.V., Shuljak G.I. Acceleration of thermal neutrons by isomeric nuclei C180mHf). Phys.Lett., 1981, v.106B(5), p.382-385*

135. Gvozdev T.S., Rusinov L.I*» Pilimonov Yu.I., Khasov Yu.L. Imrestigation of nuclear isomerism in 180m gf. Nuclear Physics, 1958, v.6, p.561-574.

136. Bohr A., Mottelson B.R. Nuclear Structure. Benjamin, inc., London, 1975, v.2, 748 p.- 174 142« Анисович В,В. Вычисление времен жизни возбужденныхсостояний 178Н£ и I80Hf. ЖЭТФ,1958,т.34(6),с.1639-1641.

137. Кадменский С.Г., Маркушевич В.П., Попов Ю.П., Фурман В.И. Несохранение К в нейтронных резонансах и спиновая зависимость нейтронной силовой функции в деформированных ядрах. Препринт Р4-82-934, ОИЯИ, Дубна, 1982, 7 с.

138. Сергеенков Ю.В., Харитонов Ю.И. Матричный элемент проникновения в МЗ-компоненте перехода 74,4 КэВ в ядре 191Os. Препринт ЛИЯФ-782, Ленинград, 1982, 13 с.

139. Пекер Л.К. Новые данные о сосуществовании сферических и деформированных состояний ядер. Материалы 9 зимней школы ЛИЯФ, Л-д, 1974, ч.2, с.334-424.

140. Пекер Л.К. Свойства состояний "выстроенных" ротационных полос. Материалы 10 зимней школы ЛИЯФ. Л-д, 1975, чД, с.322-395.

141. Петров Ю.В., Шляхтер А.И. Нейтронные сечения изомерных ядер 85шКг, 87ш3ги 91mNb. ЯФ, 1976, т.23(6), с.1186-1188.

142. Pertov Yu.Y., Shlyalchter A.I* The cross section of inelastic neutron acceleration for indium and rhodium isomers, а) Препринт ЛИЯФ-321, Ленинград, 1977, 12 с.;! 6) Nucl.Ehys., 1977, V.A292, p.88-92.

143. Santry D.C., Butler J.P. Cross section measurements for the reactions of fast neutrons with indium. Can. J .Phys., 1976, V.54-, p.757-765.

144. Петров Ю.В. Многократное ускорение нейтронов в инверсно заселенной среде. ЖЭТФ, 1972, т.63(3), с.753-760.