Нейтронно-активационные измерения при проведении радиационных исследований в полях излучений генератора СНЕГ-13 тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

ВВЕДЕНИЕ.

1. АНАЛИЗ СОСТОЯНИЯ ВОПРОСА.

1.1. Характеристики генератора СНЕГ-13.

1.2. Радиационные исследования, проводимые в полях излучения генератора СНЕГ-13.

1.2.1. Методы и средства измерения параметров полей нейтронного излучения генератора СНЕГ-13.

1.2.2. Исследования активации перспективных конструкционных материалов для ТЯР.

1.2.3. Исследования переноса термоядерных нейтронов в модели защиты ИТЭР.:.

1.3. Задачи исследований.

2. АППАРАТУРНОЕ И МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ НЕЙТРОННО-АКТИВАЦИОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ НА ГЕНЕРАТОРЕ СНЕГ-13.

2.1 Набор нейтронно-активационных детекторов.

2.2. Радиометрическая установка.

2.2.1. Состав радиометрической установки.

2.2.2. Метрологическая аттестация радиометрической установки.

2.3. Методическое обеспечение нейтронно-активационных измерений.

Выводы.

3. ИССЛЕДОВАНИЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО СПЕКТРА НЕЙТРОНОВ ГЕНЕРАТОРА СНЕГ-13.

3.1. Методика восстановления энергетического спектра термоядерных нейтронов ТБЫ.

3.2. Определение энергетического спектра нейтронов в ближней зоне генератора СНЕГ-13.

Выводы.

4. ИССЛЕДОВАНИЕ АКТИВАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ТЯР.

4.1. Постановка задачи.

4.1.1. Состав и характеристики исследуемых материалов.

4.1.2. Вычислительный комплекс EASY.

4.2. Методика проведения экспериментов.

4.3. Проведение экспериментальных исследований и их результаты.

4.4. Верификация вычислительного комплекса EASY.

Выводы.

5. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПЕРЕНОСА ТЕРМОЯДЕРНЫХ НЕЙТРОНОВ В МОДЕЛИ ЗАЩИТЫ ИТЭР.

5.1. Конструкция сборки и геометрия эксперимента.

5.2. Нейтронно-активационные детекторы для измерений в модели защиты.

5.3. Проведение экспериментальных исследований.

5.4. Сравнение расчетных и экспериментальных результатов.

Выводы.

Характерной особенностью развития науки и техники во второй половине ХХ-го века является бурный рост научных исследований в области ядерной физики и внедрение их результатов в различные сферы народно-хозяйственной деятельности. В связи с постоянно возрастающими потребностями человечества в энергоресурсах и одновременным уменьшением запасов нефти, газа и угля на планете в настоящее время особенно остро встала задача освоения практически неисчерпаемых запасов ядерной энергии. Развитие ядерной энергетики на основе управляемой реакции деления привело к тому, что в настоящее время в мировом энергетическом балансе доля электроэнергии, вырабатываемой атомными электростанциями, уже составила ~ 17%. Авария на Чернобыльской АЭС, продемонстрировав некоторые недостатки ядерной энергетики, не только не снизила темпов ее развития, но и одновременно явилась дополнительным стимулом к разработке более совершенной, прежде всего по безопасности, термоядерной технологии.

Исследования по управляемому термоядерному синтезу, начавшиеся в 50-х годах, в последнее десятилетие перешли в стадию решения инженерных и конструкторских задач. Достигнутый уровень этих исследований позволил начать проектирование международного экспериментального реактора ИТЭР, в котором реализуется реакция Т(с1,п)4Не. Важной частью работ по этому проекту является выбор и разработка конструкционных материалов для термоядерного реактора, удовлетворяющих предъявляемым к их свойствам специфическим требованиям. Одним из основных таких требований является вытекающая из задачи обеспечения радиационной безопасности достаточно низкая активируемость под действием нейтронов.

При проведении исследований с целью решения этой задачи используются вычислительные комплексы для расчета активации, включающие расчетные программы и библиотеки распадных данных и сечений активации при энергиях нейтронов спектра термоядерного реактора. Многие данные из этих библиотек основаны только на теоретических оценках и нуждаются в экспериментальном обосновании.

Другой важной задачей, во многом взаимосвязанной с предыдущей, является разработка конструкции радиационной защиты термоядерного реактора. Для этого необходимы экспериментальные исследования прохождения термоядерных нейтронов в моделях защиты с целью оценки параметров полей ионизирующих излучений, реализуемых в реакторе, и тестирования соответствующих программ расчета и библиотек ядерных данных.

Одна из трудностей вышеописанных исследований связана с отсутствием в настоящее время действующих термоядерных установок. В связи с этим облучательные эксперименты проводятся, как правило, с использованием нейтронных генераторов, в которых реализуется реакция Т(с1,п)4Не, позволяющих моделировать реальные условия облучения в термоядерном реакторе. Недостаточная мощность генераторов, используемых ранее в указанных исследованиях, существенно ограничивала возможности получения достоверной информации. Генератор СНЕГ-13, в настоящее время самый мощный в мире, обеспечивает при этом наиболее широкие возможности как по плотности потока, так и по флюенсу нейтронов.

При проведении любых облучательных экспериментов необходимо измерение параметров полей излучений, воздействующих на исследуемые объекты. Среди множества различных средств и методов, применительно к исследованиям, проводимым на генераторе

СНЕГ-13, наибольшими преимуществами обладает нейтронно-активационный метод.

Нейтронно-активационный метод хорошо развит и широко применяется при проведении радиационных исследований в полях нейтронов реакторов деления. Он предполагает использование наборов нейтронно-активационных детекторов, радиометрических установок для измерения их активности и методов обработки измерительной информации. Однако без необходимого совершенствования нейтронно-активационного метода его применение в полях излучений генератора СНЕГ-13 не представляется возможным из-за их специфических особенностей. Главными из них являются форма энергетического нейтронного спектра и меньшая по сравнению с реакторами деления плотность потока нейтронов.

Исходя из сказанного, целью настоящей диссертационной работы является совершенствование средств и методов нейтронно-активационных измерений в полях термоядерных нейтронов и экспериментальное исследование с их применением в полях излучений генератора СНЕГ-13 активационных характеристик конструкционных материалов и спектральных характеристик нейтронного излучения в модели радиационной защиты реактора ИТЭР.

Научная новизна работы заключается в:

- разработке набора нейтронно-активационных детекторов для исследования параметров полей нейтронного излучения генератора СНЕГ-13 и разработке радиометрической установки для измерения их активности;

- результатах исследования энергетического спектра нейтронов в ближней зоне генератора СНЕГ-13;

- совершенствовании методических основ проведения радиационных исследований конструкционных конструкционных материалов для термоядерного реактора на нейтронном генераторе СНЕГ-13;

- результатах исследований активационных характеристик конструкционных материалов и спектральных характеристик нейтронного излучения в элементах защиты реактора ИТЭР.

На защиту выносятся:

- комплекс средств измерений, состоящий из специализированного набора нейтронно-активационных детекторов и радиометрической установки для измерения их активности, которые при использовании в радиационных исследованиях на генераторе СНЕГ-13 обеспечивают достоверность и надежность их результатов;

- методика восстановления спектра нейтронов в области 14 МэВ по результатам нейтронно-активационных измерений позволяет определять спектр нейтронов в ближней зоне генератора СНЕГ-13 со степенью подробности и точностью, необходимой при проведении в ней радиационных исследований;

- результаты исследований активационных характеристик конструкционных материалов и спектральных характеристик нейтронного излучения в элементах защиты реактора ИТЭР позволяют использовать их при разработке конструкции термоядерного реактора.

Результаты исследований были включены в отчеты по исследованию активационных характеристик конструкционных материалов и разработке бланкета и радиационной защиты реактора ИТЭР, которые используются при его дальнейшем конструировании. Кроме того, результаты исследований были использованы при выполнении плановых НИР "БАРС-93", "БАРС-95", "БАРС-97" и "Альтернатива-3", проводимых в ЦФТИ МО.

Выводы.

1. На основе анализа конструкции экспериментальной сборки, моделирующей внутреннюю часть защиты реактора ИТЭР, и программы МСМ5, предназначенной для расчета в ней пространственно-энергетического распределения нейтронов, из набора СН-95/38 выбраны детекторы, применение которых оптимальным образом обеспечивает получение экспериментальных результатов, необходимых для верификации данной программы.

2. В соответствии с разработанной с учетом характеристик выбранных детекторов и экспериментальной сборки схемой проведения экспериментальных исследований были измерены скорости реакций в детекторах, облученных на различных глубинах сборки.

3. Полученные экспериментальные результаты использовались при верификации программы МСМР. Сравнение экспериментальных значений скоростей ядерных реакций с рассчитанными с использованием программы МС1МР и библиотеки ядерных констант РЕ№)Ь-2 позволяет сделать вывод об их совпадении в пределах 20% по всей глубине сборки, что соответствует величинам погрешности измерения и расчета. Это подтверждает пригодность программы МСЫР и библиотеки ядерных констант РЕЖ)Ь для использования при разработке конструкции защиты реактора ИТЭР.

4. Результаты экспериментальных исследований и проведенной с их помощью верификации программы МСЫР подтверждают правильность разработанной с ее применением реальной конструкции защиты реактора ИТЭР.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основным результатом, определяющим научную и практическую значимость исследований, проведенных по теме настоящей диссертационной работы, является совершенствование средств и методов нейтронно-активационных измерений в полях термоядерных нейтронов, а также проведение с их применением в полях излучения генератора СНЕГ-13 исследований процессов активации различных материалов, предполагаемых к использованию в термоядерных реакторах, и спектральных характеристик нейтронного излучения в полномасштабной модели радиационной защиты реактора ИТЭР.

Наиболее важные, имеющие научно-прикладное значение результаты, полученные в ходе настоящих исследований, состоят в следующем.

1. На основе проведенного анализа особенностей формирования полей нейтронного излучения генератора СНЕГ-13 разработан специализированный набор нейтронно-активационных детекторов СН-38/95. Он состоит из 19 детекторов, в которых реализуется 26 ядерных реакций. Оптимальный выбор детекторов по энергетической зависимости чувствительности, а также их конструкции, размерам и характеристикам распада образующихся в них радионуклидов обеспечивают измерение параметров полей нейтронов генератора СНЕГ-13 с необходимой точностью и надежностью.

2. Создана радиометрическая установка РЭУС-П-23 для измерения активности нейтронно-активационных детекторов и исследуемых образцов. Ее характеристики обеспечивают измерение активности с погрешностью не выше допустимой. Установка РЭУС-П-23 аттестована в качестве рабочего эталона II разряда и внедрена в практику радиационных исследований на генераторе СНЕГ-13.

3. Проведены исследования энергетического спектра нейтронов в ближней зоне генератора СНЕГ-13 - в местах расположения исследуемых образцов при выполнении облучательных экспериментов. При их проведении был использован расчетно-экспериментальный метод, заключающийся в расчете спектра по программе МСКР и последующей проверкой его результатов путем их сравнения с результатами измерений, выполненных с помощью нейтронно-активационных детекторов набора СН-38/95. Для определения формы пика 14 МэВ была усовершенствована программа ТОЫ, путем его аппроксимирования асиметричным гауссианом. Это позволило более детально описать спектр нейтронов в области энергии 14 МэВ.

4. Разработаны методические основы проведения экспериментальных исследований на генераторе СНЕГ-13, проводимых с целью изучения активационных характеристик предназначенных для применения в ТЯР материалов, а также переноса нейтронов в модели защиты реактора ИТЭР. Указанные методические основы предусматривают два вида облучений (короткие и длительные) при исследовании активации материалов, что позволяет оптимизировать условия измерения активности радионуклидов с сильно различающимися значениями периода полураспада. Кроме того, предложен способ измерения активности по пику полного поглощения в случае, если он образован импульсами от у-излучения различных радионуклидов с одинаковыми или близкими значениями энергии.

5. Проведены экспериментальные исследования активации 5 типов нержавеющей стали и 3 типов ванадиевых сплавов. Результаты исследований позволили провести прямое сравнение активационных характеристик перечисленных материалов и сделать вывод о том, что самой низкоактивируемой под действием термоядерных нейтронов среди исследованных типов нержавеющих сталей является ферритная сталь F82H. Среди ванадиевых сплавов самым низкоактивируемым является сплав V3TilSi.

Кроме того, с использованием полученных результатов была проведена верификация расчетного комплекса EASY. Результаты верификации свидетельствуют о работоспособности расчетного комплекса EASY в целом. Расхождение расчетных и экспериментальных значений полной активности для исследованных типов конструкционных материалов не превышает 10-20%. Применение комплекса позволило выявить ошибочные данные о составе образцов в их сертификатах. Кроме того, была обнаружена значимость вклада в образование некоторых радионуклидов реакций под действием заряженных частиц. Вместе с тем, были выявлены и некоторые недостатки: применение в расчетах неверных значений эффективных сечений некоторых реакций.

6. Проведены экспериментальные исследования переноса термоядерных нейтронов в модели защиты реактора ИТЭР. Полученные в них результаты представлены в виде скоростей реакций. Сравнение экспериментальных значений скоростей ядерных реакций с рассчитанными с использованием программы MCNP и библиотеки ядерных констант FENDL-2, проведенное с целью их верификации, позволяет сделать вывод об их совпадении в пределах 20% по всей глубине сборки, что соответствует величинам погрешности измерения и расчета. Это подтверждает пригодность программы MCNP и библиотеки ядерных констант FENDL для использования при разработке конструкции защиты реактора ИТЭР, а также правильность разработанной с ее применением реальной конструкции защиты.

Исследования по теме диссертации проводились в рамках международного проекта ИТЭР, российско-германской программы сотрудничества в области ядерных технологий. Результаты исследований реализованы при выполнении перечисленных работ. В частности, результаты верификации вычислительного комплекса EASY учтены его разработчиками при создании его новой, более совершенной версии. Результаты исследований переноса термоядерных нейтронов в модели защиты приняты международной дирекцией проекта ИТЭР в качестве зачетных со стороны России как участника проекта.

Результаты исследований, выполненных по теме диссертации, докладывались на VII Международной конференции "Материалы реакторов синтеза", Международном симпозиуме по технологии ядерного синтеза (ISFNT-4), VI Всероссийской конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов, XX Симпозиуме по технологии синтеза

20 SOFT), VI Российской научной конференции "Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок", опубликованы в журналах ВАНТ, "Plasma devices and operation", "Fusion Engineering and Design", сборнике "Nuclear Data Research in the Federal Republic of Germany".

В заключение считаю приятным долгом выразить искреннюю признательность за внимательное руководство научному руководителю д. ф-м. н., профессору Трошину Владимиру Сергеевичу. Также выражаю благодарность д. т. н. Мартакову Юрию Петровичу за поддержку работы, к. ф-м. н. Ковальчуку Василию Дмитриевичу за ценные советы и консультации при проведении научных исследований и всем сотрудникам лаборатории "СНЕГ-13" за помощь и обеспечение работы генератора СНЕГ-13.

1. Браун Я. Физика и технология источников ионов. - М., Мир, 1993.

2. Власов Н.А. Нейтроны. М., Изд. "Наука", 1971.

3. Разработка научно-методического обеспечения радиационных исследований и испытаний в высокоинтенсивных полях излучений нейтронного генератора СНЕГ-13. Шифр "БАРС-93". Отчет по НИР ГР № 0406482, в/ч 51105, 1995.

4. В. Д. Ковальчук, В. М. Багаев, В. С. Трошин, В. И. Троцик и др. Нейтронный генератор СНЕГ-13. Характеристики нейтронных и фотонных полей. ЖЭТФ, Т. 104, Вып. 2(8), с. 2577-2589, 1993.

5. О.Л.Граневич. Ядерная энергетика мира в 1990 1991 гг. Атомная техника за рубежом, № 3, март 1992.

6. Содди Ф. История атомной энергии. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1979.

7. Haldy P., Kumar A., Sahraoni С. et al. Experimental program ar the LOTUS facility. Fusion Technology 1986, V. 10, p. 931 939.

8. Rebut P.-H. Perspective on Nuclear Fusion. Preprint JET Joint Undertaking, Abingdon, Oxon, OX14 3EA, UK, 1992.

9. V. Kovalchuk, V. Tereshkin et al. On a Task and Irradiation Conditions at SNEG-13 Facility for Low-Activation Fusion Materials Study. Seventh International Conference on Fusion Reactor Materials. Obninsk, Russia, September 25-29, 1995.

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

11. А.П.Веселкин, Ю.А.Егоров, И.Я. Емельянов и др. Спектры быстрых нейтронов: Атлас. М., Атомиздат, 1970.

12. Байкалов С.Н. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. М., ЦНИИатоминформ, 1976. Т. 2. С. 106 -123.

13. Б.А. Брискман, В.В. Генералова, Е.А. Крамер-Агеев, B.C. Трошин. Внутриреакторная дозиметрия: Практическое руководство. М., Энергоатомиздат, 1985.

14. В.Б.Климентов, Г.А.Копчинский, В.В.Фрунзе. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакторах. М., Издательство стандартов, 1974.

15. Тихонов А.Н., Гончарский А.В., Степанов В.В., Ягола А.Г. Численные методы решения некорректных задач. М., Изд. "Наука", 1990.

16. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C. Восстановление спектра быстрых нейтронов по результатам измерений активационными детекторами. -В кн. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. М., ЦНИИАтоминформ., т. 1, 1976.

17. Zijp W.L., Nolthenius H.J. Intercomparison of unfolding procedures (programs and libraries). R. M. G. Note 76/09. Stichting reactors centrum, Nederland.

18. Х.Я. Бондаре, B.A. Камнев, A.A. Лапенас и др. Применение методов SAND-2 и ММП для восстановления спектров нейтронов. Изв. АН Латвийской ССР. Сер. физ. и техн. наук, вып. 4, с. 3 7, 1980.

19. Григорьев Е.И., Ноздрачев С.Ю., Тарновский Г.Б., Ярына В.П. Техника, технология экономика: Межотраслевой реферативный сборник. Сер. Т. 1980. № 49. Депонир. рук. № РД16/110, 25 с. ЦНИИатоминформ.

20. Activation Cross Section Measurements at Neutron Energy from 13.3 to 14.9 MeV Using the FNS Facility, JAERI, 1329, 1993.

21. Головин И. Н., Кадомцев Б. Б. Состояние и перспективы управляемого термоядерного синтеза. Атомная энергия, т. 81, вып. 5, ноябрь 1996.

22. T.Y. Sung and W.F. Vogelsang. DKR: a radioactivity calculation code for fusion reactors, University of Wisconsin report, UWFDM-170, 1976.

23. J. Jung. Theory and use of the radioactivity code RACC, Argonne National Laboratory report, ANL/FPP/TM-122, 1979.

24. M. Bell. ORIGEN the ORNL isotope generation and depletion code, Oak Ridge National Laboratory report, ORNL-4628, 1973.

25. R.A. Forrest and J.-Ch. Sublet. FISPACT 4 User Manual, UKAEA report, UKAEAFUS 287, 1995.

26. Г. Корн, Т. Корн. Справочник по математике для научных работников и инженеров. М., "Наука", 1977.

27. J. Sidell. EXTRA A digital computer program for the solution of stiff sets of ordinary value, first order differential equation, AEEW-R-799, 1972.

28. R.F. Burstall, FISPIN a computer code for nuclide inventory calculations, Risley report, ND-R-328(R), 1979.

29. E.T. Cheng, R.A. Forrest, A.B. Pashchenko. Report on the Second International Activation Calculation Benchmark Comparison Study. INDC(NDS)-300, 1994.

30. R.A. Forrest. Activation calculations with EASY-4.1 on fusion relevant materials, 16th S.O.F.E., Champaign, October, 1995.

31. Kopecky J., Nierop D. Contens of EAF-3. Rep. ECN-1-91-53.2, 1991.

32. Kopecky J., Nierop D. The European Activation File EAF-4 summary documentation, ECN report, ECN-C-95-072, 1995.

33. A. Kumar, Y. Ikeda, M.A. Abdou, et al. Induced Radioactivity Measurement in Fusion Neutron Environment, Joint Report of USDOE/JAERI Collaborative Program on Fusion Neutronics, JAERI-M-93-018, UCLA-ENG-91-32, UCLA-FNT-53, 1993.

34. A. Kumar, M.A. Abdou, Y. Ikeda et al. Radioactivity and Nuclear Heating Measurements for Fusion Applications, Fusion Technology, 1990, pp. 872876.

35. Y. Ikeda, C. Konno, T. Nakamura et al. Experiment on Induced Activities and Decay-Heat in Simulated D-T Neutron Fields: USDOE/JAERI Collaborative Program on Fusion Neutronics, Fusion Technology, 19 (1991), pp. 1961-1966.

36. A. Kumar, M.A. Abdou, Y. Ikeda et al. Analysis of Induced Activities Measurements Related to Decay-Heat in Phase 2C Experimental Assembly: USDOE/JAERI Collaborative Program on Fusion Neutronics, Fusion Technology, 19 (1991), pp. 1909-1918.

37. T. Nakamura, H. Maekawa, Y. Ikeda et al. Present status of the Fusion Neutronics Source (FNS). Proc. 4th Symp. on Accelerator Science and Technology. RIKEN, Saitama, pp. 155-156, 1982.

38. J.F. Briestmeister éd.: MCNP-A General Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport, LA-7396-M, Rev. 2, 1986.

39. L. Kuijpers. Experimental model studies for a fusion reactor blanket. Dissertation, Jul-1356,1976.

40. Herjing R., Kuijpers L., Cloth P. et al. Experimental and theoretical investigations of tritium production in a controlled thermonuclear reactor blanket model. Nucl. Sci. and Eng., 1976, Vol. 60, p 169-175.

41. Cloth P., Druke V., Filges P. et al. Integral experiments to check nuclear data and calculational methods for CTR blankets. Proc. of Intern, conference. Nuclear data to science and Technology. 1983, p. 335-338.

42. Mair D., Maekawa H. Effect of nonelastic neutron anisotropy on fission rates measured in a grathite reflected lithium assembly. Journal of Nuclear Science and Technology. 1977, Vol. 14, p. 680-681.

43. Maekawa H., Seci Y., Hiraoka T. Uranium-238 to uranium-235 fission-ratio distribution in spherical lithium-metal assemblies with and without a grathite reflector. Nucl. Sci. and Eng., 1975, Vol. 57, p. 335-340.

44. Maekawa H., Oyama Y., Kusana J. et al. Absolute fission-rate distribution in grathite-reflected lithium oxide blanket assembly. Journal of Nuclear Science and Technology. 1972, Vol. 16, p. 377-379.

45. Nakamura Т., Maekawa H., Tanaka S. et al. Integral experiments on lithium-oxide spherical assembly with grathite reflector and on duct streaming. Third IAEA Workshop on Fusion Reactor Design and Technology. Tokyo 1981, IAEA-TC-392/39.

46. K. Sumita. Integral Studies by 14 MeV Neutron Sources. OCTAVIAN Report, C-86-08, June, 1986.

47. Y. Oka et al. Benchmark Experiment of Fusion Neutron Streaming Through Iron Shields, OCTAVIAN Report, A-88-01, 1988.

48. K. Maki, H. Takatsu, T. Kuroda, Y. Seki, M. Kajiura, N. Tachikawa, R. Saito and H. Kawasaki. Shielding Design of Reactor Core Region in Fusion Experimental Reactor, JAERI-M 91-017 (1991).

49. Отчет по НИР, шифр "Альтернатива-3". В/ч 51105, 1996.

50. Свидетельство № 460-38/95 о метрологической аттестации специализированного набора нейтронно-активационных детекторов СН-38/95. ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России, Менделеево, 1995.

51. С. С. Ломакин, В. И. Петров, П. С. Самойлов. Радиометрия нейтронов активационным методом, М., "Атомиздат", 1975.

52. Свидетельство № 06680.81259 на рабочий эталон активности II разряда ОСГИ-Э1/98, ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России, Менделеево.

53. Свидетельство о метрологической экспертизе методики обработки (программного обеспечения) спектров гамма-излучения при измерении активности нейтронно-активационных детекторов, ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России, Менделеево.

54. Свидетельство о метрологической экспертизе методики расчета поправочных коэффициентов при измерении активности дисковых детекторов однокристальными гамма-спектрометрами, ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России, Менделеево.

55. Свидетельство № 46610.84682 на рабочий эталон II разряда, ЦМИИ ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России, Менделеево.

56. В. С. Трошин. Спектрометрия нейтронов ядерно-физических установок интегрирующими детекторами (методическое обеспечение). Диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук, М., МИФИ, 1993.

57. Нейтронно-активационные детекторы для реакторных измерений. Сечения взаимодействия нейтронов с ядрами РНМФ-87: Таблицы стандартных справочных данных. ГСССД, 1988.

58. Neutron Yield Monitor for the Fusion Neutronics Source (FNS), JAERI-M, 83-219, 1983.

59. Calculation of Anisotropy Correction Factor for Determination of D-T Neutron Yield by Associated a-Particle Method, JAERI-M, 84-109, 1984.

60. Вит. Д. Ковальчук, В. И. Троцик, Вас. Д. Ковальчук. Алмазный детектор как спектрометр быстрых нейтронов. Приборы и техника эксперимента, № 1, 1995.

61. S. F. Kozlov, Е. A. Konorova, I. A. Kuznetsov. IEEE Trans. 1977. V. S-24. №1, p. 235.

62. Т. Elevant, H. W. Wendel, E. B. Nieschmidt and N. E. Samuelson. Rev. Sci. Instrum., 57, 1763, (1986).

63. Н. М. Бескоровайный, Б. А. Калин, П. А. Платонов, И. И. Чернов. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М., "Энергоатомиздат", 1995.

64. В. М. Белокопытов, Н. Н. Семашко, П. Д. Хромов. Термоядерные энергетические реакторы и станции. Физико-технические проблемы установок с магнитным удержанием плазмы. М., Изд-во МЭИ, 1996.

65. А.-А. Tavassoli and F. Touboul. Austenitic stainless steels, status of the properties database and design rule development. Journal of Nuclear Materials, 233-237 (1996), pp. 51-61.

66. A. Kohyama, A. Hishinuma, D. S. Gelles et al. Low-activation ferritic and martensitic steels for fusion application. Journal of Nuclear Materials, 233237 (1996), pp. 138-147.

67. H. Matsui, K. Fukumoto, D. L. Smith et al. Status of vanadium alloys for fusion reactors. Journal of Nuclear Materials, 233-237 (1996), pp. 233-237.

68. S. W. Cierjacks and Y. Hino. The importance of sequential (x,n)-reactions on element activation of fusion reactor materials, J. Nuc. Mat. 170 (1990), pp. 134-139.

69. J. Kopecky and D. Nierop. Contents of EAF-3: A supplement to the EAF-3 data file with 14.5 MeV cross-sections values, ECN-I-92-023, 1994.

70. J. Kopecky, D. Nierop and R. A. Forrest. Uncertainties in the European Activation File EAF-3.1: Subfile EAF/UN-3.1, ECN-C-94-015, 1994.

71. JEF-2.2 Radioactive Decay Data, JEF Report 13, OECD NEA, 1994.

72. E. Brown and R. B. Firestone, Table of Radioactive Isotopes, John Wiley and Sons, 1986.

73. S. Ravndal, P. Oblozinsky, S. Kelzenberg and S. Cierjacks, User Manual for theKfK code PCROSS, KfK 4873, 1991.

74. Отчет по НИР, шифр "БАРС-97". В/ч 51105, 1999.

75. А. О. Hanson, J. L. McKibben, Phys. Rev. 72, p. 673, 1947.

76. Г. Д. Бурдун, Б. H. Марков. Основы метрологии. М., Издательство стандартов, 1975.

77. V. D. Kovalchuk, V. V. Mostovoy, V. I. Tereshkin, D. V. Markovskij. Activation study at SNEG-13 facility of the candidate ferritic steel 10X9VFA. Fusion Engineering and Design, 42 (1998), pp. 343-348.

78. В. Д. Ковальчук, В. В. Мостовой, В. И. Терешкин, Д. В. Марковский. Активационные исследования на установке СНЕГ-13 кандидатной ферритной стали 10Х9ВФА. ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, вып. 12, с. 92-96, 1997.

79. Б. Б. Кадомцев. Опытный термоядерный реактор. ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, вып. 2 (15), 1984.

80. L. Benmansour, A. Santamarina, "Optimisation of the ITER neutronics mock-up experiment", presented at the "ITER Review Meeting on Task T218", Frascati Italy, March 1-2,1995.

81. D. Markovskij, "Preparation of shielding neutronics experiments at FNG and SNEG-13 facilities", presented at the "ITER Review Meeting on Task T218", Frascati Italy, March 1-2, 1995.

82. Benchmark Experiment of Fusion Neutron Streaming Through Combined Shields of Polyethylene, Iron and Lithium, OKTAVIAN Report, A-89-02, May, 1989.

83. P. Batistoni, M. Angelone, M. Pillon et al., "Shielding neutronics experiment", ITER Task T218, November, 1997.

84. D. Markovskij, "Summary of the RF activities in Task T218", presented at the "Task T218 Review Meeting", Garching, March, 25-27, 1996.

85. А. Г. Белевитин. Спектральные характеристики нейтронного поля в реперных экспериментах на моделях бланкетов ТЯР. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук, М., МИФИ, 1994.

86. N. P. Kocherov, P. K. McLaughlin. The International Reactor Dosimetry File (IRDF-90), Report IAEA-NDS-141, Vienna, Aug. 1990.

87. D. Markovskij, V. Kovalchuk, V. Mostovoy, V. Tereshkin, E. Nekhai,

88. V. Nekhai. ITER Shielding Neutronics Experiments and Analysis at SNEGth

89. Facility. Proceedings of the 20 Symposium on Fusion Technology, September 7-11, 1998, Marseill, France, v. 2, p. 1284.

90. D. V. Markovskij, V. D. Kovalchuk, V. V. Mostovoy, V. I. Tereshkin and V. G. Nekhai. Neutronics Study of ITER Shielding Mock-Up. Plasma Devices and Operations, 1998, Vol. 6, pp. 229-238.

91. D. V. Markovskij, S. N. Svetchkopal, V. D. Kovalchuk, V. V. Mostovoy, V. G. Nekhai, V. I. Tereshkin. "Shielding neutronics experiment", Final Report on ITER Task T218, Subtask A/RF Contribution, G16TT 84 95-0817 FR, 1997.