Приложение метода максимума правдоподобия к оценке нейтронных данных тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.02 ВАК РФ

ВВЕДЕНИЕ

Г Л А В А I. МЕТОДИКА ОЦЕНКИ СРЕДНИХ РЕЗОНАНСНЫХ ПАРАМЕТРОВ ПО СОВОКУПНОСТИ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ СРЕДНИХ СЕЧЕНИЙ В

ОБЛАСТИ НЕРАЗРЕШЁННЫХ РЕ30НАНС0В

§1.1. Структура сечений в области неразрешённых резонансов.

§1*2. Требования к точности знания структуры сечений в области неразрешённых резонансоз и пути их удовле творения.

§1*3. Параметризация энергетических зависимостей сечений в области неразрешённых резонансов

§1*4. Применение метода максимального правдоподобия для оценки средних резонансных параметров

§1,5. Обсуждение допущений, положенных в основу теории, и проверка их обоснованности

Г Л А В А II. РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ СРЕДНИХ РЕЗОНАНСНЫХ ПАРАМЕТРОВ

§2.1. Оценка ковариационной матрицы погрешностей результатов измерений средних сечений

§2.2. Оценка средних резонансных параметров для

§2.3. Оценка средних резонансных параметров для

§2.4. Обсуждение результатов оценок для 2^ТК и

§2.5. Оценка средних резонансных параметров и сечений радиационного захвата для ядер редкоземельной группы.

§2.6. Оценка статистической непротиворечивости данных и корректности оценки.III

§2.7 Точности МП-оценок средних резонансных параметров

§2.8* Адэкватжость расчётной модели и надёжность оценки погрешностей

Г Л А В А Ш. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ МАКРОСКОПИЧЕСКИХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ДЛЯ УТОЧНЕНИЯ ПРЕДСКАЗАНИЯ РЕАКТОРНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК (МЕТОДИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ).

§3.1, Оценка точности результатов многогрупповых расчётов и пути её повышения.

§3.2, Методика учёта результатов макроскопических и интегральных экспериментов

§3.3» Система программ и архивов ИНДЭКС.

ГЛАВА 1У. РЕЗУЛЬТАТЫ СТАТИСТИЧЕСКОГО АНАЛИЗА

§4.1. Ковариационная матрица погрешностей групповых констант.

§4.2. Результаты оценки точности расчётных предсказаний характеристик реактера и защиты.

§4.3. Информативность различных наборов макроэкспериментов по отношению к точности расчёта к Эфф и KB

§4.4. Алгоритмическая корректировка констант БНАБ-МИКРО и

БНАБ-78.

§4.5. Перспективы дальнейшего повышения точности расчётных предсказании за счёт учёта данных макроэкспериментов

С тех пор как 30 лет назад в нашей стране в г. Обнинске дала ток первая в пире атомная электростанция, ядерная энергетика стала внедряться в большую энергетику страны исключительно высокими темпами, к концу текущей пятилетки в нашей стране на атомных электростанциях будет вырабатываться ухе всей электроэнергии. И впредь атомная энергетика будет развиваться опережающими темпами.

Для надёжного и долговременного обеспечения развивающейся атомной энергетики достаточно дешёвым сырьём - ураном - необходимо включить в систему энергетики устройства, перерабатывающие слабоделящийся изотоп урана-238 в ядерное топливо - плутоний. В настоящее время единственным надёжным, технически отработанным и промышленно освоенным устройством такого типа является реактор на быстрых нейтронах. Способность реакторов на быстрых нейтронах к расширенному воспроизводству ядерного топлива была показана А.И.Лейпунским в 1948 г. на основании расчётов, выполненных по имевшимся в то время данным о взаимодействии быстрых нейтронов с ядрами. Результаты последующих нейтронно-физических исследований подтвердили, что коэффициент воспроизводства в быстрых энергетических реакторах может существенно превышать единицу (в реальных на сегодня конструкциях он близок к 1,5). Начавшийся в 50-х годах первый этап инженерно-технических разработок завершился пуском в 1973 г. в г. Шевченко АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350. На втором этапе вошёл в строй 3-й блок Белояр-ской АЭС с быстрым реактором БН-600 (в 1981 г.). В настоящее время развёрнуты работы в исполнение Постановления партии и правительства о сооружении серии энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах БН-800 (форсированный вариант БН-600) и ведётся разработка быстрых энергетических реакторов ещё большей мощности. Развитие АЭС с реакторами на быстрых нейтронах определено и Основными направлениями экономического и социального развития СССР на I98I-I985 г.г. и на период до 1990 г.", в которых в частности говорится: "Продолжить работы по освоению реакторов на быстрых нейтронах и использованию ядерного топлива для выработки теплоэнергии". Заметим, что промышленная теплофикация представляет собой важную пекспективнув область применения реакторов на быстрых нейтронах, производящих одновременно с энергией ещё и ядерное топливо - плутонии.

Расширенное воспроизводство ядерного топлива даётся не даром: быстрые реакторы дороже тепловых той же мощности, а развиваться они должны ещё более быстрыми темпами, чем тепловые реакторы (преобладающие сейчас в атомной энергетике). Отсюда ясна особенная актуальность повышения экономических показателей быстрых реакторов. Среди резервов повышения экономичности немалую роль играет точность расчёта характеристик быстрых реакторов. Неизбежные расчётные погрешности приводят к необходимости введения проектных запасов на возможные просчёты, к отклонению параметров реактора от оптимальных и др. Всё это ведёт к ухудшению экономических показателей. Например, просчёт в запасе реактивности на выгорание приведёт к сокращению сроков между перегрузками^ т.е. к уменьшению коэффициента нагрузки АЭС. Напротив, снижение неопределённости в плотности энерговыделения в наиболее горячей точке реактора, отнесённой к полной мощности, например, с Ъ% до 1% позволит повысить мощность на 2% за счёт снижения запаса на просчёт.

Таким образом, несмотря на то, что современные погрешности в расчёте характеристик быстрых реакторов доведены до такого уровня, когда качественные выводы, в частности, о месте быстрых реакторов в атомной энергетике, уже не подвергаются сомнению и, более того, обеспечивается удовлетворительное с эксплуатационной точки зрения количественное согласие проектных характеристик с реальными, - экономическая оптимизация и самих быстрых реакторов и ряда узлов на предприятиях внешнего топливного цикла требует дальнейшего повышения точности расчётных предсказаний.

Например, технологически допустимая погрешность в расчёте ^ эфф. составляет (одно стандартное отклонение - 1<э; в работе [I], в которой обосновывается это требование, приведена величина, соответствующая 90J& доверительному интервалу, и равная 26 =1^). В настоящее время погрешность в расчёте большого быстрого реактора-размножителя составляет примерно В эту величину дают вклад следующие составляющие:

- за счёт неточности расчётной геометрической модели-'0,30;

- за счёт неточности расчётных методик ~ 0,8^;

- за счёт неточности нейтронных данных

Как видно, последняя составляющая является определяющей. Примерно такова же современная структура погрешностей и других характеристик активной зоны.

Погрешность результатов расчёта радиационной защиты реакторов, в частности внутрикорпусной противоактивационной защиты быстрых энергетических реакторов с интегральной компановкой, определяется в настоящее время модельной и методической составляющими» Однако и константная составляющая погрешности не мала* Например, при расчёте активации натрия второго контура погрешность за счёт неточности констант защиты составляет ~ 50J&, тогда как требуемая точность расчёта ~ 25#.

Быстрое развитие вычислительной техники и программного вооружения в ближайшие годы обеспечат снижение модельно-методических погрешностей до приемлемого уровня. В результате константная составляющая погрешности становится определяющей (при нейтронно-физических расчетах активных зон быстрых реакторов это и сейчас так)* Таким образом, задача дальнейшего повышения точности нейтронных данных и в настоящее время не утратила актуальности, несмотря на значительный прогресс в этой области, достигнутый в конце 70-х годов [ 2,3] • Следует отметить важную особенность существующей ситуации с ядерными данными, которая состоит в том, что возможности повышения точности данных за счет постановки новых нейтрон-но-физических экспериментов сейчас уже невелики, хотя ещё и не исчерпаны. Соответственно возросла роль работ по оценке уже полученных результатов нейтронно-фиэических экспериментов и по проверке и, если потребуется, уточнению оцененных данных на основе расчётного анализа макроскопических экспериментов на быстрых критсборках и энергетических реакторах. Настоящая диссертационная работа выполнялась в русле двух последних отмеченных направлений» Перед автором были поставлены две задачи. Первая состояла в разработке методики совместной оценки данных о средних сечениях различных нейтронных реакций в области неразрешённых резонансов и практического приложения этой методики для оценки нейтронных данных для ядер ряда важных реакторных материалов. Главной идеей, на основе которой предполагалось осуществить совместную оценку резонансных данных, явилась боровская концепция составного ядра, определяющая основной механизм протекания ядерных реакций в области неразрешённых нейтронных резонансов. В теории ядерных реакций эта идея воплощена в известном формализме Хаузера-Фешбаха-Молда-уэра, позволяющем описать средние характеристики всех нейтронных сечений в области энергий до сотен килоэлектронвольт с помощью небольшого числа параметров - силовых функций и радиусов рассеяния. Эти параметры имеют ясный физический смысл*

Вторая задача состояла в разработке на современных ЭВМ вычислительного аппарата для статистического анализа расхождений между результатами макроскопических экспериментов на быстрых критсборках и энергетических реакторах и результатами многогруппового расчёта измерявшихся в этих экспериментах величин (методические вопросы такого анализа были, в основном, разработаны другими авторами до начала настоящей работы). Требовалось также применить этот аппарат для решения актуальных практических задач.

Сформулированные задачи, конечно, существенно различаются по своей физической постановке. Однако, многое их и объединяет* Во-первых, обе задачи представляют собой этапы решения одной проблемы - проблемы обеспечения требуемой (или максимальной достижимой на данный момент) точности нейтронно-физических расчётов быстрых реакторов. В результате обе задачи оказываются информационно связанными: сечения в области неразрешённых резонансов, определяемые в результате решения первой задачи, входят в состав исходных данных при решении второй задачи.

Во-вторых, средством решения обеих задач является один и тот же метод статистического анализа - метод максимума правдоподобия. Будучи давно и хорошо разработанным в целом этот метод при конкретных приложениях требует учёта специфических особенностей обрабатываемых данных. Как проверить, что анализируемые данные непротиворечивы? Как учесть скоррелированность погрешностей результатов измерений? Сколь адэкватно соответствует объективной реальности параметрическая теория, используемая для описания результатов измерений? То, насколько успешно удастся решить эти и другие подобные вопросы, определяет применимость статистической обработки данных в целом - во всяком случае от этого зависит смысл формальных статистических выводов.

В соответствии с поставленными задачами содержание диссертации представлено в четырёх главах, Заключении и Приложениях.

Первая глава посвящена описанию методики оценки средних резонансных параметров по совокупности результатов измерений средних сечений в области неразрешённых резонансов.

Энергетическая зависимость средних сечений описывается в терминах силовых функции и радиусов рассеяния с помощью формализма Хаузера-Фешбаха-Молдауэра (ХФМ). В главе рассматриваются следующие вопросы: некоторые детали формализма ХФМ (учёт флуктуации ширин, перекрывание резонансов, энергетические зависимости средних ширин и др.); методика максимально правдоподобной оценки средних резонансных параметров; оценка погрешностей параметров и рассчитанных на их основе сечений; проверка непротиворечивости анализируемых данных; анализ адэкватности теоретической модели реальной картине и надёжности оценки погрешностей.

Вторая глава посвящена результатам практического применения развитой методики. Важнейшими практическими приложениями явились оценки нейтронных данных для урана-238 и для тория-232. Показано, что совокупный анализ данных по средним сечениям захвата, полным сечениям, сечениям рассеяния, а также результатов оценки средних резонансных параметров из области разрешённых резонансов позволяют достичь непротиворечивого параметрического описания всех этих данных и добиться весьма высокой точности результата оценки. Приводятся примеры и других приложений: для оценки сечений радиационного захвата ряда продуктов деления, ивотопов вольфрама, урана-236. Результаты оценки вошли в библиотеку файлов оцененных нейтронных данных ФОНД.

Третья глава посвящена описанию методических аспектов использования результатов макроскопических экспериментов для уточнения предсказаний реакторных характеристик. В ней рассмотрен круг задач, решённых методами статистического анализа данных: корректировка групповых констант по результатам расчётного анализа данных макроэкспериментов, оценка точности расчётных предсказаний нейтронно-физических характеристик реакторов и защиты (с использованием откорректированных и ^откорректированных групповых констант), оценка информативности макроэкспериментов. При этой особое внимание уделяется проблеме установления статистической непротиворечивости данных макро- и микроэкспериментов, проблеме адэкватности расчётных методов и моделей условиям проведения макроэкспериментов и т.п. От того, в какой степени удастся разрешить эти проблемы, зависит смысл ж область применимости результатов статистического анализа. Далее описывается система программ и машинных архивов ИНДЭКС, предназначенная для реализации описанной методики статистического анализа на ЭВМ БЭСМ-6.

В последней, четвёртой главе, приводятся результаты статистического анализа макроэкспериментов. Глава открывается параграфом, посвященным описанию оценки ковариационной матрицы погрешностей групповых констант БНАБ-МИКРО (основанной только на данных микроскопических экспериментов). Согласно принятой методике оценка этой матрицы должна предшествовать статистическому анализу. Далее излагается оценка точности расчётных предсказаний характеристик реакторов и защиты на основе системы констант БНАБ-МИКРО. Сопоставление достигнутой точности с требованиями на точность расчётов, сформулированными из технико-экономических соображений, показывает необходимость дальнейшего уточнения. Проведенная оценка информативности экспериментов, которые выполнены или могут быть выполнены на существующих быстрых критсборках и энергетических реакторах, показывает, что в основном они позволяют обеспечить требуемую точность расчётных предсказаний путём корректировки констант (если только будет обеспечена непротиворечивость анализируемого набора экспериментальных результатов). Затем обсуждаются результаты корректировки констант БНАБ-МИКРО по тому набору экспериментов на критсборках, на основе которого была выработана использующаяся ныне в проектных расчётах система констант БНАБ-78. Показано, что при алгоритмической корректиров

Кб проявляются те же тенденции в смещениях констант, которые были выявлены при эвристическом анализе данных, осуществлявшемся при выработке БНАБ-78. Однако в отличие от эвристической корректировки, алгоритмическая корректировка позволяет получить ковариационную матрицу погрешностей откорректированных групповых констант и оценить точность расчётных предсказаний, выполненных на их основе.

Основные положения и результаты, представляемые к защите:

1. Методика оценки средних резонансных параметров на основе совокупного анализа результатов измерений средних сечений различных нейтронных реакций в области неразрешенных резонансов.

2. Результаты оценки нейтронных данных в области неразрешенных резонансов для ^38^ , 232 тц и вахнейших продуктов деления.

3. Ковариационная матрица погрешностей групповых констант, используемых в расчетах реакторов и защиты.

4. Оценка точности результатов расчетов характеристик реакторов и защиты с использованием системы констант БНАБ-78.

5. Система программ и архивов ИНДЭКС.

Личный вклад автора; Методика совокупного анализа результатов исследований средних сечений в области неразрешённых резонансов и реализующая её программа 6VPAR. для ЭВМ БЭСМ-6 ( ОРПА для ЭВМ Н-222 ) разработаны лично автором. Конкретные приложения этой методики, изложенные в гл. 2, также осуществлялись автором лично. Отбор экспериментальных данных для анализа, выяснение противоречий в данных и поиск путей их устранения, обсуждение конечных результатов и включение их в библиотеку файлов оцененных нейтронных данных ФОНД осуществлялось с участием автора и других специалистов. Ковариационная матрица погрешностей групповых констант разрабатывалась автором совместно с М.Н.Николаевым. При этом автор лично участвовал во всех этапах работы. М.Н.Николаев принимал участие в разрешении сомнительных вопросов и в обсуждении окончательных результатов. Оценки точности расчётных предсказаний по системам констант БНАБ-МИКРО и БНАБ-78 были выполнены лично автором, выбор представительного набора макроэкспериментов из числа учтённых при выработке БНАБ-78 и оценка погрешностей результатов этих экспериментов были выполнены совместно с A.M.Цибулей.

Б системе ИНДЭКС лично автором разработаны структуры данных в машинных библиотеках погрешностей ( lund )э коэффициентов чув-ствительностей (Lsens ) и результатов анализа макроэкспэринентов (и&мех ), программа статистического анализа ( core ) и програмч ма расчёта коэффициентов чувствительности для центральных отношений сечении и реактивностеи ( molgeo )в программы расчёта коэффициентов чувствительности характеристик реакторов (IBK-2D) и защиты (P08-IX + ЗАКАТ) включены автором в систему ИНДЭКС в сотрудничестве с разработчиками этих программ, а их привязка к общей системе константного обеспечения - в сотрудничестве с Г.В.Са-воськиной и др.

Заполнение библиотек системы ИНДЭКС фактическими данными осуществлялось автором лично. Отбор оцененных экспериментов, принятие решений по величине вводимых поправок, оценка погрешностей -это осуществлялось совместно с a.M.Цибулей, Б.И»Голубевым, Б.К.Мо-жаевым»

Актуальность работы. Полученные в работе оцененные нейтронные данные в области неразрешенных резонансов для ^38 у , и ряда продуктов деления обладают точностью, удовлетворяющей или близкой к современным требованиям проектировщиков реакторов. Константная составляющая погрешности при расчете нейтронно-физичес-ких характеристик является определяющей и полученная в результате работы возможность оценки этой составляющей и её оценка для типичных вариантов позволяет предусматривать обоснованные запасы на просчет при проектировании. Разработка системы ИНДЭКС позволит оперативно доводить до практического использования информацию, которая будет получаться в результате макроэкспериментов на быстрых критсборках и энергетических реакторах в ближайшем будущем.

Научная новизна. Впервые разработана и практически применена методика оценки (методом максимума правдоподобия) средних резонансных параметров, позволяющих одновременно описать для данного ядра сечения всех нейтронных реакций в области неразрешённых резонансов.

На примерах важнейших поглотителей нейтронов в реакторах -урана-238 и тория-232 - впервые продемонстрирована возможность непротиворечивого описания всей совокупности данных о нейтронных сечениях в области неразрешённых резонансов и достигнута точность результатов оценки средних сечений радиационного захвата, почти втрое, превышающая точность предшествующих оценок.

Впервые получены оценки ковариационных матриц погрешностей отечественных систем групповых констант, использующихся в практических расчётах. С их помощью для тестовых расчётных моделей, оценены константные составляющие погрешностей расчётных предсказаний нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов и защиты и открыта возможность выполнения таких оценок для любых нейтронно-физических характеристик проектируемых реакторов и защиты.

Практичеекие приложения результатов работы:

1. Выполненная в настоящей работе оценка нейтронных данных для урана-238 положена в основу групповых констант для этого изотопа, входящих в систему константного обеспечения БНАБ-78-АРАМАКО. С 1980 г. эта система является основной в проектных нейтронно-физических расчётах быстрых энергетических реакторов.

2. Выполненная в настоящей работе оценка константной составляю

- 1Ц. щей погрешности расчётных предсказаний основных нейтронно-фиэических характеристик типичного быстрого реактора-бридера ( ^Эфф.« №>к) и предоставленная расчётчикам возможность оценки этой составляющей для этих и других нейтронно-физй-ческих характеристик проектируемых реакторов позволили а) количественно оценивать погрешности современных проектных расчётов и предусматривать их при выборе параметров проектируемых реакторов; б) определить пути дальнейшего повышения точности расчётных предсказаний - вплоть до обеспечения уровня точности, требуемого из технико-экономических соображений.

3» Результаты оценки нейтронных данных для урана-238, тория-232 и 20-ти важнейших осколков деления в области неразрешённых резонансов ( I - 1000 кэВ) представлены в виде соответствующих секций в формате машинной библиотеки оцененных нейтронных данных. В этом виде данные для урана-238 и тория-232 включены в файлы данных библиотеки ФОНД, создаваемой для основных реакторных материалов в константной лаборатории ФЭИ, остальные данные переданы в Центр по ядерным данным, где компилируется библиотека файлов оцененных нейтронных данных для продуктов деления» Таким образом, обеспечено использование полученных результатов оценки нейтронных данных при разработке усовершенствованной системы константного обеспечения»

Публикации и апробация работы. Основной материал диссертации изложен в пяти статьях в научной периодике, трёх препринтах ФЭИ, пяти докладах на Всесоюзных конференциях и семинарах, двух монографиях ['4-1$ ] .

Эти выводы качественно согласуются с теми, которые были сделаны М.Н.Николаевым [ 205] , анализировавшим основные источники погрешностей расчётных предсказаний по состоянию на 1976 г. Новым является выявление роли погрешностей сечений и сечений неупругого рассеяния. Роль этих погрешностей в условиях заметного повышения точности других нейтронных констант, происшедшего в последние годы, существенно возросла.

Следует отметить, что полученная оценка точности ^эфф согласуется с результатами работы £21 по обоснованию системы констант БНАБ-78, где рассматриваются данные расчётов критичности 28 урановых и плутониевых критсборок (см. [ 2] табл. 2.7). Среднеквадратичный разброс значений плутониевых сборок по системе констант БНАБ-МИКРО составил 1,4%, что находится в согласии с нашей оценкой, принимая во внимание, что в погрешность расчётного значения V Эфф энергетического реактора вносится дополнительный вклад, обусловленный неопределённостями сечений и осколков деления.

Для проверки реалистичности оценок точности расчётных предсказаний характеристик быстрых реакторов представляет интерес провести сравнение с результатами расчётов по различным системам констант как отечественных, так.и зарубежных. Следует, однако, заметить, что полученные оценки точности относятся к системе констант БНАБ-МИКРО, основанной на результатах только дифференциальных измерений сечений. На практике же в ФЭИ и смежных организациях используется система БНАБ-78, которая откорректирована по результатам экспериментов на критсборках и отличается от БНАБ-МИКРО некоторыми сечениями и 239Ри . Поэтому интерес представляет оценка точности результатов расчётов с использованием констант БНАБ-78. Забегая вперёд, скажем, что такая оценка была проведена, её подробное описание дано в следующем параграфе. Учёт данных макроэкспериментов привёл к заметному повышению точности расчётных предсказаний: погрешность в ^Эфф снизилась с 2,5% до 1,4%, а погрешности в KB и КВА - с 3,4% * 3,5% до 2,3%. В абсолютных единицах погрешности в KB и КВА составили * 0,032 и - 0,023, соответственно. Эти оценки близки к эвристическим оценкам точности расчётов, сделанных авторами БНАБ-78, которые оценивают точность в к Эффв - и точность в KB ^о)о2 (что соответ~ ствует в среднем - 3%).

В работах С 228,229^ А.И.Воропаевым и др. было проведено сравнение результатов расчётов международной тестовой модели NBACHP быстрого энергетического реактора по различным системам констант, в том числе и БНАБ-78. В табл. 4.5 приведены результаты этих расчётов. Как видно, полученные нами оценки точности

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Подведём краткие итоги работы и сделаем общие выводы.

I. Разработана и практически применена методика оценки средних резонансных параметре!, позволяющая одновременна описать для данного ядра сечения всех нейтронных реакций в области неразрешённых резонансов.

Применение развитой методики позволяет существенно повысить точность оценки сечений радиационного захвата.

На примере важнейших поглотителей нейтронов в реакторах -урана-238 и тория-232 - продемонстрирована возможность непротиворечивого описания всей совокупности данных о нейтронных сечениях в области неразрешённых резонансов.

Полученные в работе оценённые нейтронные данные в области неразрешённых резонансов для урана-238, тория-232 и ряда важнейших продуктов деления обладают точностью, удовлетворяющей или близкой к современным требованиям проектировщиков реакторов. Погрешности оценённых сечений радиационного захвата для урава-238 s области неразрешённых резонансов составляют 3-4%, что близко к требуемому уровню.

Успех применения развитой методики оценки позволяет сформулировать потребности в измерениях полных сечений и сечений рассеяния в области неразрешённых резонансов для тех ядер (тяжёлого и среднего атомного веса), точность оценки средних резонансных параметров и сечений радиационного захвата которых целесообразно было бы повысить.

Вопрос об оценке точности описания энергетических зависимостей сечений s терминах средних регонансных параметров, определённых методом максимума правдоподобия по совокупности имеющихся экспериментальных данных, нельзя считать закрытым. Потенциальная ненадёжность оценки точности описания сечений б рамках статистической теории кроется прежде всего в возможном проявлении нестатистических механизмов нейтронных реакций. Не исключено, что при белее общем (чем в настоящей работе) описании энергетических зависимостей проницаемостей потенциального барьера, радиационных ширин и т.п. могут быть получены несколько иные оценки точности ©писания сечений. Ответ на вопрос о надёжности оценки точности можно найти лишь путём дальнейшего накопления опыта описания нейтронных данных в области неразрешённых резонансов.

2.Составленная ковариационная матрица погрешностей групповых констант БНАБ-МИКРО и матрица погрешностей системы констант БНАБ-78, полученная в результате корректировки БНАБ-МИКРО, позволили получить обоснованную оценку константной составляющей погрешности расчёта основных характеристик быстрых реакторов и их радиационной защиты.

Открыта возможность выполнения таких оценок и для любых других нейтронно-физических характеристик проектируемых реакторов и защиты.

В то же время для оценки константной составляющей погрешности расчётов нейтронной защиты или бланкетов термоядерных реакторов, а также погрешностей расчёта характеристик реакторов на тепловых и промежуточных нейтронах целесообразно продолжить работу по оценке ковариационной матрицы погрешностей групповых констант, во-первых, с целью белее детального представления погрешностей сечений в области высоких 1,4 МэВ) и низких

I кэВ) энергий. Во-вторых, такая работа полезна с целью пересмотра данных о погрешностях в области энергий нейтронов 1кэВ т 1,4 МэВ с учётом результатов новых экспериментальных работ.

3. Разработана и апробирована при решении ряда практических задач система программ и архивов ИНДЭКС, позволяющая осуществлять количественную оценку точности расчётных предсказаний, анализ информативности экспериментальных программ, корректировку констант, а также определять пути дальнейшего повышения точности расчётов, вплоть до обеспечения уровня, требуемого из технико-экономических свебражений.

Выполненная алгоритмическая корректировка констант БНАБ-МИКРО подтвердила оптимальность системы констант БНАБ-78, использующейся ныне при проведении проектных расчётов быстрых энергетических реакторов. Полученные в результате алгоритмической корректировки смещения констант желательно учесть при выработке усовершенствованных систем констант.

Проведённый анализ информативности экспериментов на быстрых критсборках и энергетических реакторах показал, что совокупность данных макроэкспериментов в ближайшие годы будет обладать информативностью, достаточной для обеспечения допустимого по современным представлениям уровня константной составляющей погрешности нейтронно-физических расчётов реакторов и защиты. Поскольку постоянное расширение вычислительных возможностей снижает и модельно-методическую составляющую погрешности, приближая её к допустимому уровню, можно ожидать, что современные требования к точности расчётов на очередном этапе совершенствования системы константного обеспечения (1985-1987 г.г.) будут, в основном, удовлетворены.

Разработка системы программ и архивов ИНДЭКС позволит опе-раяивно доводить до практического использования информацию, которая будет получаться в результате экспериментов на быстрых критсборках и энергетических реакторах в ближайшем будущем.

В заключение считаю своим долгом принести глубокую благодарность научному руководителю Марку Николаевичу Николаеву за постоянное внимание к работе, многочисленные советы и обсуждения вопросов диссертации.

Пользуясь случаем, хочу поблагодарить Т.С.Беланову, б.Д.Юрлова, В.Н.Кононова и А.В.Игнатюка за плодотворную совместную работу при оценке сечений захвата для продуктов деления; Г.В.Са-воськину, П.Н.Алексеева и А.И.Плюшкина за деятельное участие в разработке ряда комплексов программ системы ИНДЭКС', В.А.Дулина, В.К.Можаева и Б.И.Голубева за представление экспериментального материала и обсуждение результатов оценки выполненных макроэкспериментов на сборках БФС и КОБРА.

Не могу не выразить благодарность Анатолию Макаровичу Цибуле за постоянное внимание к работе на всех её этапах и Людмиле Вячеславовне Горбачёвой, оказавшей большую помощь по компиляции экспериментальных данных и проведению многочисленных расчётов.

На различных этапах работы и при оформлении диссертации большую помощь оказывали Л.В.Горбачёва, Г.В.Савоськина, К.И.Нестерова, С.Д.Никитенко, В.Н.Кощеев, Н.О.Базазянц, Ж.А.Корчагина, Л.В.Петрова, В.В,Синица. Воэм им автор также выражает благодарность.

1. Japanese Evaluated Nuclear Data Library, Version -1: JENDL-U ■ JAERI-1261, ШШГОС( J)-59/L, 1979.

2. Мантуров Г.Н. Погрешности оцененных нейтронных данных.- В кн.: Нейтронная физика. Материалы 5-ой Всесоюзной конференции по нейтронной физике, Киев, 1980. М.,ЦНИИаа?оминформ,1980,ч.З,с.ЗП.

3. Мантуров Г.Н., Савицкий В.И., Плюшкин А.И. Оценка константной составляющей погрешности расчёта защиты быстрого реактора. -там же, с.323.

4. Нейтронные данные для урана-238.- Препринт фЗИ ОБ-ч-5, Обнинск, 1978, ч.1. Авт.: М.Н.Николаев, Л.П.Абагян, Ж.А.Корчагина,

5. В.Н.Кощеев, Г.Н.Мантуров и др.

6. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н.фценка сечения радиационного захвата урана-238 в области неразрешённых резонансов.- Препринт ФЭИ-666, Обнинск, 1976. •

7. Мантуров Г.Н., Лунёв В.П., Горбачёва Л.В. Оценка нейтронных данных ^^Jh и ^^U в области неразрешённых резонансов.

8. В кн.: Нейтронная физика» Материалы 6-ой Всесоюзной конференции по нейтронной физике, Киев, 3-6 октября 1983»

9. Точность оценки эффектов резонансной саыоэкранировки сечений в области неразрешённых резонансов.- Таи же. Авт.:В.Н.Кощеев, Г.Н.Мантуров, М.Н.Николаев, В.В.Синица.

10. Сравнительный анализ оценок сечений захвата нейтронов для важнейших продуктов деления.- Таи же. Авт.: Т.С.Беланова, О.Т. Грудзевич, Л.В.Горбачёва, А.В.Игнатюк, Г.Н.Мантуров,В.И.Пляс~ кин.

11. Мантуров Г.Н. Программное обеспечение задач анализа чувстви-тельностей реакторных характеристик к ядерным константаи. -Препринт ФЭИ-1034, Обнинск, 1980.

12. Алексеев П.Н., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н. Оценка погрешностей расчёта коэффициентов критичности и воспроизводства энергетических быстрых реакторов из-за неточности нейтронных данных. "Атомная энергий", 1980, т.49, вып.4, с.221-224.

13. Горбачёва Л.В., Мантуров Г.Н., Цибуля A.M. Оценка результатов измерений средних сечений деления ^ 238(у и 239р^ наспектрах нейтронов деления• -там же, с.256-258.

14. Ковариационная матрица погрешностей групповых констант БНАБ-МИКРО /Приложение/. В кн. 2J , с. 218-229.

15. Погрешности расчётов защиты от излучений. Под ред. В.П.Машко- 203 вича. М., Энергоиздат, 1983. Авт«: В.В.Болятко, М.Ю.Вырский, А.И.Илюшкин, Г.Н.Мантуров и др.

16. WREHDA 81/82. World Request List for Nuclear Data. -ПГОС (SBC) -78/URSF, 1981.

17. Бете Г. Физика ядра. Пер. с англ.М.,Гостехиздат, 1948, т.2.

18. Prenkel J. Oil'the Solid Body Model of Heavy Nuclei. -"Phys. Zeitschrift der Sow;jetunion",1936,v.9,p.533.

19. Ландау Л.Д., Лифшиц E.M.- В кн.: Статистическая физика. М», "Наука", 19б4? с. 51.

20. De Saussure G.,Smith Issues Resolved and Unresolved. In: Proc. C'onf. on Nuclear Data for Science and Technology, Antverp.,1982. Brussels, 1983, p.9-20.

21. Melkonian E.,Pelvinci,Havens W.W. Statistical Analysis of the 238U S-resonances.-"WASH",1975,v.2,p.742.

22. Групповые константы для расчёта ядерных реакторов, М., Атомиздат, 1964. Авт.: Л.П.Абагян, Н.О.Базазянц, Ш.И.Бондаренко, М.Н.Николаев.

23. Николаев М.Н. Исследования по физике распространения быстрых и промежуточных нейтронов в средах.- Диссертация на соискание учёной степени доктора физ.-мат. наук. П., МИФИ, 1964*

24. Абагян Л.П. Методы учёта резонансных эффектов в групповых константах для расчёта быстрых реакторов.-Диссертация на соискание учёной степени канд. физ.-мат. наук. НИИАР, Димитров-град, 1971»

25. Синица В.В. Методы расчёта нейтронных групповых макроконстантв резонансной области энергий.-Диссертация на соискание учёной степени канд. физ.-мат. наук. ОАЭ, М., 1981.

26. Mughabghab S.F.,Divadeenam М.,Holden N.E. Neutron Resonance Parameters and Thermal Cross Sections.BNL,Upton,New York, Academic Press,1981,v#1.

27. Ganesan S. A Sensitivity Study on the Influence of the Choise of the Mean Resonance Data Set in the Unresolved Resonance Region on the Doppler Effect.-"Nucl.Sci.Engng^",1980,v.74,p.49.

28. Fissile and Fertile Isotopes.-In:Proc.Conf. on Nuclear Datafor Reactors,Helsinki,1970.IAEA,Vienna,1970,v.E,p.825-862.35» Derrien H.D. ,e.a.Neutron Strength Functions for 232Th.-In:239

29. Proc.Conf. on Resonance Parameters of Fertile Nuclei and -^Pu Sacley,1974. NEANDC (E)-163/U,1974,p.73. 36» Kikuchi Y.,e.a.Neutron Cross-Sections of 28 Fission Product

30. Munoz Cobos J.Z.,de Saussure G.,Perez R.B.Sensitivity of Computed Uranium-238 Self-shilding Factors to the Choise of the Unresolved Parameters.-"Nucl.Sci.Engng,",1982,v.81,p.55-65.

31. Ganesan S.Evaluation of Statistical Resonance Parameters for232Th in 4 to 41 keV Energy Region.-INDC (IND)-26/GJ,1980.o"io 238

32. Rahn F.,e.a.Neutron Resonance Spectroscopy.^. J Th and J U.-"Phys.Rev.»,1972,v.C6,p.1854.

33. Camarda H.S.P-wave Neutron Strength Function Measurements and bow-energy Optical Potential.-"Phys.Rev.",1974,v.C9,p.28.

34. Ваньков А.А., Гостева Л.С., Украинцев В.Ф. Анализ экспериментов по пропусканию для в области неразрешённых резонанс сов*- В кн. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, 1983, вып. 3(52), с. 27-33.

35. Групповые константы и характеристики структуры нейтронных сз-чении для 232Tk, 240/^ ? 242 р^ в обласз?и неразрешённых резонансов.- там же, с. 33-38. Авт.!: А.А.Ваньков, С.Тошков, В.Ф.Украинцев и др.

36. Немировский П.Э. Современные модели атомного ядра. М., Атом-издат, I960.

37. Ландау Л.Д. К статистической теории ядра.- "I. Эксперим. и теор. физ.п, 1937, т.7, с.819.

38. Weiscopf V.P.Statistics and Nuclear Reactions.-"Phys.Rev.", 1937,v.52,p.295.

39. Малышев A.B. Плотность уровней и структура атомных ядер. М., Атоыиздат, 1969.

40. Nemirovsky Р.Е.,Yelagin Yu.P.Optical Model for Cross Sections of Radiative Capture and Inelastic Neutron Scattering.-"Nucl. Phys.",1963,v.45,p.156-163.

41. Hauser W., Peshbach H.The Inelastic Scatterihg of Neutrons.-"Phys. Rev.11,1952, v. 87, p. 366.

42. Margolis B.Neutron Capture Cross Section.-"Phys.Rev.",1952, v.88,p.327.

43. Марчук Г.И., Колесов В.Е. Применение численных методов для расчёта нейтронных сечений. М., Атомиздат, 1970.

44. Блатт Дж., Вайскопф В. Теоретическая ядерная физика* Пор* с англ. М., Изд-во иностр. лит., 1954.

45. ENDF-102.Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data Pile.-BNL-UCS-50496,2-nd Edition (EHDP/B-V),1979f Revised by R.Kinsey.

46. Лукьянов A.A. Замедление и поглощение резонансных нейтронов. М., Атомиздат, 1974.

47. Неупругое рассеяние нейтронов вблизи порога возбуждения коллективных уровней.- В кн.: Физика элементарных частиц и атомного ядра. М., Энергоиздат, 1982, т.13, вып.2. Авт.:Е.С. Конобеевский, Р.М.Мусаелян, В.И.Попов, И.В.Суркова»

48. Глазунов Ю.Я. Спектры фотонейтронов.- "Ж. эксперим. и теор. физ.", 1964, т.46, с. 1907.

49. Игнатюк А.В., Истеков К.К., Смиренкин Г.Н. Роль коллективных эффектов при систематике плотности уровней ядер.-"Ядер-ная физика", 1979, т.29, вып.4, с»875-883.

50. Игнатюк А.В., Истеков К.К., Смиренкин Г.Н. Систематика параметров плотности уровней.- В кн.: Нейтронная физика. Материалы 4-й Всесоюзной конференции по нейтронной физике, Киев, 1977. М., ЦНИИатоминформ, 1977, ч.1, с.60-65.

51. Анципов Г.В., Коныпин В.А., Маслов В.М. Плотность уровней трансактинидов вблизи энергии связи нейтрона,- Препринт № 2 И1М0 АН БССР, Минск, 1982.

52. Кощеев В.Н., Синица В.В. Метод вычисления функционалов сечеиий в области неразрешённых резонансов,- "Атомная энергия", 1979, т.47, вып. 2, с. 94-97.

53. Frohner F.H.,Fischer U.,Jahn H.Comparative Study of Neutron Strength Functions for Actinides.- NEANDC (E)-202/U,1979,v.5, p.31.

54. Кендалл M. Дк., Стюарт А, Статистические выводы и связи. М., "Наука", 1973, т.2.

55. Цибуля A.M. Обоснование систем групповых констант для расчёта быстрых реакторов.- Автореферат диссертации на соискание учёной степени канд, физ.-мат. наук, ИАЗ, М., 1980.

56. Радиационный захват быстрых нейтронов. М«, Атомиздат, 1970. Авт.: Ю.Я.Стависский, А.И.Абрамов, А.А.Ваньков и др.

57. Шапиро Ф.Л. Исследования по нейтронной физике.- В кн.: Труды ФИАН, М., "Наука", 1964, т. 24, с. 3.

58. Forman L.,e.a.2^2Th Capture Cross Section Analysis.-In:Proс. Conf. on Neutron Cross Sections and Technology,Knoxville,US, 1971,v.2,p.735.

59. Chaubey A.K.,Sehgal M.L.Neutron Activation Cross Sections at 24 keV.-"Nucl.Phys.",1965,v.66(2),p.267-272.

60. Moxon M.C.The Measurement of Average Neutron Capture Cross Sections in the Mass Region above 100.-AERE-R-6074,1969.

61. Измерения нейтронных сечений радиационного захвата и деления некоторых тяжёлых ядер методом времени замедления в свинце. -Препринт ФЭИ-292, Обнинск, 1971. Авт.: В.Б.Челноков, В.А.Толс-тиков, Ю.Я.Стависский и др.

62. Стависский Ю.Я., Толстяков В.А. Сечения радиационного захвата нейтронов с энергией 0,03-2 МэВ изотопами 55Ми,, I386ct, 232Тй/.~ "Атомная энергия", 1961, т.Ю, вып.5, с.508.

63. Толетиков В.А., Шерман Л.Е., Стависский Ю.Я. Измерение сечений захвата нейтронов с энергией 5-200 кэВ для 238U и 232Tk.-"Атомная энергия", 1963, т.15, вып. 5, с. 414.

64. Lindner М.,Nagle R.J.,Landrum J.H.Neutron Capture Cross Section from 0.1 to 3 MeV by Activation Measurements.-"Nucl.Sci.Engng." 1976,v.59,No.4,p.381.

65. Macklin R.L.,Winters R.R.Stable Isotope Capture Cross Sections from the Oak Ridge Electron Linear Accelerator.-"Nucl.Sci. Engng.",1971,v.78,No.1,p.110.90* Ciirien R.E. ,e.a.Neutron Cross Sections of Thorium-232.-"Nucl.Sci.Engng.",1979,v.72,p.202-215.

66. Yamamuro N.,e.a.Measurement of Neutron Capture Cross Sections with Fe-Filtered Beam.- "J.Nucl.Sci. and Technology",1978, v.15,p.637-644.

67. Poenitz W.P.,Smith D.L.Fast Neutron Radiative Capture Cross. Section of 232Th.- ANL/NDM-42,1978.

68. Kobayashi K. ,Fujita J., Yamamuro N. Measurement of Neutron Capture Cross Section of Thorium-232 from 1 keV to 408 keV.

69. J.Nucl.Sci.and Technology",1981,v.18,No.11,p.823-834.

70. Whalen J.F.,Smith A.B.Note on the Past Neutron Total Cross Section of Thorium.-"Nucl.Sci.Engng.",1978,v.67,No.1,p.129.

71. Poenitz W.P.,Whalen J.F.,Smith A.B.Total Neutron Cross Sections of Heavy Nuclei.- "Nucl.Sci.Engng.n,1981,v.78,No.2, p.333-341.

72. Kobayashi K.,e.a.Neutron Total Cross Section Measurement of Thorium Near 24 keV with an Iron-Filtered Neutron Beam.-"Nucl.Sci.Engng.»,1978,v.65,No.2,p.347-353.

73. Ю5, Smith A.B.,Guenther P.T.Elastic and Inelastic Scattering of Fast Neutrons for Middle and Heavy.Nuclei.-INDSWG 48,1964.

74. Neutron Resonance Spectroscopy.III.232Th and 238U.-"Phys.Rev.",1964,v.134,No.5B,p.985. Auth.:J.B.Garg, J.Rainwater,J.S.Peterson,e.a.107* Uttley C.A.,Newstead C.M.,Diment K.M.Neutron Strength

75. Function Measurements in the Meadium and Heavy Nuclei Proc.Conf. on Nuclear Data for Reactors,Paris,1966. IAEA, Vienna,1967,v.1,p.165-174.108* Corvy P.,Pasquariello G.,Van der Veen T. P-wave Assignment of 232Th Neutron Resonances.- See 1*94. ,p.71£.

76. Keyworth G.'fi.,Moore M.S.Cross Sections of.the Major Trans-actinium Isotopes in the Resonance Region.-See 94. ,p.241.1X0. Vasiliu G.,e.a.Nuclear Data Evaluation for Th-232.-INDC (RUM)-10,1980.

77. Iv Macklin R.L.,Halperin J. 232Th (n,g) Cross Section

78. Measurements in the 2.6 to 800 keV.- "Nucl.Sci.Engng", 1981,v.79,No.1,p.118.

79. Mughabghab S.P.,Garber D.I.Neutron Cross Sections.V.1. Resonance Parameters./З-nd Edition.BNL-325,1973.

80. Haouat G,e.a. Past Neutron Scattering for Actinide Nuclei in the Energy Range 0.6-3.4 MeV.- CEA-N-2197,1. NEANDC (E)215/L,1981.

81. Николаев M.H., Мансуров Г.Н. Совместная оценка нейтронных сечений и угловых распределений упруго рассеянных нейтронов на уране-238 в области неразрешённых резонансов.- си. 72., ч.4, c.IOtWII.

82. Кощеев В.Н., Николаев М.Н. Библиотека нейтронных данных для расчёта групповых констант.- Доклад на 1-ом межотраслевой семинаре "Методы и программы расчёта ядерных реакторов". М., 15-18 ноября 1983.

83. Menlove H.O.,Poenitz W.P.Absolute Radiative Capture Cross Section for Fast Neutrons in 238U.- "Nucl.Sci.Engng.",1968, v.33,p.24.

84. Fricke M.P.,e.a.Measurements of Cross Sections for the Radiative Capture of 1 keV to 1 MeV neutrons by Mo,Rh,Gd,Ta, W,Re,Au and 238U.- See f34l ,p.265.

85. Poenitz W.P.Measurement of the Ratios of Capture and Fission Neutron Cross Section of 235U,238U and 239Pu at 130 to 1400 keV.-"Nucl.Sci.Engng.",1970,v.40,p.383.

86. Poenitz W.P.Measurement of the Neutron Capture Cross Sections of Gold-197 and Uranium-238 between 20 and 3500 keV.-"Nucl.Sci.Engng.",1975,v.57,p.300.

87. De Saussure G.,e.a.Measurement of the Uranium-238 Capture Cross Section for Incident Neutron Energies up to 100 keV. -"Nucl.Sci.Engng.",1973,v.51,p.385-404.

88. Spencer R.R. ,Koppeler F. Measurement of the Uranium-238 Capture Cross Section Shape in the Neutron Energy Region 20 to 550 keV.-In:Proc.Conf. on Nuclear Cross Sections and

89. Теchnology,Washington,D.С1975.NBS,Washington,1975,v.2,p.620.126» Rimawi K.,Chrien R.E.Measurement of 24.3 keV Activation .

90. Cross Sections with the Iron Filtered Technique.-Ibid.,p.920.

91. Le Rigoleur C.,Arnaud A.,Taste J.Absolute Measurements of- 213

92. Neutron Radiative Capture Cross Sections for 2%a, Cr, 55Mn, Pe, Hi, 103Rh, Ta,238U in the keV Energy Range.- Ibid.,p.953.

93. J28. Yamamuro N. ,e.a. Measurement of Neutron Capture Cross Sections Near 24 keV.- Ibid.,p.802.

94. Tolstikov V.A.,Sherman L.E. ,Stavisskii Yu.Ya. A Measurement of the Capture Cross Sections of 238U and 232Th for 5-200 keV Neutrons.J.Nucl.Energy",1964,A/B,v.18,p.599-600.

95. Паниткин Ю.Г., Стависскии Ю.Я., Толетиков В.А. Радиационный захват нейтронов и-238 в диапазоне энергий 0,024 1,1 МэВ.- См. 1. , с.321.

96. Измерение сечений нейтронного поглощения урана-238 методом пропускания в сферической геометрии.- Там же, ч.З, C.2UU. Авт.: А.А.Ваньков, Ю.В.Григорьев, А.М.цибуля и др.

97. Измерение сечения захвата урана-238.- См. 72., ч.2,с.192. Авт.: Ю.В.Адамчук, М.А.Восканян, Г.В.Мурадян и др.

98. Измерение сечений радиационного захвата нейтронов для197и Аи относительно сечения упругого рассеяния нейтронов на протонах.-"Атомная энергия", 1980, т.48, вып.2, с.87-91. Авт.: А.Н.Давлетшин, С.В.Тихонов, А.О.Типунков, В.А.Толстиков.

99. Quan B.L.,Pendl R.H.,Block R.C. The Measurement of the 238U(n,g) Cross Section with an Pe-Piltred Neutron Beam.-"Trans.Amer.Nucl.Soc.",1976,v.23,p.498.

100. Poenitz W.P.,Pawcett L.R.,Smith D.L. Measurements of the- 214 238U(n,g) Cross Section at Thermal and Fast Neutron Energies "Nucl.Sci.Engng.", 1981, v.78, No./3, p.239-247»

101. Коныиин В.А., Суховицкий Е.Ш., Жарков В.Ф. Определение ошибок оцененных данных с учётом корреляций и проведение оцен** ки 6, ( 235п), оС (235и), ^(239рц) И <of (239рц) для БОЯД-3.- Препринт ИТМО АН БССР, Минск, 1978.

102. Yamamuro N.,е.а. Measurement of Neutron Capture Cross Sections with Fe-filtred Technique.- "J.Nucl.Sci. and Technology",1980,v.17,No.9,p.582.

103. Wisehak K.,K£pp£er F. Neutron Capture Cross Section Ratios of 240Pu,242Pu,238U and 197Au in the Energy Range from 10 to 90 keV.-"Nucl.Sci.Engng.",1978,v.66,p.363.

104. Корж И.А., Скляр H.T., Тоцкий И.А. Рассеяние нейтронов с энергией 300, 500 и 800 кэВ на ядрах Мо , Sb , w и и .

105. Укр. физич. журнал", 1964, т.9, с. 929.141. bane R.0.,е.a. Angular Distributions of Scattered Neutrons.

106. Elastic and Inelastic Scattering Cross Sections.-"J.Appl.Phys.",196l,v.12,p.135.

107. Smith A.B. Scattering of Fast Neutrons from Natural Uranium. -"Nucl.Phys.",1963,v.47,p.633-651.

108. Whalen G.F.-Quoted by D.Kopsch,S.Cier;jacks,G. J.Kirouac: Hew Total Neutron Cross Section Measurement of Uranium between 0.5-4.35 MeV.- See 34. ,p.39.

109. Kuroi H.,Mitani H. Adjustment of Cross Section Data to Fit Integral Experiments by Least Squares Method.

110. J.Nucl.Sci. and Technology",1975,v.12,p.663.

111. Cabe J.,e.a. Measurement of Total Neutron Cross Sections of Carbon, Nickel, 235U, 238U and 239Pu between 0.1 MeV and6 MeV.- See 34. ,p.31.

112. Кононов B.H., Полетаев E.Д. Анализ и оценка экспериментальных данных по величине ос РиВ кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сар. Ядерные константы. М., Атомиздат, 1977, вып. 25, с. 23.

113. Smith A.B. Scattering of Fast Neutrons from Natural Uranium.- "Nucl.Phys.",1963,v.47,p.633-651.150. smith A.B. Из работы 34.

114. Cranberg L.,Levin J.S* Inelastic Neutron Scattering by 238U.- "Phys.Rev.",1958,v.109,p.2063.

115. Barnard E.,Ferguson A.T.G.,McMurray W.R. Elastic and Inelastic Neutron Scattering from 238U in the Energy Range 0.0751.6 MeV.- "Nucl.Phys.",1966,v.80,p.46.

116. Barnard E.,De Villiers J.A.M.,Reitmann D. Inelastic Scattering of Fast Neutron from 238U.- See 34"\ ,p.103.154". Guenther P., Havel D., Smith A. Fast Neutron Excitation of the Ground State Rotational Band of U-238. -ANL/NDM-16, 1975.

117. Guenther P.,Smith A.Inelastic Neutron Excitation of the Ground State Rotational Band of 238U.- See 125.,p.862.

118. Winters R.R.,e.a. Uranium-238 Inelastic Neutron Scatteringat 82 keV.-"Nucl. Sci.Engng. ",1981,v.78,No.2,p.147-153.

119. Образование изомера в реакции 258u(n,n')«- См. 72., ч.З, с. 239. Авт.: П.Е.Воротников, В.А.Вуколов, Е.А.Колтыпин и др.

120. Lagrange Ch. Results of Coupled Channels Calculationsfor the Neutrons Cross Sections of a Set of Actinide Nuclei. NEANDC (E) 228/L, 1982.

121. Poortmans P. ,e.a. Resonance Parameters of U below 4.2 keY.- See 33.,p.112.

122. Блохин А.И., Игнатюк А.В. Распределение состояний возбуждённых ядер по чётности.- "Ядерная физика", 1976, т.23, с.61-63.

123. Соловьёв В.Г. Теория сложных ядер. М., "Наука", 1971.

124. Полумикроскопические описания плотности состояний сложных ядер.- В кн.: Физика элем, частиц и атомного ядра (ЭЧАЯ), 1976, т.7, вып. с. 952-988. Авт.: А.Й.Вдовин, В.В.Ворон-ков, Л.А.Малов и др.

125. Абагян Л.П., Корчагина Ж.А., Николаев М.Н. Зависимость плотности уровней и-238 от чётности.- Препринт ФЭИ-636, 1975.

126. Lynn J.E. Progress in Understanding Neutron Interactions with Nuclei.- See 34.,v.1,p.93.

127. Tsang F.Y. ,Brugger R.M.Measurement of the Doppler Effect in

128. Uranium-238.-"Nucl.Sci.Engng.",1979,v.72,p.52.238

129. Haste T.J.,Moxon M.C.Resonance Parameters of U below a Neutron Energy of 520 eY.- See 94.,p.337.

130. Olsen D.K. ,e.a.Precise Measurement and Analysis of Neutron Transmission Through Uranium-238.- "Nucl.Sci.Engng,",1977, v,62,p.479»

131. Сечения радиационного захвата нейтронов ядрами урана-238.-См. 34., с. 667. Авт.: Л.П.Абагян, А.И.Абрамов, М.Н.Николаев и др.

132. Carraro G. ,Kolar W. Neutron Widths of U-238 from 60 eV to 5.7 keV.- See 34.,p.403.

133. U. Rohr G.,Weigmann H.,Winters J. Resonance Parameters from Neutron Radiative Capture in J U.- Ibid.,p.413.

134. Brugger R.M. ,Aminf ar H. Doppler Measurements of See 33. ,p.271.

135. Schenter R.E.,England T.R. ENDF/B-5 Fission Product Cross Section Evaluations. In : Proc. Conf. on Neutron Cross Sections of Fission Product Nuclei, 1979, Bologna, Italy. NEANDC (E) 209/L, 1979.

136. Macklin R.L.,Gibbons J.H.,Inada Т. Fast Neutron Capture Cross Section Measurements with Neutron Time of Flight Methods.-"Nature",1963,v.197,p.369.

137. Mizumoto M.,e.a. Average Neutron Capture Cross Sectionsof 151Eu and 153Eu from 3 to 100 keV.- "JiNucl.Sci. and

138. Technol.",1979,v.16,p.711; Mizumoto M. Neutron Resonance147

139. Parameters and Radiative Capture Cross Sections of ^ Sm and 149Sm.-"Nucl.Phys.",1981,v.A357,p.90.

140. Hockenbury R.W. ,Knox M.R. ,Kanshal N.N. . Fission Product Capture Cross Sections in the keV Region.-.See 125.,p.905-907.

141. Musgrove A.R. A Compilation of S- and P-Wave Neutron Strength

142. Function Data.- AAEC/E-277, 1973.

143. Сечения радиационного захвата быстрых нейтронов и средние резонансные параметры для чётно-чётных изотопов неодима, самария, гадолиния и эрбия.- См, 72. , ч. 2, с. 206. Авт.:

144. B.Н.Кононов, Б.Д.Юрлов, Е.Д.Полетаев, С.М.Тимохов.

145. Анализ средних сечений радиационного захвата быстрых нейтронов ядрами In , Та , Аи и нечётными изотопами европия и самария.- Там же, с. 201.

146. Stupegia D.C.,e.a. Neutron Cross Section of 23^U.-"J.Nucl.Energy", 1981,Parts A/B,v.15,No.4,p.200.

147. Оценка нейтронных сечений в области неразрешённых резонансов.- См. 12.

148. Библиотека многогрупповых сечений поглощения продуктов деления. Изотопы самария Sm -151 и Sm -153. Обзорная информация.- Препринт ФЭИ ОБ-174, Обнинск, 1983. Авт.: Захарова

149. C.М., Абагян Л.П., Юдкевич М.С., Мантуров Г.Н.

150. Lemmel M.D. The Third IAEA Evaluation of the 2200 m/s and. 20°C Maxwelian Neutron Data for 233U,235U,239Pu and 241Pu.- See 125. ,v.1 ,p.266.

151. Moore M.S.,e.a. Parity Assignment of the Pronounced Structure in the Radiative Capture of Neutrons by 238U below 100 keV.- See 33j ,p.151.

152. Mengoni A. ,Reffо G. ,Fabbri F. On the Valence Contribution to the Radiative Width of S-Wave Resonances in Fe and Ni Isotopes.- See 25j,p.755.

153. Шевелёв Я.В. О цене информации в ядерной энергетике.- См. ХХб. .

154. ПрохороваЛ.И., Платонов В.П., Смиренкин Г.Н. Оценка данныхjJ (Е) для 233и , 235и , 238и , 239Ри .- В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. М., Атомиздат, 1975, чЛ, с. 104.

155. Зарицкий С.М., Николаев М.Н., Орлов В.В. Использование макроскопических экспериментов для коррекции констант и уточнения расчёта быстрых реакторов.- Доклад на Советско-Шведском симпозиуме. Дубна, 1972.

156. Dragt J.B.Statistical Considerations on Techniques Measured Integral Parameters. В КН.: Труды трёхстороннего COB8T-ско-бельгийско-голландского симпозиума по некоторым проблемам физики быстрых реакторов. М., ЦНИИатоминформ, 1970, т.2, с. 28.

157. Ваньков А.А., Воропаев А.И. Что даёт интегральный опыт в физике быстрых реакторов.- Препринт ФЭИ-371, Обнинск, 1973.

158. Ваньков А.А., Воропаев А.И. Уточнение групповых констант и расчётных значений функционалов в результате ряда экспериментов на критических сборках БФС.- Препринт ФЭИ-444, Обнинск, 1973.

159. Ваньков А.А., Воропаев А.И., Юрова Л.Н. Анализ реакторно-физического эксперимента. М., Атомиздат, 1977.

160. Усачёв Л.Н., Бобков Ю.Г. Совокупное использование результатов микроскопических измерений и интегральных опытов в проблеме ядерных данных для реакторов.- См. 143., ч.1, с.47.

161. Оптимизация систем констант на основе интегральных экспериментов.- См. 72., ч.4, с.94. Авт.: Л.Н.Усачёв, Ю.А.Казан-ский, В.А.Дулин, Ю.Г.Бобков.

162. Усачёв Л.Н., Бобков Ю.Г. Теория возмущений и планирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов. М., Атомиздат, 1980.201* Мантуров Г.Н. Система программ и архивов ИНДЭКС.- См. 116.*

163. Зизин М.Н., Кудряшов Л.Н., Николаев М.Н. Двумерная модель большого энергетического быстрого реактора-бридера с оксидным топливом и натриевым теплоносителем для проведения тестовых расчётов.- Препринт НИИАР П-4(270), Димитровград,1976.

164. Комплекс программ для расчёта гетерогенных ячеек методом Монте-Карло.- В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. М., ДНИИатоминформ, 1975, с.85-135. Авт.: Коробейников В.В., Куранова А.Я., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н. и др.

165. Усачёв Л.Н., Бобков Ю.Г. О совокупном использовании интегральных и дифференциальных измерений в проблеме ядерных данных для реакторов.- См. 1., ч. 2, с. 139-146.

166. Николаев М.Н, Потребности в ядерных данных для реакторной технологии.- В кн.: Нейтронная физика. Материалы 3-й Всесоюзной конференции по нейтронной физике, Киев, 1975. М., ДНИИатоминформ, 1976, ч. I, с. 5.

167. Усачёв Л.Н., Манохин В.Н., Бобков ЮЛ1. Точность ядерных данных и её влияние на разработку быстрых реакторов. Подход к выработке требований на точность ядерных данных.

168. Тенденции в оценках параметров критичности и воспроизводства перспективного бридера.- В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, 1975, вып. 20, ч. 2, С.112-175. Авт.: А.И.Воропаев, А.А.Ваньков, Б.В.Колосков, М.Ф.Тро-янов.

169. Greehler Р#,Hutchins В.A.,Cowan С.L.Implications of Nuclear Data Uncertainties to reactor Design.- See 34. ,v.1 ,p.17.

170. Савоськин M.M., Морозова Т.Б., Новиковская Е.И. Краб-I пакет программ для расчёта реакторов в одномерной геометрии.- См. П6. .

171. Комплекс программ ТВК-2Д.- В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1983, вып. 4(33), с. 32. Авт.: П.Н.Алексеев, С.М.Зарицкий, Л.Н.Усачёв, Л.К.Шишков.

172. Мантуров Г.Н., Савоськина Г.В. ТВК2ДА и ТВК2ДВ новые возможности комплекса программ ТВК-2Д.- См»116.

173. Коробейников В.В. ММК22П программа расчёта нейтронных полей методом Монте-Карло в подгрупповом приближении.- Препринт ФЭИ-1039, Обнинск, 1980.

174. Коробеиников В.В., Кутузова Л.В. МКРА- программа расчёта нейтронных полей методом Монте-Карло в подгрупповом приближении с точным учётом анизотропии упругого рассеяния.- Препринт ФЭИ-1415, Обнинск, 1983.- 222

175. Серёгин А.С. Аннотация программы trt6ex для малогруппового нейтронно-физического расчёта реактора в трёхмерной гексагональной геометрии.- В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 4(33), с. 59.

176. Пивоваров В.А., Серёгин А.С. Подготовка малогрупповых констант для расчёта реакторов в трёхмерной гексагональной геометрии.- См. II6J.

177. Савоськина Г.В., Великанов В.В. Комплекс программ АРМАНЬЯК.-Таы же.

178. Рязанов Б.г., Савоськин М.М., цибуля A.M. Расчёт гетерогенных эффектов в системе АРАМАКО. Комплекс программ ПОВЕСА.-См. 115., с. 38-42.

179. APAMAK0-2F система обеспечения нейтронными константами расчётов переноса излучения в реакторах и защите.- Препринт ИПМ АН СССР, М., 1976. Авт.: Базазянц И.О., Вырский М.Ю., Гермогенова Т.А. и др.

180. Николаев М.Н. Обеспечение расчётов быстрых реакторов ядерными данными.- В кн.: Ядерные константы, 1972. М., ЦНИИатом-информ, вып. 8, Ч.1, с. 3.

181. Долгов Е.В., Цибуля A.M. Оценка методической погрешности 26-группового приближения.- См. 116.

182. Толстиков В.А., Шорин B.C. Анализ сечения радиационного захвата нейтронов с энергией 1-100 кэВ для ядра В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. М«, Атомиздат, 1975, вып. 20, ч. 2, с. 61.

183. Кольцевой осцилляторный быстрый реактор.- В кн.: Известия АН БССР. Сер. Физ.-энерг. науки, 1971, № I, с. 12. Авт»: Р.К.Гончаров, В.И.Голубев, А.В.Звонарёв и др.

184. Можаев В.К. Изучение баланса нейтронов в уран-плутониевыхсредах с Ко* близким к единице.- Диссертация на соискание учёной степени канд. техн. наук, М., ИАЭ, 1981.

185. Авт.: А.В.Звонарёв, Р.К.Гончаров, Ю.А. Казанский.

186. Chaudat J.P. Experiments in Pure Uranium Lattices with

187. Unit к*,.- KFK 1865 (CEA-R-4552), 1974.

188. EITDP-202.CSEWG Benchmark Cpecifications.- BUL 19302, 1974.

189. Результаты расчётов тестовой модели neacrp Материалы французско-советского семинара "Расчётные и экспериментальные исследования по физике реакторов на быстрых нейтронах", Кадараш, 1983.

190. Расчёты характеристик стандартного быстрого быстрого реактора (международная двумерная тестовая модель ueacrp препринт ФЭИ-802, Обнинск, 1977. Авт.: О.П.Чухлова, А.И.Воропаев, А.А.Ваньков и др.

191. Chaudat J.Р.,е.a. Improvements in the Predicted Characteristics for Past Power Reactor from Integral Jxperiments.1. : Proc.Conf. on Physics of Past Reactors,Tokyo,1973. IAEA, Tokyo,1973,v.3,p.1207.

192. Rowlands J.L., Dean C.J., McDougall J.D. The Production and Performance of the Adjusted Cross Section Set PGL-5.- Ibid.,p.1133.

193. Yiftah S.,e.a.Comparative Analysis of ENDP-B/III and KEDAK for Past Reactor Calculations.- Ibid.,p.1479.233# Marable J.H.,e.a. Cross Section Adjustment Applied to Estimation of Uncertainty in the Breeding Ratio of LMFBR.-See 40.,p.177.