Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Определение содержания 235U, 236U, 237Np, 238U в отработавших ТВС ИРТ методом повторного облучения в реакторе и последующих гамма-спектрометрических измерений

Диссертация: Определение содержания 235U, 236U, 237Np, 238U в отработавших ТВС ИРТ методом повторного облучения в реакторе и последующих гамма-спектрометрических измерений
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

В настоящее время во всем мире работают сотни энергетических и исследовательских ядерных реакторов. Ежегодно из этих реакторов выгружается большое количество отработавших топливных сборок (ТВС)[2"4|. Некоторые сборки затем снова загружаются в реактор для оптимизации выгорания остаточного делящегося материала, другие, достигнув максимального значения выгорания, помещаются в бассейн выдержки до тех… Читать ещё >

Содержание

  • Глава 1. Состояние исследования изотопного состава и выгорания отработавшего ядерного топлива и постановка задачи
    • 1. 1. Задачи исследования отработавшего ядерного топлива
    • 1. 2. Методы определения выгорания и нуклидного состава отработавшего ядерного топлива
      • 1. 2. 1. Неразрушающий и разрушающий методы исследования отработавшего топлива 1О
      • 1. 2. 2. Гамма-спектрометрия
      • 1. 2. 3. Метод определения выгорания по результатам измерений интенсивности излучения нейтронов из отработавших TBC
      • 1. 2. 4. Масс-спектрометрия
    • 1. 3. Условия облучения топлива и исследования TBC на реакторе ИРТ МИФИ
      • 1. 3. 1. Описание реактора
      • 1. 1. 2. Описание конструкции TBC и твэлов
      • 1. 1. 3. Определение выгорания топлива в TBC ИРТ
    • 1. 4. Постановка задачи и диссертационной работы
  • Глава 2. Разработка метода повторного облучения отработавших TBC и последующей спектрометрии их у-излучения для исследования изотопного состава топлива
    • 2. 1. Идея предлагаемого метода исследования отработавшего ядерного топлива для определения остаточного содержания 235U и его выгорания
    • 2. 2. Определение распределения плотности U и его обогащения в свежей необлученной TBC
    • 2. 3. Экспериментальная установка для измерения спектров у-излучения облученных TBC
    • 2. 4. Повторное облучение исследованных TBC и их последующие измерения
    • 2. 5. Контроль за флюенсом нейтронов при повторном облучении исследуемых TBC
    • 2. 6. Анализ у-спектров облученных TBC после длительной выдержки и после повторного кратковременного облучения и их обработка
    • 2. 7. Определение остаточной массы U и его выгорания в TBC
    • 2. 8. Возможность определения остаточной массы 238U TBC по измерению активности 239Np
    • 2. 9. Определение отношения скоростей реакций U (n, y), Np (n, y), U (n, y) к 235U (n, f) в топливе отработавших TBC ИРТ
    • 2. 10. Определение поправок к измеренным отношениям активностей продуктов реакций для учета эффективности регистрации у-квантов различных энергий
    • 2. 11. Определение содержания 236U, 238U и 237Np в отработавших TBC
    • 2. 12. Оценка погрешностей результатов методики

    Глава 3. Экспериментальные результаты и их анализ 84 3.1 Проведение экспериментов на ИРТ МИФИ 84 3 .2 Распределение плотности 235U в свежей необлученной TBC 87 3 .3 Распределение активности 140La по азимутальному направлению

    3.4 Распределение активностей насыщения продуктов деления и мониторов потока тепловых нейтронов по высоте TBC

    3.5 Результаты определения количества U и его выгорания в исследованных TBC

    3.6 Результаты определения количества U по измерению активности Np

    3.7 Результаты определения отношения скоростей реакций захвата в 236U, 237Np и 238U к делению 235U в топливе отработавших TBC

    3.8 Результаты определения количественного содержания и Np в отработавших TBC

    3.9 Выводы и обсуждение предлагаемого метода 111

    Заключение 116

    Приложение 118

    Список литературы

Определение содержания 235U, 236U, 237Np, 238U в отработавших ТВС ИРТ методом повторного облучения в реакторе и последующих гамма-спектрометрических измерений (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

В настоящее время во всем мире работают сотни энергетических и исследовательских ядерных реакторов. Ежегодно из этих реакторов выгружается большое количество отработавших топливных сборок (ТВС)[2"4|. Некоторые сборки затем снова загружаются в реактор для оптимизации выгорания остаточного делящегося материала, другие, достигнув максимального значения выгорания, помещаются в бассейн выдержки до тех пор, пока после необходимого охлаждения они не будут отправлены на объект долговременного хранения, переработку или на захоронение.

Выгорание топлива выражается двумя взаимосвязанными величинами: глубиной выгорания в процентах, т. е. процентным отношением исчезнувших ядер к числу делящихся ядер, первоначально присутствовавших в TBC, и энерговыработкой (в мвт/сут-кг), которая определяется путем распределения интегральной энерговыработки активной зоны по отдельным TBC. По сложившейся традиции на исследовательских реакторах выгорание определяют как процентное.

235 отношение числа ядер U, исчезнувших в результате реакций деления и захвата, к числу ядер 235U, первоначально присутствовавших в TBC. Выгорание TBC на исследовательских реакторах определяют разными методами, в том числе по интегральной энерговыработке за период облучения TBC в реакторе и распределению этой энерговыработки по отдельным TBC.

Определение выгорания топлива в ядерных реакторах имеет большое значение для их эффективной и безопасной работы. Измерение глубины выгорания отработавших TBC с приемлемой точностью представляет достаточно трудную задачу. В экспериментальных исследованиях выгорание определяется различными непрямыми методами. Для проведения контрольных измерений выгорания используются прямое у-сканирование, метод изотопных корреляций, измерение нейтронной активности отработавших TBC, масс-спектрометрические анализы образцов отработавшего топлива и другие ?5,6]. Наибольшее число исследований выгорания TBC проводилось на энергетических реакторах. В Российской Федерации (РФ) методы контроля выгорания разработаны в РНЦ, РИАН, НИИАР [3,7−9]. Цель работы.

Целью настоящей работы была разработка неразрушающей методики определения содержания и изотопного состава урана и высокоточного определения его выгорания в высокообогащенном топливе TBC ИРТ. Метод основан на повторном облучении отработавшей и свежей TBC в реакторе и последующем измерении относительной интенсивности у-излучения образовавшегося продукта деления 140La и.

236 т т 237хт 238 т т отношении активностей продуктов захвата нейтронов в U, Np и U к активностям продуктов деления 235U. Главные особенности и преимущества разработанной методики следующие:

— свежие TBC используются как стандартный образец с известным из паспорта значением массы U с высокой точностью;

— при относительных измерениях устраняются погрешности, связанные с величиной эффективности измерительной установки и с поглощением измеряемого у-излучения на пути от TBC до детектора;

— для расчета величины выгорания не требуются ядерные данные о продуктах деления и связанные с ними погрешности (кроме периодов полураспада, которые известны с высокой точностью);

— полученный результат не зависит от истории работы TBC в реакторе и времени её последующей выдержки;

— применяемый в данном эксперименте метод у-сканирования позволяет получить подробную информацию о распределении остаточного содержания 235U и его выгорания по высоте TBC;

— метод повторного облучения позволяет определить содержание в отработавших TBC важных нуклидов ZJOU, ZJ/Np, ZJOU) без проведения разрушающих анализов.

Актуальность проблемы:

— Одной из главных тенденций в развитии ядерной энергетики является повышение выгорания топлива, дающее большой экономический эффект за счет экономии TBC Ц-3]. При этом возрастает время работы топлива в реакторе, снижается нагрузка на заводы-изготовители и переработчики отработавшего топлива, уменьшается потребность в хранилищах. Работа по увеличению выгорания требует точной информации о достигнутом выгорании TBC, которую получить с помощью представленного в диссертации метода.

— В связи с ростом опасности терроризма существует необходимость усиления контроля за делящимися материалами, в том числе и содержащимися в отработанном реакторном топливе. Для этого требуются новые, более точные методы неразрушающегося контроля, к числу которых относится разработанный автором диссертации метод.

— Из-за недостаточной точности определения абсолютной величины выгорания TBC существующими неразрушающими методами и высокой стоимости и трудоемкости разрушающих методов в настоящее время существует потребность в новых экспериментальных методах определения выгорания и изотопного состава топлива отработавших TBC. Наиболее широко для контроля изотопного состава облучаемого топлива используют расчеты. Для получения экспериментальных данных о топливе ИРТ, которые могут служить тестами для проверки и коррекции расчета, может служить метод представленный в настоящей диссертации.

— Точные данные об остаточном содержании урана нужны для оценок.

23 8 244 накопленных Pu, Cm и других нейтронных эмиттеров с целью соблюдения норм безопасности при тесном хранении выгруженных из реактора TBC.

Научная новизна:

— впервые разработан и реализован метод определения выгорания, основанный на повторном облучении и последующем измерении излучения цельных отработавших TBC;

— впервые создан неразрушающий метод определения выгорания, не чувствительный к истории облучения исследуемой TBC;

— впервые в неразрушающих опытах наблюдалось и измерялось у-излучение актиноидных нуклидов 237U, 238Np, 239Np из отработавших ллн.

TBC и оценивалось содержание U, U, Np в топливе;

— достигнута более высокая точность определения остаточного.

235 содержания U и выгорания по сравнению с другими методами неразрушающего контроля.

Практическая значимость:

— разработан метод, позволяющий определять остаточное содержание 235U и выгорание в отработавшей TBC исследовательских реакторов с точностью, значительно (в два и более раза) превышающей возможности других неразрушающих методов;

— результаты, полученные с помощью разработанного метода, могут быть использованы для тестирования расчетов и повышения их точности, что ведет к повышению экономической эффективности эксплуатации реакторов;

— получен комплекс данных о содержании в топливе отработавших TBC ИРТ МИФИ 235U, 236U, 238U, 237Np, которые служат для проверки расчетов и оценки количества урана и изотопного состава топлива, содержащегося в этих TBC;

— получены данные о распределении выгорания по высоте отработавших TBC, позволяющие определить среднее и максимальное выгорание. Эти значения систематически отклоняются от расчетных величин, которые оказались на несколько процентов завышенными.

Выносятся на защиту;

— методика определения остаточного содержания U и выгорания отработавшей TBC;

— результаты определения остаточного содержания U и выгорания трех отработавших TBC ИРТ МИФИ;

236 23 S 237.

— методика и результаты определения содержания U, U, Np в двух отработавших TBC ИРТ МИФИ;

— результаты оценки погрешностей полученных данных.

Данная диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, приложения, списка цитируемой литературы.

Заключение

.

Предложен неразрушающий метод определения содержания в высокообогащенном отработавшем реакторном топливе ряда важных тяжелых нуклидов. Метод основан на повторном облучении TBC и последующих у-спектрометрических измерениях. Определяемые величины находят из относительных измерений, используя в качестве эталона аналогичную свежую TBC.

Метод апробирован в экспериментах с тремя отработавшими и двумя свежими TBC ИРТ-ЗМ реактора ИРТ. Получены данные о максимальном и среднем выгорании и остаточном содержании 235U в отработавших TBC.

Экспериментальное выгорание топлива исследованных TBC меньше расчетного, однако различие не превышает погрешности расчета, которая составляет 10%.

Проанализированы источники погрешностей полученных результатов, установлена суммарная погрешность, составляющая меньше 2% (1а). Таким образом, по уровню точности предложенный метод превосходит все ранее описанные применяемые для той же цели неразрушающие методы.

Продемонстрирована возможность применения метода повторного облучения отработавших TBC для определения содержания в их топливе.

ЛЛ/* ЛЛО ЛЛЧ.

U, U, Np. Подобная информация из неразрушающих анализов никогда ранее не была получена.

Совокупность полученных данных дает возможность более аккуратно проверить и откорректировать расчеты выгорания и изотопных превращений в топливе ИРТ, и в итоге более обоснованно планировать меры по повышению эффективности и безопасной эксплуатации реактора, точнее паспортизовать отработавшие TBC, отправляемые на химическую переработку.

Значительный интерес представляет вопрос о возможности применения метода повторного облучения для исследования TBC с меньшим обогащением топлива. Снижение обогащения TBC исследовательских реакторов — современная тенденция, диктуемая соображениями об уменьшении опасности несанкционированного применения ядерных материалов.

В топливе с меньшим обогащением (например 40% или 20% по 235U) сильно увеличится содержание 238U, соответственно возрастет.

ЛЛЛ накопление Ри и его вклад в деление. Поэтому значительная часть осколков, образующихся при повторном облучении отработавшей TBC,.

235 будет происходить от делений плутония, а не только от U, как в случае TBC ИРТ-ЗМ. Можно разделить вклады двух делящихся нуклидов, если использовать для измерений два продукта деления: 140La с близкой.

235 239 вероятностью образующийся при делении U и Ри, и другой продукт деления, вероятности образования которого сильно различаются. Однако.

235 погрешность определения остаточного содержания U (и его выгорания) может при этом существенно ухудшиться. Таким образом, перспектива распространения предложенного метода на анализ TBC с уменьшенным обогащением топлива не совсем ясна и требует дальнейшей проработки, что выходит за пределы данной диссертации.

В заключение автор считает своим долгом выразить благодарность Китайской Академию Инженерной Физики за финансовую и моральную поддержку. Автор выражает глубокую благодарность своему научному руководителю A.B. Бушуеву за внимание к работе, помощь и поддержку. Автор благодарен А. Ф. Кожину и В. Н. Зубареву за большую и интересную совместную работу, за понимание, за внимание к решавшимся проблемам. Особую благодарность хочется выразить М. В. Шуровсюой и коллективу реактора ИРТ-МИФИ за обеспечение необходимых данных, оборудования и технических консультаций, и за внимание к решавшимся проблемам. Автор признателен всем за полезное обсуждение диссертационной работы.

Показать весь текст

Список литературы

  1. В. В. Роль неразрушающего контроля в решении проблемы повышения выгорания ядерного топлива в реакторах PWR И BWR. Атомная техника за рубежом, 1983, № 1.
  2. А. Г., Волков В. С., Солонин М. И. Тепловыделяющие Элементы Ядерных Реакторов. Москва Атомиздат, 1996.
  3. А. М., Миллер О. А. Определение выгорания в твэлах из относительного содержания двух продуктов деления. В сб. «Доклады на Симпозиуме СЭВ по состоянию и перспективам развития АЭС с водо-водяными реакторами», т.2, с.340−356, М., 1968.
  4. Ядерное Общество России. № 3−4, июнь 2004.
  5. В. В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. -М. :Энергоатомиздат. 1988.
  6. Д., Энсслин Н., Смит X., Крайнер С. Пассивный Неразрушающий Анализ Ядерных Материалов. Пер. с англ. М.: ЗАО «Издательство Бином», 2000.
  7. Л. В., Демидов А. М., Котельников Г. А., Миллер О. А. Определение выгорания в твэлах при помощи полупроводникового германиевого гамма-спектрометра. Атомная Энергия, т.21, вып.5, с.412−415, 1966.
  8. А. В., Макарова Т. П. и др. Радиохимические исследования отработавшего топлива ВВЭР. Радиохимия, 1982, № 5, с. 656.
  9. A.B. Методы анализа нуклидного состава отработавшего топлива ядерных реакторов. М., МИФИ, 1989.
  10. Report to the American Physical Society by the Study Group on Nuclear Fuel Cycle. Rev. of Mod. Phys, vol 50, N1, part II, 1978.
  11. Proceeding of Internal Couf. «Nuclear Power and Its Fuel Cycle». Salxbung, 1977.
  12. А. С., Романов Ю. Ф. Получение трансурановых элементов при нейтронном облучении. М.: Атомиздат, 1970.
  13. . А., Ганев И. X., Лопаткин А. В. и др. Влияние глубины выгорания и выдержки облученного ядерного топлива на отношение массы Am, Cm, Np и делящегося плутония. Атомная энергия, Т. 96, Вып. 2, Февраль 2004.
  14. Л. Неймотин, В. Свиридова, Каталог приборов для учета и контроля ядерных материалов. № BNL-65 619−99/01-Rev. 1999.
  15. D. Cobb, J. Phillips, G. Bosler и др. Nondestructive Verification and Assay System for Spent Fuels. Los Alamos National Laboratory Report LA-9041, Voll. 1982.
  16. G. F. Knoll, Radiation Detection and Measurement, Second Edition. New York, 1988.
  17. А. И. Абрамов, Ю. А. Казанский, E. С. Матусевич. Основы экспериментальных методов ядерной физики. Изд. 3, М.: Энергоатомиздат, 1985.
  18. Н. Г. Волков, В. А. Христофоров, В. А. Ушакова. Методы ядерной спектрометрии. М.: Энергоатомиздат, 1990.
  19. S. Т. Hsue, С. R. Hatcher, К. Kaieda. Cooling Time Determination of Spent Fuel. Nuclear Materials Management 8, 76, 1979.
  20. H. Graber, A. Keddar, G. Hofmann. Gamma-spectrometric Determination of Burn-up and Cooling Time of Irradiated ECH-1 Fuel Assemblies. Proceedings of a Symp. on Nuclear Safeguards Technology, Vienna, 1978, v. l, p.p. 353−368. IAEA, Vienna, 1979.
  21. А. А. Определение выгорания топлива в тепловых и быстрых реакторах. Атомная техника за рубежом, 1980, № 6, с 18.
  22. Guidebook on Non-destructive Examination of Water Reactor Fuel. IAEA VEENNNA, 1991
  23. Hankansson A, Basklin A. High Resolution Gamma-ray Spectroscopy Measurements of Spent Fuel. Proc. of a Symp. on intern. Safeguards Organized in Coop, with the Amer. Nuclear Soc. Technology, Vienna, 14−18 Mar. 1994, v.2, p.p. 439−449. IAEA, Vienna.
  24. П. И. Разработка неразрушающих методов анализа состава топлива ядерных реакторов. Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып. 5.
  25. Hanna G. L. Safeguards Verification of Spent Materials Testing Reactor (MTR) Fuel Using Gamma-ray Spectroscopy. Proceedings of a Symp. on Nuclear Safeguards Technology, Vienna, 1978, v. l, p.p. 369−386. IAEA, Vienna, 1979.
  26. S T. Hsue, T.W. Crane, W.L. Talbert, J С Lee. Nondestructive Assay Methods for Irradiated Nuclear Fuels. Los Alamos Scientific Laboratory Report LA-6923,1978.
  27. D.L. Johnson. Evaluation of Neutron Yields from Spontaneous Fission of Transuranic Isotopes. Transactions of the American Nuclear Society 22, 673, 1975.
  28. E. K. Hyde. Nuclear Properties of the Heavy Elements, Ш. Dover Publications, New York, 1971.
  29. J. K. Bair, J. Gomez del Campo. Neutron Yields from Alpha-Particle Bombardment. Nuclear Science and Engineering 71, 18. 1979.
  30. А.Г., Макарова Т. П., Степанов А. В. и др. Определение нейтронной эмиссии отработавшего топлива РБМК по результатам разрушающего анализа, Атом энергия, Т.93, Вып. 4, Октябрь 2002.
  31. J. R. Phillips, G. Е. Bosler, J. К. Halbig и др. Neutron Measurement Techniques for the Nondestructive Analysis of Irradiated Fuel Assemblies. Los Alamos National Laboratory Report LA-9002-MS. 1981.
  32. S. T. Hsue, J. Stewart, K. Kaieda и др. Passive Neutron Assay of Irradiated Nuclear Fuels. Los Alamos Scientific Laboratory report LA-7645-MS, 1979.
  33. Fedotov P.I. Kazarinov N.M. Voronkov A. A. The Use of Inherent and Induced Neutron Radiation for Non-destructive Analysis. Nuclear material safeguards, vol. 1, p395, Vienna 1978.
  34. P. M. Rinard. Neutron Measurements in Borated Water for PWR Fuel Inspections. Los Alamos National Laboratory report LA-10 758-MS, 1986.
  35. P.M. Rinard, G. E. Bosler. BWR Spent Fuel Measurements with the ION-l/Fork Detector and Calorimeter. Los Alamos National Laboratory report LA-8707-M, 1983.
  36. H. Graber, A. Kedder. A Gamma-spectrometric Determination of Burnup of Irradiation Fuel Assembles. IAEA-SM, 231/129.
  37. A. A. Физика и техника масс-спектрометрических приборов и электромагнитных установок. Москва. Энергоатомиздат, 1983.
  38. Paul de Biver Adv. Mass Spectrum, N7,1977.
  39. Ю. Браун T. Кирш M. Анализ методом изотопного разбавления. Москва, Атомиздат, 1975.
  40. Реактор ИРТ МИФИ. Инструкция по эксплуатации. № 609Ц. 0096-И-03. Москва. 1996.
  41. Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. П. Исследовательские ядерные реакторы. М., Энергоатомиздат, 1985.
  42. Гончаров В В., Глухов А. М. и др. Создание ТВС типа ИРТ-ЗМ для реакторов и опыт их использования, Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции исследовательских реакторов в странах. Москва, 2225 июня 1982.
  43. В.Т. и др. Исследование некоторых физических и тепловых характеристики реактора ИРТ-М. Симпозиум опыт эксплуатации использования исследовательских реакторов, 1974.
  44. Ерыкалов, А Н. и др. Тепловыделяющая сборка ВВР-М5. Препринт № 149, июнь 1979, ЛИЯФ.
  45. В.Г., Емельянов И. Я., Жирнов Ф. Д. и др. Некоторые вопросы снижения обогащения топлива в исследовательских реакторов, Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции исследовательских реакторов в странах. Москва, 22−25 июня 1982 г.
  46. Ю.Ф., Финогенов К. Г., Автоматизация физического эксперимента, М. Энергоатомиздат, 1986. 368 с.
  47. Исследовательский ядерный реактор ИРТ МИФИ, Пособие по эксплуатационной практике. Москва 2000.
  48. А.С., Калашников В. В., Головнин И. С. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1966.
  49. ФростБ. Твэлы ядерных реакторов. М. ., Энергоатомиздат, 1986.
  50. А. В., Зубарев В. Н., Кожин А. Ф., Хаддад К., Алферов В. П., Портнов А. А., Щуровская М. В. Экспериментально-расчетное исследованиеполя энерговыделения и выгорания топлива ИРТ. Атомная энергия. 2000. Т. 88. Вып. 6.
  51. Сборки тепловыделяющие ИРТ-ЗМ. Техническое описание и инструкции по эксплуатации.
  52. A.B., Хаддад К., Зубарев В.Н и др. Изотопный состав и распределение топлива в TBC ИРТ МИФИ. М.: МИФИ / Препринт, 52 000, 2000.
  53. М.В., Алферов В. П., Цинегин A.A., Хромов В В. Разработка и верификация расчетной модели ИРТ МИФИ. Атомная энергия. 1996. Т.81. Вып. 5.
  54. N.Belousov, S. Bichkov, Y. Marchuk et al. The Code GETERA for Cell and Polycell Calculations. Models and Capabilities -Proceedings of the 1992 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, 1992, Charleston, USA.
  55. С.А., Марчук Ю. В., Пряничников C.B. Комплекс программ GETERA. Руководство пользователя. М., 1992.
  56. Экспериментально-расчетное исследование поля энерговыделения и выгорания TBC ИРТ МИФИ. Кандидатская диссертация Хаддада К. Москва 2002.
  57. IMCA Inspector. Учебно-методический центр по учету и контролю ядерных материалов. Обнинск, 1998.
  58. Т.К. и др. Исследование возможностей гамма-спектрометрического метода определения изотопного состава урана с помощью переносного гамма-спектрометра U-Pu Inspector. Вторая российская международная конференция МРС&А-2000, Обнинск, май, 2000 г.
  59. А.В. и др. Определение обогащения урана с помощью программы FRAM. Всероссийская молодежная ядерная конференция «Будущее России и ядерные технологии», 28.06−02.07.99, Обнинск.
  60. Thomas Е. Sampson, Thomas A. Kelly. User’s Manual for the PC/FRAM code. Los Alamos National Laboratory (1998).
  61. R., Ruther W., Viller H. И др. MGAU: A New Analysis Code for Measuring U-235 Enrichments in Arbitral Samples. IAEA Symposium on International Safeguards, Vienna, Austria, Nov. 8−14,1994
  62. Немец О Ф., Гофман Ю. В. Справочник по ядерной физике. Киев, 1975.
  63. J.W. Robinson. Handbook of Spectroscopy. CRC PRESS, INC.
  64. Крамер-Агеев E.A., Трошин B.C., Тихонов В. Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М., Атомиздат, 1976.,
  65. С.С., Петров В. И., Самойлов П. С. Радиометрия нейтронов активационным методом. М., Атомиздат, 1983.
  66. .А., Степанов Э. К., Ярына В. П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. М., Энергоатомиздат, 1990.
  67. Е.И., Трошин B.C. Измерение активности 93mNb в нейтроно-активационных детекторах. Измерительная техника., 1997, № 12, с. 42.
  68. В.В. и др. Реконструкция реактора ИРТ в ИАЭ имени И. В. Курчатова, Препринт 992. М., 1965 г.
  69. С.С. Ядерно-физические методы диагностики и контроля активных зон реакторов АЭС, Энергоатомиздат, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10.
  70. Ю. А. Матусевич Е.С. Экспериментальные методы Физики реакторов. М. Энергоатомиздат, 1984. -272с.
  71. JEF-PC Version.2. A PC Program for Displaying Data from the Joint Evaluated File (JEF) Library.
  72. An-Gamma Версия 3.24. программное обеспечение гамма-спектрометра, НПЦ «АСПЕКТ», г. Дубна, Россия.
  73. А. А. Пакет прикладных программ для обработки экспериментальнойинформации на мини-ЭВМ. 1||§ 1§ аппаратное и программное обеспечение систем автоматизации ядерно-физического эксперимента препринт: М.:, Энергоатомиздат. 1982.
  74. А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. 3-е изд., перераб. И дол. М.: Энергоатомиздат, 2002. — 464 е.: ил. — 80. R D. Evans. The Atomic Nucleus. McGraw-Hill Book Co., New York, 1995.
  75. В. А. Климанова, E. Д. Чистова. Сечение взаимодействия гамма-излучения. Справочник для энергий 0,001−100МэВ и элементов с 1 до 100. Москва, Атомиздат, 1973.
  76. Decay Data of the Transactinium Nuclides. Technical Reports. Ser. N261, Vienna, IAEA, 1986.
  77. National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY 11 973−5000, Nuclear Structure & Decay Data (02/18/2004).
  78. Table Curve for Windows Ver 1.10. AISN Software, Jandel Scientific. 1993.
  79. Государственная система обеспечения единства измерений. Прямыеизмерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатовj наблюдений. Основные положения. ГОСТ 8.207−76. Издательствостандартов, Москва, 1986.
  80. A. G. Frodesen и др. Probability and Statistics in Particle Physics. 1979. ' 87. E. W. Ronald и др. Probability and Statistics for Engineers and Scientists 2End.
  81. Macmillan, New York, 1978.
  82. X. C. Wu, Z. Y. Feng. Data Analysis for Experiment of Nuclear Physics. Chinese
  83. Atom Publishing Company. Beijing, 1988.
  84. S. Meyer. Data analysis for Engineers and Scientists. John Wiley and Sons, 1977.
  85. В. Ф. Справочник по радиационной безопасности. 3-е изд. J М.: Энергоатомиздат, 1987.
Заполнить форму текущей работой

На отлично!