автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Система контроля выгорания облученного ядерного топлива ВВЭР в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА.

1.1. Общие положения.

1.2. Обоснование использования выгорания как параметра ядерной безопасности.

1.3. Современные методы и средства контроля ядерных материалов и определения выгорания топлива.

1.4. Постановка задач исследования.

ГЛАВА 2. МОДЕЛИРОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И ВЫБОРА

РЕПЕРНЫХ ИЗОТОПОВ ДЛЯ КОНТРОЛЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ.

2.1. Описание процесса накопления продуктов деления в облученном топливе.

2.2. Обоснование метода контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при транспортно-технологических операциях.

2.3. Результаты имитационного моделирования процессов накопления продуктов деления.

2.4. Выводы по второй главе.

ГЛАВА 3. ИМИТАЦИОННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ СИСТЕМ КОНТРОЛЯ ВЫГОРАНИЯ

ТОПЛИВА.

3.1. Построение структурной схемы системы.

3.2. Задачи имитационного моделирования с учетом конкретной геометрии тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000.

3.3. Общие соотношения для определения интенсивности у-излучения.

3.4. Алгоритм расчета интенсивности у-излучения в точке расположения детектора.

3.5.Результаты моделирования.

3.6.Выводы по третьей главе.

ГЛАВА 4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ МЕТОДИКИ КОНТРОЛЯ

ВЫГОРАНИЯ ОЯТ В РЕАЛЬНОМ ВРЕМЕНИ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ТТО.

4Л. Экспериментальная установка.

4.2. Методика и результаты проведения экспериментов на оборудовании АЭС.

4.3. Методика контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении ТТО.

4.4. Оценка погрешностей определения выгорания облученного ядерного топлива.

4.5. Дополнительные задачи, решаемые с помощью созданного прототипа промышленной системы контроля выгорания ОЯТ.

4.6. Выводы по четвертой главе.

Актуальность темы исследования

В соответствии с правилами безопасности (ПНАЭ Г 14-029-91) консервативный подход по обоснованию ядерной безопасности при хранении и транспортировки облученного ядерного топлива (ОЯТ) на АЭС может быть снят при наличии контроля выгорания облученного ядерного топлива.

Именно использование системы по контролю выгорания ОЯТ позволяет реально контролировать состояние ядерной безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива, и снижать финансовые затраты при обращении с ОЯТ. При этом снижение финансовых затрат обусловлено увеличением загрузки облученного ядерного топлива в действующее оборудование (контейнеры сухого хранилища ОЯТ (СХОЯТ), транспортные контейнеры) или проектированием нового оборудования для ОЯТ без учета консервативного подхода при обосновании ядерной безопасности.

Наличие системы контроля выгорания ОЯТ позволит:

1. Более эффективно решить проблемы с хранением ОЯТ в сухих хранилищах. Необходимость строительства данных объектов в России и странах Восточной Европы в настоящее время обусловлена практически заполненными действующими хранилищами и проблемами, связанными с долговременным хранением облученного ядерного топлива в водной среде. На Запорожской АЭС (Украина), АЭС «Пакш» (Венгрия), АЭС «Богуница» (Словакия) уже эксплуатируются сухие хранилища ОЯТ. Обеспечение контроля выгорания

ОЯТ, отгружаемого в контейнеры СХОЯТ, позволит осуществить полную загрузку \ контейнера. Так для контейнеров СХОЯТ4 3АЭС позволит увеличить загрузку с 22, разрешенных в настоящее время до проектных 24 облученных TBC (ОТВС).

2. Использовать штатные транспортные контейнеры с полной загрузкой для транспортировки ОТВС с начальным обогащением более проектного. Переход на обогащение TBC более 4,4% по 235U для ВВЭР-1000 и на обогащение TBC более 3,6 % по 235U для ВВЭР-440 позволяет увеличить длительность топливных загрузок и осуществить переход на четырех - и пятилетние топливные циклы. Именно применение контроля выгорания ОЯТ позволило осуществить загрузку 30 ОТВС начального обогащения 4,4% по 235U для реактора ВВЭР-440 в транспортные контейнеры ТК-6 на Кольской АЭС.

3. Реализовать основной принцип функционирования системы государственного учета и контроля ядерных материалов (ЯМ) в части измерения состава и количества ЯМ.

Совмещение контроля выгорания ОТВС в реальном времени с транспортно-технологическими операциями (ТТО) позволит дополнительно увеличить эффективность эксплуатации АЭС, за счет увеличения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ).

В настоящее время такие системы контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при транспортно-технологических операциях на АЭС отсутствуют.

С учетом изложенного выше, можно сделать вывод о необходимости создания системы для контроля выгорания облученного ядерного топлива, позволяющей сократить время измерений, повысить безопасность и эффективность эксплуатации АЭС. Диссертация посвящена решению поставленной задачи. Связь научных исследований диссертации с отраслевыми программами Диссертационная работа выполнена в соответствии с требованиями, изложенными в:

• «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения», утвержденной коллегией Минатома 21.12.1999г. - 35с.

• «Концепции системы государственного учета и контроля ядерных материалов», утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации 14.10.1996г. -4с.

• «Концепции модернизации перегрузочных машин для энергоблоков АЭС с ВВЭР, утвержденной техническим директором концерна «Росэнергоатом» 23.11.2001г. -56с. Цель и задачи исследования

Целью диссертационной работы является совершенствование методов и технических средств контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при транспортно-технологических операциях, позволяющих сократить время измерения, повысить безопасность и эффективность эксплуатации АЭС.

Достижение указанной цели потребовало поиска решения следующих задач:

• анализ существующих систем контроля выгорания ядерного топлива, применяемых в ядерной энергетике;

• моделирование накопления продуктов деления (ПД) в ОТВС при делении ядерного топлива;

• выбор реперных изотопов для обеспечения возможности проведения контроля выгорания в реальном времени;

• исследование процессов формирования полей собственного у-излучения ОТВС в точке расположения детектора;

• имитационное моделирование системы контроля выгорания облученного ядерного топлива;

• создание экспериментальной установки для исследования метода и технических средств по контролю выгорания ОЯТ в реальном времени при выполнении ТТО;

• создание методики контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при выполнении ТТО.

Объект и предмет исследования

Объектом исследования являются процессы выгорания облученного ядерного топлива

ВВЭР.

Предметом исследования являются методы измерения и технические средства по контролю выгорания ОЯТ в реальном времени при выполнении ТТО.

Методы исследования

Для решения поставленных задач использованы, методы математического моделирования, экспериментального исследования на опытной установке и промышленном оборудовании.

Научная новизна полученных результатов

• разработана концепция контроля выгорания облученного топлива в реальном времени при выполнении ТТО;

• уточнен выбор реперных изотопов для обеспечения возможности проведения контроля выгорания в реальном времени, без использования дополнительной информации предоставляемой оператором ЯЭУ;

• разработаны математические модели формирования полей собственного у-излучения TBC в точке расположения детектора и аппаратурных спектров у-излучения;

• предложена методика контроля выгорания ядерного топлива в реальном времени при выполнении ТТО без использования дополнительной информации о времени выдержки и начальном обогащении, предоставляемой оператором ЯЭУ.

Достоверность и обоснованность результатов.

Достоверность и обоснованность результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждаются следующим:

• использованием при решении сформулированных задач исследования методов математического моделирования, основанных на апробированных теоретических разработках;

• применением CdZnTe-детекторов, позволяющих проводить измерения спектров у-излучения непосредственно во время извлечения ОТВС из стеллажей бассейна выдержки;

• хорошим совпадением расчетных значений выгораний, полученных при имитационном моделировании с экспериментальными значениями выгораний;

• статистической оценкой теоретических и экспериментальных зависимостей активностей ПД от выгорания на соответствие критерию согласия %2. Полученные значения %2, при доверительной вероятности 0,95 меньше табличных нормируемых значений.

Практическая ценность работы

• создан и апробирован в условиях АЭС прототип промышленной системы контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при выполнении ТТО. Опытный образец использовался для отработки методики контроля выгорания на 1-3 блоках Запорожской АЭС;

• разработанная методика может быть использована для контроля выгорания ОТВС перед загрузкой в транспортные контейнеры, контейнеры СХОЯТ, при учете и контроле ядерных материалов.

Реализация результатов работы Материалы диссертационной работы позволят:

• выполнить раздел 4.2.2 «Концепции модернизации перегрузочных машин для энергоблоков АЭС с ВВЭР», утвержденной техническим директором концерна «Росэнергоатом» от 23.11.2001г., в части создания промышленной системы контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций;

• повысить экономические показатели работы АЭС без снижения уровня безопасности при обращении с ЯТ за счет совмещения выполнения контроля выгорания облученного ядерного топлива с ТТО;

• обеспечить полную загрузку контейнера СХОЯТ, за счет использования контроля выгорания ЯТ. Так для контейнеров СХОЯТ ЗАЭС позволит увеличить загрузку с 22, разрешенных в настоящее время, до проектных 24 ОТВС;

• использовать штатные транспортные контейнера с полной загрузкой для транспортировки ОТВС начального обогащения более 4,4% по и для энергоблока с ВВЭР-1000 и ОТВС начального обогащения более 3,6% по 235и для энергоблока с ВВЭР-440;

• осуществлять учет и контроль ЯМ на основе результатов измерений.

Личный вклад автора в работу

Все научные результаты, изложенные в диссертации, получены автором самостоятельно. В работах, написанных совместно, автору диссертации принадлежит:

• концепция контроля выгорания облученного ядерного топлива в реальном времени при выполнении ТТО;

• методология и критерии выбора изотопов для обеспечения возможности определения выгорания, времени выдержки и начального обогащения в реальном времени;

• постановка задачи на разработку прототипа промышленной системы контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при ТТО, формирование технических требований;

• технические решения по разработке прототипа промышленной системы контроля выгорания ОЯТ;

• постановка задачи на проектирование аппаратуры, обеспечивающей проведение измерений в реальном времени при высоких значениях интенсивности излучения, формирование технических требований;

• алгоритм моделирования интенсивности поля у-излучения в точке расположения детектора. При этом модель учитывает физическое поглощение у-излучения продуктов деления в конструкционных материалах ОТВС и водной среде бассейна перегрузки в зависимости от энергии излучения, а также геометрическое ослабление;

• программа и методика проведения измерений на промышленном оборудовании 1 блока Запорожской АЭС;

• методика контроля выгорания ядерного топлива в реальном времени при выполнении ТТО.

Апробация результатов работы

Основные положения и результаты диссертационного исследования докладывались автором и обсуждались на научно-технических конференциях и семинарах:

• 2-й российской международной конференции «Учет, контроль и физическая защита ядерных материалов», Обнинск, 2000 г.;

• Nuclear Science Symposium, Lyon, France, 2000 г.;

• Второй международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», Москва, 22-23 марта 2001 г.;

• 5-й Украинской конференции по автоматическому управлению, Киев, 1998 г.;

• международной конференции Украинского Ядерного общества "Модернизация АЭС с реакторами ВВЭР", Киев, 1999 г.;

• 4-м международном совещании «Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии. ППСР-2000», Одесса, 2000 г.;

• международной конференции Украинского Ядерного общества "Обращение с отработанным ядерным топливом", Киев, 2000 г.;

• Ежегодной научной конференции Института ядерных исследований HAH Украины, Киев, 2001 г.;

• Ежегодной научной конференции Института ядерных исследований HAH Украины, Киев, 2002 г.

Публикации

По теме диссертации опубликовано одиннадцать научных работ, в которых отражено основное содержание диссертационной работы.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, четырех приложений и списка использованных источников из 121 наименования. Работа изложена на 163 листах, включая 67 рисунков и 12 таблиц.

4.6. Выводы по четвертой главе

1. Подтверждено экспериментально правильность предложенной концепции построения системы контроля выгорания ядерного топлива в реальном времени при ТТО. Применение современных информационно-измерительных технологий позволяет устанавливать оборудование на рабочей штанге ПМ и тем самым обеспечить проведение измерений у-излучения TBC в реальном времени при ТТО.

2. Разработана и изготовлена экспериментальная установка для исследования методов контроля выгорания ЯТ в реальных условиях на АЭС. Проведено исследование более 200 ОТВС с различными значениями выгорания, времени выдержки и начального обогащения.

3. Полученные экспериментальные результаты подтвердили качественные и количественные расчетные зависимости используемые для определения выгорания. Полученные результаты измерений подтвердили результаты имитационного моделирования и установили эмпирические зависимости, описывающие зависимости выгорания и времени выдержки ОЯТ от измеренных интенсивностей у-излучения ПД.

4. Разработана методика контроля выгорания ОЯТ, основанная на гамма-спектрометрии собственного излучения облученной TBC. Методика, в отличие от существующих, не требует предварительного знания начального обогащения ЯТ и времени выдержки. Погрешность измерения выгорания данным методом составляет не более 14% при доверительной вероятности 0,95. Данная погрешность может быть уменьшена за счет увеличения количества детекторов, применения усовершенствованных цифровых гамма-спектрометров и уточнению коэффициентов в эмпирических соотношениях.

5. Предложено для обеспечения консерватизма требований по ЯБ загрузку ОТВС в транспортный контейнер или контейнер СХОЯТ осуществлять при выполнении условия: виопред-&сум>випорог.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Предложена концепция построения системы контроля выгорания в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций с ОЯТ.

2. Показано, что имеются изотопы продуктов деления, при измерении активности которых возможно определение выгорания облученного ядерного топлива. На основании исследований получены зависимости связывающие активности продуктов деления с выгоранием, начальным обогащением по U, временем выдержки в БВ. В общем случае, для ОЯТ с выдержкой до семи лет оптимальным для определения выгорания является измерение отношения активностей I34Cs и 137Cs, при выдержке ОЯТ более семи лет -отношение активностей 154Еи и 137Cs, а при выдержке ОЯТ более двенадцати лет - по

147 измеренной абсолютной активности Cs.

3. Разработана методология моделирования спектров собственного у-излучения ОЯТ с учетом самопоглощения излучения в TBC и эффективности регистрации излучения детектором. Полученные спектры показывают, что самопоглощение и эффективность регистрации оказывают значительное влияние на трансформацию спектра, существенно снижается интенсивность регистрируемого излучения и четче выделяются пики у-излучения продуктов деления в области энергий 500. 1000 кэВ, при увеличении энергии выше 1500 кэВ снижение эффективности регистрации оказывает определяющее влияние. Поэтому проведение измерений с детекторами на основе CdZnTe необходимо ограничивать диапазоном энергий 500.1500 кэВ.

4. Показано на основании анализа моделей линейчатых спектров у-излучения ОЯТ с учетом особенностей системы детектирования, что в спектрах присутствуют хорошо идентифицируемые линии у-излучения продуктов деления.

5. Предложен алгоритм моделирования интенсивности поля у-излучения в реальных условиях измерений при транспортно-технологических операциях, который основан на расчете интенсивности как суммы интенсивностей излучения отдельных твэлов всей ОТВС с учетом их коэффициентов вклада. Модель учитывает физическое ослабление у-излучения продуктов деления в конструкционных материалах ОТВС и водной среде бассейна выдержки в зависимости от энергии излучения, а также геометрическое ослабление. Для ОТВС ВВЭР-1000 составлена моделирующая программа.

6. Разработана структурная схема системы контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций. Проведено опробование технических средств в реальных промышленных условиях на 1-3 блоках Запорожской АЭС.

7. Разработана и изготовлена полномасштабная экспериментальная установка для исследования методов контроля выгорания ОТВС в реальных условиях на АЭС. Проведено исследование более 200 ОТВС с различными значениями выгорания, времени выдержки и начального обогащения по и, исследования более 20 ОТВС проводились дважды на разных временных интервалах выдержки топлива. Полученные экспериментальные результаты подтвердили качественные и количественные зависимости используемые для определения выгорания.

8. Экспериментально подтверждена правильность предложенной концепции построения системы контроля выгорания ядерного топлива в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций.

9. Впервые предложена методика контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении ТТО. Методика не требует предварительного знания начального обогащения ОЯТ и времени выдержки.

10. Показано, что эксплуатационные, метрологические характеристики прототипа промышленной системы на основе Сс12пТе детекторов позволяют осуществлять контроль выгорания ОЯТ в реальном времени при ТТО. При этом погрешность измерения составляет не более 14% при доверительной вероятности 0,95.

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. — М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, 2000. —35 с.

2. Концепция системы государственного учета и контроля ядерных материалов. -М: Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности, 1996. 4с.

3. Система международного контроля за мирным использованием атомной энергии / И.А. Архангельский, С.6. Ермаков, Д.Л. Толченков, Н.Н. Хлебников; под общ. ред. акад. Арм. ССР А. М. Петросьянца. — М.: Энергоатомиздат, 1986. — 184 с.

4. ПНАЭ Г-14-029-91. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. — М: ЦНИИатоминформ, 1992. — 33 с.

5. Маслов O.B., Олейник С.Г., Кальнев Л.Л., Савельев С.А. / Определение глубины выгорания ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки // Автоматика. Автоматизация. Электротехн. комплексы и системы, — 2000. -—№1(6) — С. 141— 148.

6. Маслов О.В., Максимов М.В., Олейник С.Г. / Обоснование радиационных методов контроля состояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки Н Тр. Одес. политехи, ун-та. — Одесса, 2000. — Вып. 3 (12). — С.50 — 55.

7. Галченков О.H., Маслов O.B, Олейник С.Г. / Сравнение двух способов построения спектров в цифровом гамма-спектрометре // Ядерная и радиационная безопасность — Киев, 2000. — Т. 3, вып. 3. — С.61 — 63.

8. Маслов О.В., Олейник С.Г., Максимов М.В., Кальнев JI.JI. / Автоматизированная система определения глубины выгорания ядерного топлива при проведении ТТО. // Междунар. конф. Укр. ЯО "Модернизация АЭС с реакторами ВВЭР", Киев, 21—23 сеит. 1999г. — С. 21.

9. Маслов О.В., Олейник С.Г. / Аппаратура и методика контроля высокорадиоактивных материалов и топлива в технологии обращения с ОЯТ // Междунар. конф. укр. ЯО "Обращение с ОЯТ", Киев, 19 — 20 сеит. 2000г. — С. 42.

10. Олейник С.Г., Максимов М.В., Маслов О.В. / Методика определения выгорания отработавшего ядерного топлива в процессе перегрузки // Атомная энергия. 2002. - Т.92, вып. 4. - С. 268-272.

11. Олейник С.Г., Болтенков В.А. / Имитационное моделирование системы определения глубины выгорания облучённого ядерного топлива И Ядерная энергетика.- 2002. № 1 - С.39-52.

12. Шалдаев B.C. Современное состояние проблемы хранения облученного топлива за рубежом: Обзор. М: ЦНИИатоминформ, 1987. — 32 с.

13. Экономика обращения с ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-1000 в России / Сафутин В.Д., Завадский М.И., Тихонов Н.С., Кирсанов А., Шафрова Н.П. // Междунар. конф. Укр. ЯО "Обращение с ОЯТ", Киев, 19—20 сент. 2000. — С. 41.

14. Ковбасенко Ю.П., Печера Ю.Н. Использование выгорания в качестве параметра ядерной безопасности при хранении ОЯТ/ Междунар. конф. Укр. ЯО "Обращение с ОЯТ", Киев, 19—20 сент. 2000. — С. 30.

15. Симонов К.В. Оптимизация топливо использования в реакторах LWR // Атомная техника за рубежом. — 1990. — №6. — С. 9—13.

16. Lannegrace J.-P. Long Term Strategy and Nuclear Fuel Evolution. // The Uranium Institute 23th Annual Symposium. — London (UK), 10-11 sep. 1998. — 3 P.

17. Lamorlette G. Fuel impact on NPP economical performance a complex topic / KAIF99april 8-9,1999. — Seoul, Korea—10 P.

18. Watteau M., Esteve В., Goldner R., Hoffman R. Framatome ANP extended bumup experience and views on LWR fuels. // World Nuclear Association Annual Symposium. — London (UK). — 5-7 sep. 2001. — 13 p.§

19. Внедрение на Кольской АЭС прибора для измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок / Пыткин Ю.Н., Андрушечко С.А., Васильев Б.Ю.,.

20. Голощапов С.Н. // Труды Росссийской междунар. конф. по учету, контролю и физ. защите ядерн. материалов, — Обнинск, 9—14 марта 1997г. — Т.З, С. 637—645.

21. Multiinspection techniques make fast work of refueling outages / Nuclear Engineering International. — 1998. —V. 5. —P. 21 —23.

22. The Economics of the Nuclear Fuel Cycle. — Nuclear Energy Agency — 1994. — Paris. —177 p.

23. Мазурков O.A., Майборода E.E. Печера Ю.Н. Современные подходы к обеспечению целостности оболочек твэлов при сухом хранении отработанного ядерного топлива (реакторов ВВЭР) / Междунар. конф. Укр. ЯО "Обращение с ОЯТ", Киев, 19—20 сент. 2000г. — С. 24.

24. Jansson Р., Hákansson A., Bäcklin A. Gamma-ray measurements of spent PWR fuel and determination of residual power.—Uppsala University, Internal Report ISV-7/97, 1997.— 16 p.

25. Jansson P. Studies of Nuclear Fuel by means of Nuclear Spectroscopy Methods. — Uppsala University, Licentiate thesis, 2000. —10 p.

26. Topical Report on Actinide-Only Burnup Credit for PWR Spent Nuclear Fuel Packages. / DOE/RW-0472, Rev. 2, US. Department of Energy, Office of Civilian Radioactive Waste Management — September 1998.

27. Weber W., Cousinou P. Consideration of Burnup Rates in the Analysis of the Safety of the Nuclear Fuel Cycle / Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, Jahresbericht 1997. -10 -16.

28. Güldner R, Burtak F. Contribution of Advanced Fuel Technologies to Improved Nuclear Power Plant Operation. II The Uranium Institute 24th Annual Symposium. — London (UK). — 8-10 sep. 1999. —15 p.

29. Wagner J.C., Parks С. V. A Critical Review of the Practice of Equating the Reactivity of Spent Fuel to Fresh Fuel in Burnup Credit Criticality Safety Analyses for PWR Spent Fuel Pool Storage // NUREG/CR-ORNL/TM-2000/230 — 2000. — 44 p.

30. Wagner J.C. Computational Benchmark for Estimation of Reactivity Margin from Fission Products and Minor Actinides in PWR Burnup Credit // NUREG/CR-XXXX; ORNL/TM-2000/306 — 2001. — 100 p.

31. Findings of the OECD/NEA study on burnup credit // M.C. Brady , M. Takano, M.D. DeHart, H. Okuno, A. Nouri, E. Sartori — Nuclear energy agency organisation for economic co-peration and development — 12 p.

32. Proceedings of the Twenty-Seventh Water Reactor Safety Information Meeting // NUREG/CP-0169 — Bethesda, Maryland (US). — 25-27 oct. 1998.

33. Spent Fuel Project Office Interim Staff Guidance 8, Rev. 1 - Limited Burnup Credit, USNRCj july 30,1999.

34. Nuclear Core Design Codes Validated by Means of Extensive Measurements // Siemens — Service & Fuel. — 1999. — № 2. — P. 10—11.

35. Gamma Scanning. Poolside equipment for gamma scanning measurements// Westinghouse Atom AB 2000. — NS43—0010.

36. Harms N,, Rodiguez P. Safeguards at light-water reactors: Current practices, future directions. / Safeguards and Industry — Volume 3 8, Number 4 IAEA Bulletin — P. 16—19.

37. A Spent-Fuel Cooling Curve for Safeguard Applications of Gross-Gamma Measurements: Report/ Los Alamos National Laboratory; P. Rinard — LA-9757-MS (ISPO-195).april 1983. — 32 p.

38. Wang T.-K., Peir J.-J. An iterative approach for TRIGA fuel burn-up determination using nondestructive gamma-ray spectrometry/ Applied Radiation and Isotopes. — 2000. — №521. P. 105—118.

39. Determination of Curie Content and 134/137Cesiimi Ratios by Gamma Spectroscopy of High Burnup Plutonium-Aluminum Fuel Assemblies: Report/ Pacific Northwest National Laboratory; Haggard, D.L.; Tanner, J.E. — PNNL- II609 — jun. 1997. — 39 p.

40. Characterization of spent fuel assemblies for storage facilities using non destructive assay/ Lebrun A., Bignan G., Recroix H., Huver M.// 40th. annual meeting of the Institute of Nuclear Materials Management — Phoenix (US) —Jul. 1999. — 9 p.

41. Measurements on Spent-Fuel Assemblies at Arkansas Nuclear One Using the Fork System: Report/ Sandia National Laboratory; Ronald I.E., Bronowski D.R., Bosler G.E., eds. — S AND-96-1364 —mar. 1997. — 29 p.

42. Bignan G., Lebrun A. Surveillance of spent fuel during pool and long-terra storage using non-destructive devices: overview of the French R&D projects / Commissariat à l'Energie Atomique (CEA), DRN/DER/SSAE — Centre d'Etudes de Cadarache — 8 p.

43. PYTHON. Fuel inspection system — COGEMA Group. Eurisys mesures systems division.

44. Tanskanen A- Assessment of the neutron and gamma sources of spent BWR fuel. Interim Report on Task JNT A 1071 FIN of the Finnish Support Programme to IAEA Safeguards. STUK-YTO-TR 170. Helsinki 2000. 17 pp +Appendices 14 pp.

45. Tiitta A., Hautamnki J. Spent WER fuel characterisation combining a fork detector with gamma spectrometiy. Interm raport on Task JNT AÎ071 FIN of the Finnish Support Programme to IAEA Safeguards. STUK-YTO-TR 181. Helsinki 2001.24 pp. + Annexes 6 pp.

46. Фролов B.B. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. — M.: Энергоатомиздат, 1989. — 184 с.

47. Ewing R.I., Seager K.D. Design of an advanced fork system for assembly burnup measurement // 7-annual International high-level radioactive waste management conference. — Las Vegas, NV (US). — 29 apr 3 may 1996. — 3 p.

48. Hikansson A., Backlin A., Jacobsson S., Jansson P. An experimental study of the neutron emission from spent PWR fuel. — Uppsala University, Internal Report ISV-8/97, 1997. — 15 p.

49. The verification of reactor operating history using the fork detector/ Menlove И.О., Reilly T.D., Siebelist R. U 37th Annual ШММ Meeting. — Naples, FL (US). — 28-31 Jul. 1996. — 5 p.

50. FAMOS. Fuel assembly monitoring system — NUKEM Nuklear GmbH, 63754, Alzenau, Germany —13 p.

51. Полупроводниковые детекторы в экспериментальной физике/ Ю.К. Акимов, О.В. Игнатьев, А.И. Калинин, В.Ф. Кушнирук. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 384 с.

52. Arlt R., Ivanov V., Paraham К. Advantages and Use of CdZnTe Detectors in Safeguards Measurements // Вторая рос. междунар. конф. "Учет, контроль и физ. защита ядерн. материалов" — Обнинск — 22-26 мая, 2000г. — С.3-45 — 3-57.

53. B. Wishard, J. Ahn, P. Ikonomou, J. Aragon, M. Moeslinger, "Unattended Verification and High Speed Counting of Spent Fuel Bundles", Session 8 of IAEA Symposium on International Safeguards (IAEA-SM-351), 13-17 october 1997. Vienna, Austria.

54. Performance Improvement of CdZnTe Detectors Using Modified Two-Terminal Electrode Geometry/ K.G. Lynn, R. Tjossem, K. Parnham, Cs. Szeles// SPIE Conference on Hard X-Ray, Gamma-Ray and Neutron Detector Physics — Denver, Colorado (US). —July 1999.— 5 p.

55. Иванов В.И., Кондратов B.B., Лупилов A.B., Соколов А.Д. CdTe-гамма-спектрометр с встроенной системой дискриминации импульсов по форме // Приборы и техника эксперимента — №3 — 1999. — С. 47—53.

56. Wan Ki Yoon, Young Gil Lee, Hong Ryul Cha, Won Woo Na, Seung Sik Park, "Korean Development of Safeguards Inspection Instruments for On-loading Reactors", INMM Journal of Nuclear Materials Management, v. 27, No. 3, Spring 1999. p. 19-24.

57. Keele B.D., Addleman R.S.; Troyer G.L. A method to improve spectral resolution in planar semiconductor gamma-ray detectors// IEEE nuclear science symposium and medical imaging conference. — San Francisco, CA (US). — 21-28 oct 1995. — 10 p.

58. Status of Radiation Damage Measurements in Room Temperature Semiconductor Radiation Detectors: Report/ Sandia National Laboratories; Franks L.A., James R.B. — SAND98-8237— 1998, april.— 14 p.

59. Survey of CdTe nuclear detector applications/ Entine G., Waer P., Tiernan Т., Squillante M.R7/ Nucl. Instrum. And Meth. Phys. Res. A. —1989.—"Vol. 283, № 2. — P. 282-290.

60. Redus R.H., Pantazis J., Huber A. Developments in thermoelectrically cooled PIN and CZT detectors// Trans. American Nuclear Society. — 1998. — Vol. 79. — P. 110.

61. Namboodiri M.N., Lavietes A.D., McQuaid J.H. Gamma ray line shapes from cadmium zinc telluride detectors// Spring national meeting of the American Chemical Society (ACS). — New Orleans, LA (US). — 24-28 mar 1996. — 10 p.

62. Cadmium zinc telluride spectral modeling/ Dardenne Y. X., Wang T.F., Lavietes A.D., eds.// Symposium on radiation measurements and applications. — Ann Arbor, MI (US). — 11-14 may 1998. —-16 p.

63. Gamma-ray peak shapes from cadmium zinc telluride detectors: Report/ Lawrence Livermore National Laboratory; Namboodiri M.N.; Lavietes A.D.; McQuaid J.H. — UCRL-ID-125271. —01 sep 1996. —10 p.

64. A simulation study of a cadmium telluride spectrometer/ Manfredotti C., Marchisio R., Nastasi V.// Nucl. Instrum. And Meth. Phys. Res. A. — 1992. — Vol. 322, № 3. — P. 331 — 334.

65. Amman M., Luke P.N., Lee J.S. CdZnTe Material Uniformity and Coplanar-Grid Gamma-Ray Detector Performance// IEEE Trans. Nucl. Sci. — 2000. — №47. — P. 760.

66. SDP 310/Z Miniature Spectrometric Detection Probe. — Ritec Ltd.

67. SPEAR. CdZnTe Based, Room Temperature Single Point Extended Area Radiation Detector. — eV PRODUCTS, a division of II-VI Incorporated.

68. Болтенков В.А., Верпета В.И., Калашников А.Н., Маслов О.В., Максимов М.В. Диагностика протечек теплоносителя на верхнем блоке ВВЭР-1000: проблема и пути решения. / Атомна енергетика та промислов!сть Украши. №2,1999.

69. S. Jacobssoa Theoretical Investigations of Tomographic Methods used for Determination of the Integrity of Spent BWR Nuclear Fuel. — Uppsala University, Internal Report ISV-6/97,1996. — 59 p.

70. A Tomographic Method for Verification of the Integrity of Spent Nuclear Fuel / Jacobsson S., H&kansson A., Andersson C., Jansson P., B&cklin A. — Uppsala University, Internal Report ISV-2/98,1998. — 54 p.

71. Andersson C. Possibilities and Limitations of the Tomographic Method for Verification of Spent Nuclear Fuel. — Uppsala University, Internal Report ISV-1/98,1998. — 34 p.

72. Menlove H.O., Reilly T.D., Siebelist R. The verification of reactor operating history using the fork detector. // 37tn Annual Meeting — Naples, FL (US). — 28-31 jul. 1996. — 5 p.

73. Билей Д.В., Маслов О.В. Анализ возможности использования CdTe-детекторов для создания систем контроля состояния ядерного топлива на АЭС // Автоматика. Автоматизация. Электротехн. комплексы и системы. — 1998. — №1(4) — С. 141—148.

74. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: Справочник/ B.MI Колобашкин, П.М. Рубцов, ПА. Ружанский, В.Д. Сидоренко. — М.: Энергоатомиздат, 1983. — 384 с.

75. Круглое А.К, Рудик А.П. Искусственные изотопы и методика расчета их образования в ядерных реакторах. — М.: Атомиздат, 1977. — 384 с.

76. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах/ А.С. Герасимов, Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик — М: Энергоатомиздат, 1989. —575 с.

77. SRAC. The comprehensive neutronics calculation code system/ Okumura K., Kaneko K.s Tsuchihashi K. // JAERI-Data/Code 2001.

78. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов: Пер. с англ./ Под ред. В. Н. Артамника. — М.: Атомиздат, 1974. — 496 с.

79. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов: Учеб. пособие для вузов. — М.: Энергоиздат, 1984. — 167 с.

80. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков. Е.С. Профилирование ядерного реактора. М.: Энергоатомиздат, 1988. — 240 с.

81. Гусев Н.Г. Защита от у-излучения продуктов деления. — М., Атомиздат, 1968. —288 с.

82. Радиационные характеристики продуктов деления/ Н.Г. Гусев, П.М. Рубцов, В.В. Коваленко, В.М. Колобашкин. — М.: Атомиздат, 1974. 3 82 с.

83. Applications of a transportable spent-fuel measurements systems/ J.K. Halbig, G.E. Bosler, S.F. Klosterbuer, P.M. Rinard// IEEE 1985 Symposium on Nuclear Power Systems. — San Francisco, CA (US). — 23-25 oct. 1985. — 6 p.

84. Nondestructive Assay Methods for Irradiated Nuclear Fuels: Report/ Los Alamos National Laboratory; S.T. Hsue, T.W. Crane, W.L. Talbert Jr., J.C. Lee — LA-6923-MS (ISPO-9) —jan:i978. — 35 p.

85. Charlton W. S., Stanbro W. D., Perry R. T. Comparisons of calculated and measured 24!Am and 243Am concentrations in PWR and WER spent fuel// PHYSOR 2000. — Pittsburg, PA (US). — 7-11 may, 2000. — 17 p.

86. Review of Technical Issues Related to Predicting Isotopic Compositions and Source Terms for High-Burnup LWR Fuel: Report/ Oak Ridge National Laboratory; I.C. Gauld, C.V. Parks — NUREG/CR-6701; ORNL/TM-2000/277 — dec. 2000. — 79 p.

87. Комплекс кассет реактора ВВЭР-1000. Техническое , описание и инструкция по обращению со свежим топливом. 0401.00.00.000 ТО.

88. Самойлов А. Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов: Учеб. пособие для вузов. — М.:. Энергоатомиздат, 1985. —224 с.

89. Исследования TBC ВВЭР-1000 №№ Е0328 и Е0329, ПС СУЗ № 02.356 и СВП № 15137, отработавших на 1-м блоке Запорожской АЭС. — Отчет о НИР 14.05.93.00 Р 21230663 — Государственный научный центр НИИАР, Димитровград, 1994.— 149 с.

90. Ю9.ХСОМ: Photon Cross Sections Database / National Institute of Standards and Technology — Gaithersburg, MD 20899,1996.

91. Ю.Ильин B.A., Поздняк Э.Г. Аналитическая геометрия. — М: Наука, 1988. — С.224.

92. Ш.Панов Е.А. Практическая гамма-спектрометрия на атомных станциях. — М.: Энергоатомиздат, 1990.—200 с.

93. Быков A.A., Йзосимов И.Н., Петров Б.Ф. Применение метода моментов для разделения сильно перекрывающихся пиков // Прикладная ядерная спектрометрия. Вып. 9.

94. М: Атомиздат, 1979: — С. 211.

95. Mariscotti A.A. A method for automatic identification of peaks in the prence of background its application to spectrum analysis // Nucl. Instrum. and Meth. Phys. Res. A. — 1967.

96. Vol. 50, № 2. — P. 309—321.

97. Лабораторный практикум по экспериментальным методам ядерной физики: Учебн. пособие для вузов / В.В. Аверкиев, H.H. Бегляков, Т.А. Горюн и др. / Под ред. К. Г. Финогенова. —М.: Энергоатомиздат, 1986. 186 с.

98. Бибичев Б.Ф. «Результаты измерения выгорания топлива и содержания 235 U и Ри в ОТВС ВВЭР 1000 с начальным обогащением 4,2 % гамма-спектрометрическим и нейтронными методами". Отчет РИ инв. № 1831-И, Ленинград, 1992. 120 с,

99. Шеннон Р. Имитационное моделирование систем: искусство и наука. Перевод с англ.-М."Мир'\ 1978.-418 с.

100. Лабораторные занятия по физике: Учебное пособие М."Мир", 1983.-702 с.

101. Коробков В.И., Лукьянов В.Б. Методы приготовления препаратов и обработка результатов измерений радиоактивности. М.: Атомиздат, 1973. - 216 с.

102. ГОСТ 26874-86 (CT СЭВ 5053-85) Спектрометры энергией ионизирующих излучений. Методы измерения основных параметров.

103. Методические указания. Гамма-спектрометры с ППД. Методика поверки МИ 1916-88.-М.