Полная версия (русский)

РЕЗУЛЬТАТЫ ТЕСТИРОВАНИЯ МЕТОДИКИ РАСЧЕТНОГО
ОПРЕДЕЛЕНИЯ ФЛЮЕНСА И СПЕКТРА НЕЙТРОНОВ НА КОРПУСЕ
РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ НОВЫХ ВИДОВ ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА.
Г.И. Бородкин, П.Г. Бородкин,
ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва
В.А. Адеев,
Кольская АЭС, Полярные Зори
J. Konheiser,
Helmholz Zentrum Dresden Rossendorf, Germany
Введение
В соответствии с [1] на АЭУ начиная с этапов пусконаладочных работ должен
вестись учет флюенса нейтронов на корпусе реактора, определяющего ресурсный срок
эксплуатации корпуса реактора в соответствии с расчетами на прочность и
техническими условиями. Конкретизация данного требования ФНП [1] содержится в
руководстве по безопасности [2] и предусматривает разработку инструмента для
текущей оценки флюенса быстрых нейтронов и его прогноза на проектный срок
службы корпуса реактора в рамках принятой нормативной процедуры РД ОЭ
1.1.2.29.0913-2012 [3]. Наличие такой процедуры, включая расчетную методику, [3]
позволяет организовать на АЭС учет флюенса и независимую его оценку, не прибегая
к помощи сторонних организаций и квалифицированно отвечать на вопросы
экспертизы.
Новые виды ядерного топлива (регенерат урана, повышенное обогащение до
4.95%) требуют корректной оценки источника нейтронов деления, определяющего
накопление флюенса нейтронов на корпусе. В связи с этим расчеты флюенса
необходимо экспериментально подтверждать. С этой целью могут быть использованы,
например, измерения за корпусом реактора с помощью пороговых нейтронноактивационных детекторов нейтронов из образцов чистых и обогащенных по
основному изотопу металлов, позволяющих определить спектр быстрых нейтронов в
месте измерения.
Актуальность работы по расчетно-экспериментальному обоснованию флюенса
(СНФ) быстрых нейтронов на корпусах реакторов энергоблоков №3 и №4 КолАЭС
связана с возможностью продления эксплуатации сверх проектного срока службы.
В настоящей работе приведены основные результаты измерений и расчетов
флюенса и спектра нейтронов для последних топливных загрузок реакторов Кольской
АЭС с новыми видами ядерного топлива, а также предложены пути
совершенствования методики учета флюенса быстрых нейтронов на корпусах
реакторов.
1. Эксплуатация энергоблоков Кольской АЭС
Реакторы энергоблоков №3 и №4 Кольской АЭС являются реакторами типа
ВВЭР-440/213 второго поколения. Энергоблоки находятся в эксплуатации более 25
кампаний. Эксплуатация энергоблоков осуществляется с полной загрузкой активной
зоны -349 ТВС.
На Кольской АЭС применяется топливо 2-го и 3-го поколения ВВЭР-440
отличающееся улучшенными эксплуатационными характеристиками, повышенным
разрешенным энерговыделением кассеты, что позволяет модернизировать режим
1
использования ЯТ, использовать кассеты в течение 7-ми топливных циклов,
применять загрузки с уменьшенной утечкой нейтронов – существенно снизить
скорость накопления флюенса в критических точках реактора.
Улучшенное водо-урановое отношение, измененные геометрические параметры
топливной решетки, повышенное обогащение и большая глубина выгорания влияют
на спектр источника нейтронов.
2. Экспериментальные исследования на энергоблоках Кольской АЭС
Важным условием продления срока службы корпуса реактора ВВЭР-440
является подтверждение достоверности расчетных значений флюенса и скорости
накопления флюенса быстрых нейтронов на корпусе, используемых для обоснования
ресурса корпуса.
Другим важным моментом является необходимость получения надежных
экспериментальных данных для валидации расчетных методик по определению
флюенса нейтронов на корпусах ВВЭР. Эти методики должны использоваться для
учета флюенса быстрых нейтронов на корпусах ВВЭР в соответствии с требованиями
[1] и [2]. Контроль и экспериментальное обоснование флюенса быстрых нейтронов на
корпусах реакторов ВВЭР-440 может проводиться в соответствии с [4].
Объектом экспериментальных исследований является реактор типа ВВЭР-440
второго поколения (проект В-213) энергоблоков № 3 и № 4 Кольской АЭС.
Особенностью проекта В-213 в отличие, например, от проекта В-230, является
отсутствие теплового экрана за шахтой и водной биологической защиты (защитой
служит бетонная шахта), а также наличие антикоррозионной наплавки на внутренней
поверхности корпуса. Пространство зазора между внешней поверхностью корпуса и
теплоизоляцией корпуса достаточно для размещения облучательного устройства.
Экспериментальное определение флюенса и спектра нейтронов основано на
применении нейтронных пороговых активационных детекторов (НАД), размещаемых
на внешней поверхности корпуса реактора. Разработанная в ФБУ «НТЦ ЯРБ»
методика, основанная на этом методе, рекомендована к использованию на АЭС с
ВВЭР [4].
Облучение НАД проводилось в течение 22 и 27 топливного цикла блока 3, а
также в течение 26 топливного цикла реактора блока 4 Кольской АЭС.
3. Методика расчетного исследования
Для расчетов флюенса быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) на корпусе реактора
ВВЭР-440/213 разработана методика, реализованная в программном комплексе
FASTER-213 (Fluence Automatically Synthesized in Thickness of Equipment of Reactor
type V-213).
Особенности использования и применения методики изображены на рисунке 1.
Исходные данные
Схема автоматизированного расчета
Результат
Оболочка FASTER
1. Файлы НФХ из:
• БИПР-7А
• ПЕРМАК-А
• КАССЕТА-2
2. Реакторные данные
• История мощности
• t ºC, P МПа
Расчетная процедура с использованием
программного пакета DOORS
Sn метод
7
28
32.20
39.00
16.25
28.65
6
0.00
18.99
12.53
29.65
23
5
32.42
46.03
4
0.00
18.77
16.22
33.20
2
26.78
39.91
1
27.80
40.45
0.00
15.62
21
11.75
29.32
15
16.22
33.20
16
0.00
19.39
0.00
14.26
12
17.17
32.80
5
32.42
46.03
18
12.66
30.19
11
17.27
33.58
4
0.00
18.77
 g   g (R, ) 
22
0.00
15.59
17
28.51
43.13
10
29.94
44.77
3
25
11.86
29.47
20
23.92
38.44
9
0.00
19.16
2
26.78
39.91
24.65
39.61
19
29.67
44.53
8
0.00
14.35
24
17.28
33.47
14
3
27
26
13
0.00
19.06
6
12.53
29.65
31.47
37.90
 g ( R, Z)
 g (R )
Обработка
7
16.25
28.65
Рис 1. Принципиальная схема автоматизированного расчета, реализованного в
методике FASTER -213.
Методика предназначена для оценки расчетным путем скорости накопления
флюенса нейтронов и других функционалов поля нейтронов в околокорпусном
пространстве реактора типа ВВЭР-440/213 энергоблоков второго поколения.
Методика, реализованная в ПК FASTER-213, основана на использовании результатов
расчета переноса нейтронов методом дискретных ординат [5] по коду DORT [6] с
библиотекой констант BUGLE-96Т [7], который аттестован в установленном порядке
для расчетов флюенса быстрых нейтронов на КР ВВЭР [8]. Трехмерное решение
задачи переноса нейтронов находится методом синтеза на основе решений задачи в
двумерной геометрии для трех моделей.
Методика учитывает нейтронно-физические характеристики активной зоны и
параметры работы реактора в конкретную реализованную кампанию. Исходными
данными для подготовки источника нейтронов в FASTER-213 являются распределения
выгорания топлива на начало и конец кампании. При этом учитываются изменения в
зависимости от выгорания топлива: выход нейтронов деления; изменение
концентрации делящихся изотопов; выход энергии на акт деления. В методике
FASTER-213 реализован учет потвэльного распределения энерговыделения в двух
рядах периферийных ТВС.
При подготовке исходных данных по составу материалов автоматически
учитываются средние за кампанию значения входной и выходной температуры
теплоносителя в реакторе.
Методика FASTER-213 обеспечивает оперативное и устойчивое решение
(расчет групповых СНФ) с получением характеристик поля нейтронов по всему
пространству с достаточной детализацией для оценки максимальных значений
параметров КР и околокорпусного пространства. Таким образом, методика FASTER213 в полной мере соответствует требованиям нормативной процедуры РД ОЭ
1.1.2.29.0913-2012 [3].
Методика FASTER-213 внедрена и успешно применяется на Кольской АЭС для
оценок СНФ БН и ФБН в характерных точках КР на основе расчетных результатов.
Оценка распределений ФБН на КР проводится исходя из энерговыработки
(эффективных суток работы реактора) и определенной расчетным путем СНФ БН.
Энерговыработка за прошедшие кампании определяется с учетом реального графика
нагрузки в каждую кампанию.
3
Применительно к поставленному эксперименту для расчетов характеристик
поля нейтронов (СНФ, спектра нейтронов) в корпусе и околокорпусном пространстве
был использован модуль из ПК FASTER-213, позволяющий получить детальные
пространственные и энергетические распределения функционалов нейтронного поля.
Скорости реакций НАД рассчитывались с использованием групповых сечений
дозиметрических реакций. Для подготовки групповых сечений НАД применяются
библиотеки сечений IRDF-2002 [9] к соответствующим детекторам, перечисленным.
Затем на основе скоростей реакций рассчитываются удельные активности НАД.
4. Верификация расчетной методики
Прогноз степени охрупчивания невозможен без знания параметров
радиационной нагрузки (флюенса, скорости накопления флюенса (СНФ), спектра
нейтронов) в объеме корпуса. Поэтому данные параметры должны оцениваться с
помощью надежных обоснованных методик расчета переноса нейтронов.
В мировой практике подобного рода расчетов в основном используются два
типа кодов, рассчитывающих уравнение переноса нейтронов методом дискретных
ординат (МДО) [5] (Sn – метод) и методом Монте-Карло (МК) [10].
Коды, в основе которых лежит метод Монте-Карло, методически точны
(прецизионны). Расчеты по методу МК по отношению к другим методам, в том числе
к МДО, рассматриваются как реперные. Единственное ограничение расчетов по
методу МК – значительные затраты расчетного времени для набора приемлемой
статистики.
Методика расчета, заложенная в FASTER-213, основана на коде DORT и
является инженерной и имеет ряд ограничений и недостатков, обусловленных
физической сутью метода дискретных ординат и его реализацией в коде DORT. В
частности, в коде заложен расчет двумерной модели реактора; угловое рассеяние
нейтронов аппроксимируется ограниченным количеством дискретных направлений;
геометрия пространственной модели (радиально-азимутальная и радиальноаксиальная) не позволяет точно моделировать выделенные и нецилиндрические
объекты (отдельные каналы, кассеты, выгородку реактора); код адаптирован к
использованию групповых проблемно-ориентированных библиотек нейтронных
сечений.
Поэтому, для верификации расчетной методики FASTER-213 было проведено
сравнение с прецизионными расчетами по коду TRAMO [11]. Кроме того, также было
проведено сравнение с экспериментальными данными, полученными по результатам
измерений на внешней поверхности КР энергоблока № 3 Кольской АЭС в 22
кампанию. На рисунках 2-3 представлено сравнение азимутальных и высотных
распределений СНФ за корпусом реактора полученных в расчетах по коду TRAMO,
по методике FASTER-213 (код DORT), а также сравнение с экспериментальными
данными.
СНФ, отн. ед.
СНФ, отн. ед.
Эксперимент
Эксперимент
DORT
Расчет DORT
TRAMO
Расчет TRAMO
0
0
30
60
90
5
10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60
120 150 180 210 240
Азимутальный угол, град
Высота от низа активной зоны, см
Рис. 2. Сравнение высотных распределений Рис. 3. Сравнение азимутальных
СНФ на внешней поверхности КР ВВЭР- распределений СНФ на уровне центра
440/213 на азимутальном угле 30 градусов
активной зоны и сварного шва № 4 на
внешней поверхности КР ВВЭР-440/213
Форма полученных расчетных распределений совпадает с экспериментальными
значениями (с учетом используемых приближений) в пределах, обычно наблюдаемых
при расчетно-экспериментальных исследованиях за корпусами реакторов ВВЭР.
Полученные по двум независимым методам высотные и азимутальные распределения
СНФ нейтронов на внешней поверхности корпуса реактора хорошо согласуются
между собой. Соотношение двух расчетов по коду TRAMO и по методике FASTER213 (код DORT) находится в пределах 10-15 %. Кроме того, расчетные оценки
подтверждены экспериментальными данными. Отличие расчетных оценок от
экспериментальных также не превышает 15 %. Следует отметить, что в модели,
используемой для расчета по коду TRAMO использована детализированная
трехмерная геометрия ВВЭР-440/213. Таким образом, расчеты по методике FASTER213 (код DORT) позволяют получать достоверны оценки СНФ на КР ВВЭР-440/213,
сопоставимые с оценками по прецизионным кодам на основе метода Монте-Карло.
5. Анализ неопределенностей расчетных методов
При анализе конструкции ВКУ реактора ВВЭР-440 второго поколения были
выявлены некоторые особенности, которые должны быть учтены при доработке
геометрической модели. Особенности конструкции ВКУ связаны с реализацией
программы образцов-свидетелей на реакторах ВВЭР-440/213. Программа образцовсвидетелей ВВЭР-440 второго поколения предполагает облучение материалов КР в
контейнерных сборках, собранных в виде гирлянды и размещенных в специальных
каналах, находящихся на внешней поверхности шахты реактора ВВЭР-440/213
(рисунок 4). Гирлянды состоят из цилиндрических контейнерных сборок, в которых
размещены образцы-свидетели. Канал позволяет извлекать гирлянды через
регламентированные интервалы времени. Относительно активной зоны в
горизонтальном плане каналы располагаются по азимуту через каждые 60 градусов.
Координата расположения канала в секторе 60 градусов равна 30 градусам.
Особенности расположения канала приведены на рисунке 6. Данные конструктивные
особенности были учтены при построении новой модели в (r,θ) геометрии. На рисунке
7 представлены азимутальные распределение активностей за корпусом реактора на
уровне центра активной зоны, полученные в трех расчетах с использованием
различных геометрий:
5



без учета канала для ОС на внешней поверхности шахты реактора;
с учетом только канала для ОС не заполненного гирляндами с ОС;
с учетом канала для ОС вместе с гирляндами с ОС.
4.5E+06
4.0E+06
Aeoi , Бк./г
6
52
3.5E+06
3.0E+06
Fe эксп. 89 см
2.5E+06
Fe расч. 89 см (канал с ОС)
Fe расч. 89 см (без канала)
Fe расч. 89 см (канал без ОС)
2.0E+06
0
5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60
47 .
6
40
3
Азимутальный угол, град.
5.
Азимутальное
распределение
Рис. 4 Расположение канала для Рис.
активностей
за
корпусом
реактора
на уровне
образцов свидетелей на шахте ВВЭРцентра активной зоны.
440/213
Из сравнения с экспериментальными данными можно отметить, что наиболее
близкий результат дает расчет с использованием реальной геометрии с учетом канала
для ОС вместе с гирляндами с ОС. Кроме того, как показано в таблице 1, детализация
учета реальной геометрии ВКУ (канал ОС), а также учет отсутствия (наличия) гирлянд
с ОС внутри канала могут давать неопределенность в оценку функционалов
нейтронного (до 12 %) на внешней поверхности КР и до 17% на внутренней
поверхности КР.
41
34
26
Таблица 1. Отношения расчетных оценок ФБН на КР (для различных
энергетических диапазонов) при расчетах с моделью без учета канала ОС, к двум
разным моделям с учетом канала.
27
ОБЛАСТЬ КР
Внешняя поверхность
Внутренняя
поверхность
7
18
9
19
10
ГЕОМЕТРИЯ
канал без ОС
канал с ОС
канал без ОС
канал с ОС
E> 0.1 МЭВ
1,01
1,00
1,01
1,00
E> 0.5 МЭВ
1,02
1,02
1,03
1,04
E> 1 МЭВ
1,04
1,05
1,05
1,08
E> 3 МЭВ
1,08
1,12
1,10
1,17
6. Сравнение результатов расчета с последними экспериментальными данными
Последние экспериментальные данные получены в результате облучения
нейтронно-активационных детекторов на внешней поверхности КР энергоблоков № 3
и № 4 Кольской АЭС в 27 и 26 кампании соответственно.
При расчетах функционалов нейтронного поля по методике FASTER-213 были
учтены характерные особенности эксплуатации энергоблоков:
- детальное моделирование ВКУ (учет каналов с ОС),
- учет использования новых видов топлива (обогащение, нейтронно-физические
характеристики);
4.5E+06
4.5E+06
4.0E+06
4.0E+06
3.5E+06
3.5E+06
3.0E+06
3.0E+06
Aeoi , Бк./г
Aeoi , Бк./г.
- свойства используемых ТВС (потвэльное профилирование, выгорающие
поглотители).
Учет таких особенностей в расчетах флюенса нейтронов на КР ВВЭР-440/213
позволяет получить наиболее реалистичные оценки флюенса на КР. Однако, для
определения достоверности расчетных оценок необходимо проведения сравнения
расчетов с имеющимися экспериментальными данными.
На рисунке 6 показаны сравнения азимутальных распределений. На рисунке 7
представлены сравнения высотных распределений расчетных и экспериментальных
активностей.
2.5E+06
2.0E+06
1.5E+06
Fe эксп. 92.5 см
Fe расч. 92.5 см
Fe эксп. 22.5 см
Fe расч. 22.5 см
1.0E+06
5.0E+05
2.5E+06
2.0E+06
1.5E+06
Fe эксп. 89 см
Fe расч. 89 см
Fe эксп.19 см
Fe расч. 19 см
1.0E+06
5.0E+05
3.0E-16
0.0E+00
0
5
0
10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60
Азимутальный угол, град.
5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60
Азимутальный угол, град.
Рис. 6. Расчетные и экспериментальные распределения удельных активностей Aeoi
для 54Fe(n,p) по азимуту на уровне высот центра активной зоны с сварного шва № 4
КР (а- энергоблок № 3, б – энергоблок № 4).
4.0E+06
4.5E+06
3.5E+06
4.0E+06
3.5E+06
3.0E+06
2.5E+06
Aeoi , Бк./г
Aeoi , Бк./г
3.0E+06
2.0E+06
1.5E+06
1.0E+06
Fe эксп.
2.5E+06
2.0E+06
Fe эксп.
1.5E+06
Fe расч.
1.0E+06
Fe расч.
5.0E+05
5.0E+05
0.0E+00
0.0E+00
0
40
80
120
160
200
Высота от низа активной зоны, см
240
0
40
80
120
160
200
240
Высота от низа активной зоны, см
Рис. 7. Расчетные и экспериментальные распределения удельных активностей Aeoi
для 54Fe(n,p) по высоте на азимутальном угле 30 град (а – энергоблок № 3, б –
энергоблок № 4).
Формы расчетных распределений ФПН по высоте за корпусом реактора,
полученные по штатной методике, коррелирует с использованными в расчетах
распределениями источника нейтронов по высоте активной зоны. В азимутальных
расчетных распределениях (рисунок 2) наблюдается характерный максимум на угле 30
градусов. Сравнение высотных распределений (рисунок 3) показывает, что расчет
близок или превышает измеренные активности (в пределах 5 %). В целом среднее
7
значение Р/Э как по пространству, так и по всем типам НАД, отклоняется от единицы
в большую сторону не более, чем на 10-14 %.
Особый интерес представляет сравнение спектральных индексов, как
характеристики точности расчета спектра быстрых нейтронов и достоверности
расчетной методики в целом. Спектральный индекс в данном рассмотрении
представляет отношение различных скоростей пороговых реакций к пороговой
реакции 54Fe(n,p)54Mn. Сравнение проведено для пяти различных экспериментальных
реакций (табл. 2). Отношение расчетных и экспериментальных спектральных индексов
находится в пределах 0,93 - 1,17, а среднее по пяти реакциям значение отношения
расчета и эксперимента не превышает 4%. Это свидетельствует о достаточно хорошем
совпадении спектральных характеристик, достигаемом методиками расчета флюенса
нейтронов на корпусах ВВЭР
Таблица 2 Сравнение расчетных и экспериментальных спектральных индексов для
разных энергоблоков № 3 и № 4 в разные кампании на внешней поверхности КР на
азимутальном угле 30 градусов ВВЭР-440/213.
Камп.
Э/б
22
3
27
4
26
3
Высота, см*
54
Fe(n,p)
58
Ni(n,p)
46
Ti(n,p)
63
Cu(n,α)
Nb(n,n’)
93
238
U(n,f)
25,7
1,00
0,98
0,93
0,99
1,01
–
100
24,9
99,8
26,4
100,7
1,00
1,00
1,00
1,00
1,00
–
1,01
1,01
0,98
1,02
0,98
–
–
–
–
1,01
1,17
1,07
1,05
1,01
1,01
0,99
0,97
1,00
0,99
0,99
–
–
–
–
В целом расчетно-экспериментальные исследования, проведенные на
энергоблоках №3 и №4 Кольской АЭС позволили оценить достоверность расчетных
значений функционалов поля быстрых нейтронов за корпусом реактора с
неопределенностью 10-15% (при доверительной вероятности 0.95).
Заключение
В настоящей работе приведены основные результаты измерений и расчетов
флюенса и спектра нейтронов для последних топливных загрузок реакторов Кольской
АЭС с новыми видами ядерного топлива.
Представлена разработанная методика FASTER-213 автоматизированного
расчета характеристик поля нейтронов (СНФ, спектра нейтронов) в области корпуса
ВВЭР-440 второго поколения (В-213) с помощью аттестованного кода DORT.
Методика FASTER-213 в полной мере соответствует требованиям нормативной
процедуры РД ОЭ 1.1.2.29.0913-2012 [3], внедрена и успешно применяется на
Кольской АЭС для оценок СНФ БН и ФБН в характерных точках КР.
Проведено сравнение оценок ФБН по методике FASTER-213 c результатами
расчета по коду TRAMO реализующем метод Монте-Карло. Показано, что расчеты по
методике FASTER-213 позволяют получать результаты сопоставимые с расчетами по
прецизионным кодам на основе метода Монте-Карло.
При расчетах по методике FASTER-213 могут быть учтены характерные
особенности эксплуатации энергоблоков (детализированная геометрия ВКУ,
использование новых топлива, особенности энерговыделения в активной зоне) и
приводят к снятию излишнего консерватизма при оценках флюенса быстрых
нейтронов на КР.
Тестирование расчетной методики FASTER-440/213 проведено путем
сравнения с результатами нейтронно-активационных измерений за КР реакторов
энергоблоков № 3 и № 4 Кольской АЭС в течении разных кампаний. При сравнении с
результатами измерений получено совпадение азимутальных и высотных
распределений удельных активностей пороговых НАД в пределах ±10-15 %, что
характеризует степень достоверности расчетной методики FASTER-213.
Список литературы.
1. ПНАЭ Г-7-008-89 «Правила устройства и безопасной эксплуатации
оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» п. 9.1.17.
2. Руководство по безопасности «Учет флюенса быстрых нейтронов на корпусах и
образцах-свидетелях ВВЭР для последующего прогнозирования радиационного
ресурса корпусов (РБ-007-99)». Г.И. Бородкин и др., Вестник Госатомнадзора России,
№ 1 (5), 1999, с. 2-14.
3. РД ЭО 1.1.2.29.0913-2012 «Организация работ по учету и прогнозу флюенса
быстрых нейтронов на корпусах реакторов АЭС с ВВЭР», ОАО «Концерн
Росэнергоатом», 2012 г.
4. Руководства по безопасности. Методика нейтронного контроля на внешней
поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС (РБ-018-01). Г.И.
Бородкин и др., Вестник Госатомнадзора России, № 6 (19), 2001.
5. Карлсон Б., Латроп К. Теория переноса. Метод дискретных ординат: Пер. с
англ. / Сб. статей под редакцией Х. Гринспена, К. Келбера, Д. Окрента / М.:
Атомиздат. 1972.
6. W.A. Rhoades, and R.L. Childs, “The DORT Two-Dimensional Discrete Ordinate
Transport Code,” Nucl.Sci.&Eng. 99, 1, (May 1988), pp.88-89.
7. J.E. White et al., “BUGLE-96: Coupled 47 Neutron, 20 Gamma-Ray Group Cross
Section Library Derived from ENDF/B-VI for LWR Shielding and Pressure Vessel
Dosimetry Applications,” RSIC Data Library Collection, DLC-185, March 1996.
8. Аттестационный паспорт программного средства № 233. Комплекс программ
DOT3, DORT и ANISN с библиотеками констант BGL440 и BUGLE-96 для расчёта
скорости накопления флюенса на корпусах реакторов ВВЭР-440 методом синтеза
двумерных и одномерного распределений. НТЦ ЯРБ, 2007 г.
9. R. Paviotti-Corcuera, et al. The International Reactor Dosimetry File (IRDF-2002),
World Scientific Publishing, Ltd., p. 654-662, 2003.
10. Коробейников В.В. Метод Монте-Карло в задачах физики реакторов и защиты.
Методическое издание ИАТЭ. Обнинск, 1994.
11. Barz H.-U. and Konheiser J. TRAMO - a Flexible Multigroup Neutron Transport
Code on the Basis of the Monte Carlo Method for Flux Calculations, ZfK-705. Rossendorf,
1990.
9