Разработка приборных средств и методов измерения радиоактивных загрязнений и отработавшего ядерного топлива для работ по выводу из эксплуатации ядерных установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.01, кандидат физико-математических наук Волкович, Анатолий Григорьевич

• Волкович, Анатолий Григорьевич
• кандидат физико-математических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Волкович, Анатолий Григорьевич

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы

Цель и задачи исследования

Объект и предмет исследования

Методы исследований

Методологический подход

Положения, выносимые на защиту

Личный вклад

Практическая ценность и полезность работы

Апробация работы

Публикации

Структура и объем диссертации

ГЛАВА I. РАЗРАБОТКА СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОГО ПРИБОРА И 13 МЕТОДИКИ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ 908г ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РЕАБИЛИТАЦИОННЫХ РАБОТ ПО ЛИКВИДАЦИИ ВРЕМЕННЫХ ХРАНИЛИЩ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.

1.1 Спектрометрическая методика определения активности 908г в почве при наличии радионуклидов Сб в полевых и лабораторных условиях

1.2 Учет влияния излучения 60Со при измерениях активности 23 908г

1.3 Приборное обеспечение для спектрометрического измерения 30 активности 908г

1.4 Использование прибора в лабораторных условиях для 35 измерения общей активности 908г исследуемых образцов

1.5 Примеры и результаты измерений 908г в лабораторных и полевых условиях

ГЛАВА II. ОЦЕНКА ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО 45 ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИМ МЕТОДОМ

2.1 Схемы спектрометрических измерений образцов ОЯТ и 46 отработавших TBC

2.2 Спектрометрический метод оценки характеристик ОЯТ по 48 излучению продуктов деления

2.3 Примеры использования спектрометрического метода 59 оценки характеристик ОЯТ

2.3.1 Образец ОЯТ из камеры резки

2.3.2 Образцы ОЯТ с объекта «Ромашка»

2.3.3 Облученные тепловыделяющие сборки объекта «Газовый 67 завод»

ГЛАВА III. РАЗРАБОТКА ПРИБОРА И МЕТОДА ИНДИКАЦИИ 78 ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ХРАНИЛИЩАХ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РАБОТ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

3.1 Основы метода индикации облученного ядерного топлива

3.2 Детекторное обеспечение метода индикации облученных 85 ядерных материалов

3.3 Результаты применения спектрометрической прибора 88 методики при выполнении работ по извлечению и транспортировке ТРО из камеры РФТ.

3.4 Перспективы развития метода индикации путем разработки 92 новых средств детектирования

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка приборных средств и методов измерения радиоактивных загрязнений и отработавшего ядерного топлива для работ по выводу из эксплуатации ядерных установок»

Актуальность темы Анализ потребления энергии в мире показывает, что в ближайшие десятилетия глобальное производство энергии может быть увеличено в 2 - 3 раза, поэтому на первое место выходит вопрос о сырьевом ресурсе топлива. Ядерная энергетика способна к расширенному воспроизводству топлива, что обеспечивает ее неисчерпаемыми ресурсами при замкнутости топливного цикла и, по-видимому, приведет к крупномасштабному использованию атомной энергии в будущем. Наращивание ядерных мощностей требует обеспечения ядерной и радиационной безопасности на всех этапах жизненного цикла ядерных установок. Это относится и к конечной стадии жизненного цикла ядерных установок - их выводу из эксплуатации и обращению с радиоактивными отходами, образующими в процессе работы ядерных объектов.

Цель и задачи исследования. Для проведения широкомасштабного обследования загрязненных территорий, повышения эффективности реабилитационных работ на объектах использования атомной энергии, для подготовки к вывозу отработавшего ядерного топлива, при выводе из эксплуатации ядерного реактора и ликвидации, накопленных в процессе его работы, твердых радиоактивных отходов потребовалась разработка приборов, систем и новых методов измерений. Такие средства и методы должны обеспечить эффективное и безопасное проведение работ по реабилитации, а также сделать обследование загрязненных территорий оперативным, дешевым, т.е. экономически целесообразным. Совершенствование и обновление технологий, используемых при выполнении работ по выводу из эксплуатации ядерного реактора, требует развития новых технических решений с применением более совершенных методов и средств радиационных измерений.

Объект и предмет исследования. РНЦ «Курчатовский институт» является одним из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладающий комплексом ядерно-физических установок. Экспериментальная база РНЦ «Курчатовский институт» состояла из 12 исследовательских установок с реакторами различного типа, 19 критических стендов и других радиационно опасных объектов, включая горячие лаборатории, облучательные установки, временные хранилища ядерного топлива и радиоактивных отходов. В результате многолетней производственной деятельности на его территории накопилось значительное количество радиоактивных отходов, которые направлялись во временные хранилища, расположенные на территории центра. Эти временные хранилища отходов образовались на начальном этапе работ института и по современным меркам они не соответствовали нормам и правилам радиационной безопасности. С развитием Москвы территория института оказалась со всех сторон окруженной жилой застройкой и площадки с размещением хранилищ оказались расположенными в нескольких десятках метров от жилых домов. В рамках проекта «Реабилитация» в 2002-2007 годах были проведены работы по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории института.

В настоящее время в РНЦ «Курчатовский институт» продолжают эксплуатироваться шесть из двенадцати реакторных установок. Остальные шесть остановлены для вывода из эксплуатации и частично или полностью демонтированы. В рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.» осуществляется вывод из эксплуатации многоцелевого петлевого материаловедческого реактора МР, одного из наиболее сложных ядерных объектов. Другой важной и актуальной задачей является радиационное обследование объектов топливного цикла. В 2007-2008 гг. специалистами РНЦ «Курчатовский институт» были проведены обследования радиоактивно загрязненных объектов и территории Кирово-Чепецкого химического комбината (КЧХК), на котором осуществлялась переработка уранового сырья. Загрязнение территории и производственных объектов происходило на ранних стадиях отработки технологии переработки гекса- и тетрафторида урана. Радионуклидное загрязнение любого объекта или территории проще всего обнаружить по регистрации гамма-излучения. Трудности обследования объектов и территории КЧХК заключались в том, что их загрязнение было обусловлено, в основном, мелкодисперсной фракцией неравновесного урана. Уран и его ближайшие дочерние радионуклиды (торий и протактиний), находящиеся с ним в равновесии, либо не являются гамма-излучающими, либо выход гамма-квантов на распад у них очень мал. Поэтому в этих ситуациях требуется развитие новых методов и подходов при радиационном обследовании подобных объектов.

Методы исследований. Традиционные методы обследования загрязненных радионуклидами территорий включают в себя три этапа: 1 -отбор проб на местности; 2 — радиохимическое выделение и концентрирование определяемого радионуклида (при необходимости); 3 - спектрометрический анализ образцов и определение активности радионуклида. Такой подход является достаточно трудоемким, требующим длительного времени и дорогостоящим. Наиболее ярким примером этого может быть определение 908г , являющегося Р-излучающим радионуклидом, требующим радиохимического выделения из исследуемых образцов. В то же время 908г занимает особое место из-за своей высокой подвижности в водной и почвенных средах. Являясь химическим аналогом стабильного кальция, 908г может через пищевые цепочки попадать в организм человека и накапливаться в костных тканях (908г -остеотропный радионуклид), что делает его достаточно опасным с радиологической точки зрения. Это обстоятельство требует постоянного контроля над содержанием 908г в почве и воде на загрязненных территориях.

Методологический подход. Альтернативой традиционным радиохимическим методам может служить спектрометрический метод определения содержания 908г, основным недостатком которого, как правило, является низкая чувствительность. Однако спектрометрический метод является оперативным и дешевым, что делает его вполне конкурентно способным, если измеряемые уровни активности 908г выше предела его чувствительности. Поэтому разработка спектрометрических методик, обеспечивающих непосредственное измерение удельной активности 908г в почве и воде, в том числе в полевых условиях, в присутствии других техногенных у- и Р-излучателей (в частности 137Сз, 60Со и др.), является актуальной задачей.

В процессе развернутых в последние годы на объектах использования атомной энергии реабилитационных работ возникла проблема выявления среди твердых радиоактивных отходов (ТРО) материалов и конструкций, содержащих ОЯТ. При выводе из эксплуатации ядерных реакторов, ликвидации хранилищ с ТРО, в которых хранилось или могло храниться ОЯТ, необходимо проводить контроль и сортировку радиоактивных отходов на предмет наличия в них образцов, содержащих уран. Поскольку ураносодержащие твердые радиоактивные отходы являются, как правило, высокоактивными, то применение радиохимических методов выделения урана крайне затруднительно. Сортировка ТРО с использованием методов спектрометрии также является непростой задачей, требующей разработки специальных методик, позволяющих определять уран в присутствии высокоактивных продуктов его деления.

При эксплуатации различных ядерных реакторов возникает необходимость определения радиационных характеристик ОЯТ, как в процессе пребывания его в реакторе, так и в процессе хранения после выгрузки. Знание радиационных характеристик ОЯТ, также важно при его транспортировке и утилизации, при радиохимической и металлургической переработке ТВЭЛов. Поскольку ОЯТ представляет собой, как правило, высокоактивный материал, обращение с которым не позволяет проводить какие-либо операции по оценке его характеристик разрушающими методами, перспективным представляется применение спектрометрического метода, относящегося к методам неразрутающего анализа. Основой спектрометрического метода является измерение аппаратурного спектра излучения, как материалов самого ядерного топлива, так и продуктов деления. Для этих целей необходимо использовать спектрометрическую аппаратуру высокого разрешения, т.к. в облученном топливе могут содержаться радионуклиды со сложным спектром излучения, требующие предварительной идентификации для количественной оценки. Однако получение аппаратурного спектра является необходимым, но не достаточным условием для определения характеристик топлива. Как правило, нужна дополнительная информация (значения различных калибровочных констант, необходимых зависимостей и т.д.), позволяющая по результатам спектрометрических измерений получать количественную оценку основных характеристик облученного топлива (глубины выгорания, времени выдержки, величины обогащения и т.д.). Такая дополнительная информация может быть получена расчетным путем с использованием метода Монте-Карло для условий реальной геометрии спектрометрического измерения. Метод Монте-Карло порой является единственным способом получения дополнительной информации, т.к. создание эквивалентного калибровочного источника либо не представляется возможным, либо не является универсальным в силу постоянно изменяющейся геометрии измерения (изменение формы, размера, структуры источника излучения). Поэтому использование метода Монте-Карло позволяет существенно расширить возможности спектрометрического способа оценки характеристик ОЯТ.

Таким образом можно утверждать, что применение спектрометрического метода в процессах обследования и рекультивации загрязненных радионуклидами территорий и реабилитации объектов использования атомной энергии, в частности при подготовке ОЯТ к утилизации, открывает новые возможности на пути оптимизации указанных процессов.

Положения, выносимые на защиту:

1. Разработка методики определения активности 908г в присутствии

137 60 техногенных радионуклидов Сб и Со в полевых условиях.

2. Создание переносного бета - радиометра, реализующего методику измерения 908г в счетных образцах при измерениях в лабораторных и полевых условиях при проведении реабилитационных работ на объектах использования атомной энергии.

3. Разработка спектрометрического способа оценки характеристик отработавшего ядерного топлива для идентификации TBC по типу ТВЭЛов, реализуемого с помощью мобильной спектрометрической системы с полупроводниковым детектором.

4. Разработка способа обнаружения урана в твердых радиоактивных отходах, основанного на использовании спектрометрических сцинтилляционных детекторов.

Личный вклад. Автор принимал непосредственное участие в разработке и создании радиометрического прибора для определения характеристик загрязнения 90Sr почвы, воды, аэрозольных фильтров, измерений в полевых условиях, участвовал в разработке методики измерений. Принимал участие в создании аппаратных средств и разработке методов калибровки и их проведении, в осуществлении лабораторных испытаний, верификации и тестировании, как методов, так и самих приборных средств.

Автор участвовал в проведении реабилитационных работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов, осуществлял радиометрическую съемку загрязненных территорий и объектов с радиоактивными отходами, проводил обследование радиационных объектов КЧХК, выполнял радиометрические и спектрометрические измерения при выполнении первого этапа работ по выводу из эксплуатации материаловедческого реактора, связанного с ликвидацией хранилищ СУЗ, РФТ и других с твердыми высокоактивными отходами.

Автор принимал участие в разработке спектрометрического способа оценки характеристик отработавшего ядерного топлива, нашедшего применение при выполнении работ по транспортировке ОТВС и выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Лично проводил спектрометрические измерения обработавшего ядерного топлива.

Практическая ценность и полезность работы заключается в следующем:

1. Разработанный бета-радиометр СДБИ для определения характеристик загрязнения 908г использовался при выполнении реабилитационных работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории РНЦ «Курчатовский институт» в 2005-2007 годах в рамках проекта «Реабилитация». С помощью бета-радиометра проводилось систематическое обследование загрязнения почвы, бетонных конструкций хранилищ, измерялась активность 908г в воде и аэрозольных фильтрах.

2. В 2007-2008 гг. при обследовании радиоактивного загрязнения объектов и территории Кирово-Чепецкого химического комбината, на котором осуществлялась переработка гекса- и тетрафторида урана, бета-радиометр использовался для определения поверхностной и удельной активности 238и по регистрации бета-излучения равновесного 234шРа.

3. В рамках выполнения работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.» при выводе из эксплуатации материаловедческого реактора МР, ликвидации хранилищ с ТРО проводился контроль и сортировка радиоактивных отходов на предмет наличия в них образцов, содержащих уран. Сортировка ТРО осуществлялась с помощью специально разработанных методов спектрометрии, позволяющих определять уран в присутствии его высокоактивных продуктов деления.

4. При подготовке к вывозу на переработку в ПО «Маяк» отработавшего ядерного топлива из комплекса исследовательских реакторов и критических стендов (комплекс «Газовый завод») осуществлялась идентификация ОТВС по типу ТВЭЛов разработанным спектрометрическим способом (методом неразрушающего анализа).

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и семинарах: Международная конференция «двадцать лет Чернобыльской катастрофы. Взгляд в будущее» 2426 апреля 2006, Киев, Украина, Международный ядерный форум, 22-26 сентября 2008 г., Санкт-Петербург, Международная конференция

Безопасность ядерных технологий: Экономика и обращение с источниками ионизирующих излучений. (26 сентября - 30 сентября 2005 г., Санкт-Петербург, Россия, Radioecology&Environmental Radioactivity, 15-20 June 2008, Bergen, Norway,. Международная конференция Waste Management '06, February 26 - March 2, 2006, Tucson, USA, рабочая встреча РНЦ-КИ - КАЭ, Кадараш, Франция, сентябрь 2009, семинар проф. С.М. Зарицкого «Физика ядерных реакторов» 06.11.2009, РНЦ «Курчатовский институт».

Публикации. По теме диссертации опубликовано 4 работы, 3 из них в реферированном журнале.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка используемых источников из 67 наименований. Общий объем работы 104 страницы, включая 52 рисунка, 6 таблиц.

Заключение диссертации по теме «Приборы и методы экспериментальной физики», Волкович, Анатолий Григорьевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате проведенного анализа и выполненных экспериментов были получены следующие результаты:

1. Разработана методика измерения удельной активности 908г в почве, как в лабораторных, так и в полевых условиях, с использованием спектрометрических измерений фотонного и бета- излучений.

2. Создан прототип бета-радиометра со сцинтилляционным блоком детектирования СДБИ для реализации разработанной методики измерений. Показано, что наличие гамма- и бета-излучающих техногенных и естественных радионуклидов ограничивает минимально измеряемую удельнаую активность 908г и ее значение составляет не менее 60 Бк/кг. Установлено, что для тонких проб (например, фильтров) при определении общей активности 908г значение минимально измеряемой активности составляет не менее 0,5Бк.

3. Разработана методика определения типа ТВЭЛов в облученных тепловыделяющих сборках, основанная на использовании спектрометрических систем высокого разрешения.

4. Разработана методика обнаружения урана в ТРО основанная на регистрации характеристического излучения сцинтилляционным детектором, позволяющая выделять полезный сигнал (линии характеристического излучения урана) в области низких энергий (£«100 кэВ). Сформулированы критерии наличия урана в исследуемых образцах, позволяющие с высокой степенью достоверности выявлять наличие в РАО урансодержащих материалов.

Для разработанного бета-радиометра согласована и утверждена 30.06.2005г. ЦМИИ (ГНМЦ «ВНИИФТРИ») и РНЦ «Курчатовский институт» методика выполнения измерений (МВИ). Радиометр СДБИ №1/05 допущен в качестве средства измерения с установленными метрологическими характеристиками. (Свидетельство № 03-13 2399 03 от 06.08.2009).

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Волкович, Анатолий Григорьевич, 2010 год

1. А.П. Говорун, В.И. Никсонов, В.Н. Потапов и др. «Способ определения удельной активности Sr-90 в почве методом полевой спектрометрии», Вопросы радиационной безопасности, №2, 1997, стр. 42-50.

2. A.V. Chesnokov, S.M. Ignatov, V.I. Liksonov et.al. A method for measuring in situ a specific soil activity of 90Sr. Nucl. Inst, and Meth. A 443 (2000) 197200.

3. V. N. Potapov, A. G. Volkovich, O. P. Ivanov, V. E. Stepanov, S.

4. НЛП «Доза» www.doza.ru/catalog/2/2-4progressbeta.shtml

5. НГГЦ «Аспект» http://aspect.dubna.ru

6. НТЦ «Радэк» www.radek.ru/product/

7. С.Ю. Антропов, А.П. Ермилов, С.А. Ермилов, Н.А. Комаров. Бета-спектрометрическое измерение активности стронция-90 в пробах внешней среды и пищевых продуктах. АНРИ, №1, 1994, с. 29-33.

8. С.Ю. Антропов, А.П. Ермилов, С.А. Ермилов, Н.А. Комаров. Особенности мониторинга стронция-90. АНРИ, №1, 1994, с. 22-29.

9. Игнатов С.М., Никсонов В.И., Потапов В.Н. и др. Определение удельной активности Sr-90 в почве методом полевой радиометрии. Контроль и диагностика, 1999, №1, с. 25-28.

10. А.В. Лаппа и др. «Программа расчета электронно-фотонных полей в гетерогенных средах». Тезисы докладов III Всесоюзной научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тбилиси, 1981, стр. 29.

11. Моисеев A.A., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1984, 296с.

12. Е.И. Григорьев, Э.К. Степанов, В.И. Фоминых и др. «Минимальная измеряемая активность. Понятие и использование в радиометрии», АНРИ №3, 1994, стр. 10-12.

13. А.П. Говорун, В.И. Никсонов, В. П. Ромашко, В. И. Федин, С. А. Чибисов, «Спектрально-чувствительный переносной коллимированный гамма-радиометр «КОРАД». , ПТЭ № 5, 1994, стр. 207-208.

14. Карманный спектрометр «Колибри» http://www.sniip.ru/0232.htm

15. Волков В.Г., Чесноков A.B. Реабилитация радиационного наследия. Научно-технический опыт Курчатовского института. Под ред. акад. РАН H.H. Понамарева-Степного. М.: ИздатАТ, 2008. - 120с.

16. Волков В.Г., Семенов С.Г., Зверков Ю.А. и др. Исследование и разработка полевого метода измерений удельной активности Sr-90 и изготовление опытного образца спектрометра для проведения измерений. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. №240-11/80,2005.

17. Волков В.Г., Волкович А.Г., Иванов О.П., Потапов В.Н. и др. Радиационное обследование радиоактивных объектов Кирово-Чепецкого химического комбината. Атомная энергия , т.107, вып. 2, август 2009, с. 75-81.

18. Райлли Д., Энсслин Н., Смит X., мл., Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. М.: БИНОМ, 2000.- 703с.

19. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: Справочник/ Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. -М.: Энергоатомиздат, 1983.- 384с.

20. Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. -М.: Энергоатомиздат, 1989.- 184с.

21. Радиационные выбросы в биосфере. Справочник/ Гусев Н.Г., Беляев В.А. -М.: Энергоатомиздат, 1991.- 256с.

22. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Колядин В.И. и др. Подготовка к вывозу из эксплуатации исследовательского реактора МР в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, т. 104, вып. 5, май 2008, стр. 259-264.

23. Firestone R.B., Ekstrom L.P. WWW Table of Radioactive Isotopes. http://ie.lbl.gov/toi/.

24. Потапов В.Н., Волкович А.Г., Симирский Ю.Н. Спектрометрический способ оценки характеристик отработавшего ядерного топлива. — Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 5, с. 273-277.

25. С. Клемин, Ю. Кузнецов, JI. Филатов и др. Кремниевый фотоэлектронный умножитель. Новые возможности. ЭЛЕКТРОНИКА: Наука, Технология, Бизнес №8, 2007, с.80-86.

26. Andreev V. et al. A high-granularity scintillator calorimeter readout with silicon photomultipliers.—NIM A 540, 2005, Issues 2-3, p.368-380.

27. Buzhan P. et al. Large area silicon photomultipliers: Performance and applications.-NIM A 567, 2006, Issue 1, p.78-82.

28. N.Otte et al. The Potential of SiPM as Photon Detector in Astroparticle Physics Experiments like MAGIC and EUSO. Nuclear Physics В -Proceedings Supplements, 2006, vol.150, p. 144-149.

29. Игнатов C.M., Маневский Д.А., Потапов В.И., Чиркин В.М.Сцинтилляционный детектор гамма излучения на основе твердотельного фотоумножителя. ПТЭ, 2007, №3, с. 1-6.

30. Игнатов С.М., Потапов В.Н., Неретин С.М. и др. Детекторы нейтронного излучения на основе твердотельных кремниевых фотоумножителей. ПТЭ, 2009, №4. с. 1-6.

31. P. F. Bloser, J. S. Legere, С. M. Bancroft, et. al. Silicon Photo-Multiplier Readouts for Scintillators in High-Energy Astronomy. N02-19: Dresden, Germany, 19 25 October 2008,p. 49.

32. V. Golovin, V. Saveliev, Novel type of avalanche photodetector with Geiger mode operation, Nucl. Instr. Meth. A 518, 2004, pp 560-565.

33. V. Saveliev, V. Golovin, Silicon avalanche photodiodes on the base of metal-resistor-semiconductor (MRS) structures. Nucl. Instr. Meth. A 442, 2000, pp 223-229.

34. Bondarenko G., Dolgoshein В., Golovin V. et al. Limited Geiger-mode silicon photodiode with very high gain.- Nuclear Physics В —Proceedings Supplements. Supplement 2, 1998, v.61,p.347-352.

35. Akindinov A.V., Martemianov A. N., Polozov P. A. et. al. // Nucl. Instr. Meth. 1997. V. A 387. p. 231.

36. Akindinov A., Bondarenko G., Golovin V., et. al. // Nucl. Instr. Meth. 2005. V. A 539. p. 172.42. http://www.cpta-apd.ru/43. http://www.photonique.cli/44. http://jp.hamamatsu.com/

37. B. Grinyov, V. Ryzhikov, S. Galkin, et. al. Absolute ligth yield determination of LGSO:Ce, CWO, ZnSe:Al and GSO:Ce crystals. Book of abstracts. SCINT 2009, June 8-12.

38. E.V.D. van Loef, P. Dorenbos, C.W.E. van Eijk, H.U. et.al., High-energy-resolution scintillator: Ce3 activated LaCb. Applied Physics Letters, 77, pp 1467-1469 (2000)

39. E.V.D. van Loef, P. Dorenbos, C.W.E. van Eijlc, H.U. et.al., High-energy-resolution scintillator: Ce3 activated LaCl3. Applied Physics Letters, 79, pp 1573-1575 (2001)

40. E.V.D. van Loef; W. Mengesha; J.D. Valentine; et.al., Non-proportionality and Energy Resolution of a LaC13:10 percent Ce(3+)Scintillation Crystal. IEEE Trans. Nucl Sci., 50, 1, pp. 155-158, 2003.

41. J.T.M. deHaas, P. Dorenbos and C.W.E. van Eijk., The Absolute Light Yield of LaBr3:5% Ce and LaCl3:10% Ce. Conference: SCINT 2005 (http://isma.kharkov.ua/SCINT2005/)

42. Институт физики твердого тела РАН (г. Черноголовка, Московской обл.), http://issp3.issp.ac.ru/

43. Quarati F., Bos A.J.J., Brandenburg S., Dathy С., Dorenbos P., Kraft S., Ostendorf R.W., Ouspenski V., Owens A. X-ray and gamma-ray response of a 2"x2" LaBr3:Ce scintillation detector. Nucl. Instr. Meth. A 2007, v. 574, N1, pp. 115-120.

44. Milbrath B.D., Choate B.J., Fast J.E., Hensley W.K., Kouzes R.T., Schweppe J.E. Comparison of LaBr3:Ce and NAI(Tl) scintillators for radioisotope identification devices. Nucl. Instr. Meth. A 2007, v. 572, N2, pp. 774784.

45. Skidmore M.S., Ambrosi R.M., Simon H. Hybrid X-ray and y-ray spectrometer for in-situ planetary science missions. Nucl. Instr. Meth. A 2009. v. 604.N3. pp. 592-603.

46. Favalli A., Mehner H.C., Simonelli F. Wide energy range efficiency calibration for a lanthanum bromide scintillation detector. Radiation Measurements. 2008, v. 43, N2-6. pp. 506-509.

47. Ayaz-Maierhafer B., De Vol T.A. Determination of absolute detection efficiencies for detectors of interest in homeland security. Nucl. Instr. Meth. A 2007, v. 579, N1, pp. 410-413.

48. Pani R., Cinti M.N., Pellegrini R., Bennati P., Betti M., Vittorini F., Mattioli M., Trotta G., Orsolini Cencelli V., Scaf? R., Navarria F., Bollini D., Baldazzi

49. G., Moschini G., de Notaristefani F. LaBr3:Ce scintillation gamma camera prototype for X and gamma ray imaging. Nucl. Instr. Meth. A 2007, v. 576, N1, pp. 15-18.

50. Buis E.J., Quarati F., Brandenburg S., Bos A.J .J., Dathy C., Dorenbos P., Kraft S., Maddox E., Ostendorf R., Owens A. Proton induced activation of LaBr3:Ce and LaC13:Ce. Nucl. Instr. Meth. A 2007, v. 580, N2, pp. 902-905.

51. Hawrami R., Batra A.K., Aggarwal M.D., Roy U.N., Groza M., Cui Y., Burger A., Cherepy N., Niedermayr T., Payne S.A. New scintillator materials (K2CeBr5 and Cs2CeBr5) Journal of Crystal Growth. 2008, v. 310, N7-9, pp. 2099-2102.

52. Case G.L., Cherry M.L., Stacy J.G. Waveshifting fiber readout of lanthanum halide scintillators. Nucl. Instr. Meth. A 2006, v. 563, N2, pp. 355-358.

53. Menge P.R., Gautier G., litis A., Rozsa C., Solovyev V. Performance of large lanthanum bromide scintillators. Nucl. Instr. Meth. A 2007, v. 579, N1, pp. 6-10.