Расчетно-экспериментальный анализ условий облучения и разработка процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Кочкин, Вячеслав Николаевич

• Кочкин, Вячеслав Николаевич
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кочкин, Вячеслав Николаевич

Перечень сокращений.

Введение.

1 Современные методы определения флюенса нейтронов на образцах-свидетелях КР ВВЭР-440.

1.1 Особенности конструкции реакторной установки ВВЭР-440.

1.2 Программа образцов-свидетелей реакторной установки ВВЭР-440/213.

1.3 Основные методы, применяемые для определения флюенса быстрых нейтронов на ОС.

1.4 Анализ выполнявшихся нейтронно-дозиметрических исследований ОС ВВЭР-440 в России и за рубежом.

1.4.1 Исследования ОС ВВЭР-440 в России.

1.4.2 Нейтронно-дозиметрические исследования условий облучения ОС ВВЭР-440 за рубежом.

1.5 Постановка основных задач диссертационной работы.

2 Процедура определения флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440.

2.1 Обоснование предлагаемого подхода.

2.2 Основные этапы определения флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440/213.

3 Методика расчета параметров нейтронного поля в каналах для ОС ВВЭР-440.

4 Экспериментальное обоснование методики расчёта нейтронного поля в каналах для образцов-свидетелей.

4.1 Расчетно-экспериментальные исследования метрологических гирлянд, облученных в каналах ВВЭР-440 с полной активной зоной, в рамках проекта COBRA.

4.1.1 Описание эксперимента.

4.1.2 Измерения активности НАД.

4.1.3 Сравнение расчётных и экспериментальных результатов.

4.2 Исследования НАД и образцов, облученных в каналах ВВЭР-440 с кассетами-экранами в рамках проекта PRIMAVERA.

4.1.4 Постановка эксперимента.

4.1.5 Измерения активности проб металла и НАД.

4.1.6 Сравнение расчётных и экспериментальных результатов.

5 Сравнительный анализ условий облучения образцов-свидетелей в каналах ВВЭР-440 с полной активной зоной и кассетами-экранами на примере исследования штатных комплектов ОС после длительного облучения.

5.1 Экспериментальные исследования облученных образцов-свидетелей.

5.2 Сравнение нейтронных расчетов с экспериментальными результатами.

5.3 Определение плотностей потока и флюенса быстрых нейтронов, воздействовавших на исследуемые ОС.

5.4 Сравнение условий облучения образцов-свидетелей в каналах реакторов с полной активной зоной и кассетами-экранами.

5.5 Сравнительный анализ условий облучения образцов-свидетелей и корпуса реактора.

6 Применение разработанной процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на ОС при исследовании радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440.

7 Выводы и заключение.

8 Литература.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-экспериментальный анализ условий облучения и разработка процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440»

Корпус реактора (КР) - один из наиболее важных узлов ядерной энергетической установки, разрушение или частичное повреждение которого несовместимо с эксплуатацией всей ядерной установки. Поэтому задача обеспечения надежной работы корпусов ядерных реакторов является одной из важнейших в комплексе вопросов безопасности АЭС. В процессе эксплуатации происходит изменение прочностных свойств материала корпуса реактора вследствие облучения потоками быстрых нейтронов, приводящее к его радиационному охрупчиванию, что повышает вероятность хрупкого разрушения корпуса реактора при аварийном расхолаживании и, тем самым, ограничивает его ресурс.

Осуществление контроля за состоянием металла КР в течение всего назначенного срока службы является одним из основных условий обеспечения надежной и безопасной эксплуатации реактора и реакторной установки в целом. Контроль за изменением механических свойств материалов КР ВВЭР-440/213 осуществляется с помощью программы образцов-свидетелей (ОС). Образцы-свидетели изготавливаются как из основного металла обечайки активной зоны КР, так и из сварной пробы, выполненной из того же металла, что и сварной шов № 4, расположенный напротив активной зоны, и предназначены для оценки изменения прочностных свойств материалов корпуса реактора в процессе его эксплуатации, т.е. по мере увеличения интегральной дозы облучения быстрыми нейтронами на стенке КР.

Согласно программе образцов-свидетелей периодически проводится извлечение и испытание очередного комплекта ОС. Изменение свойств металла КР под облучением определяют по разнице между результатами испытаний образцов облученного и необлученного (контрольного) комплектов. Весь комплекс работ по исследованию ОС направлен на определение величины изменения свойств и соответствующей этому изменению повреждающей дозы быстрых нейтронов с энергией Е>0,5 МэВ для сопоставления полученных результатов с нормативной зависимостью, которая использована при обосновании хрупкой прочности КР.

На текущий момент проектный срок службы реакторов ВВЭР-440, эксплуатирующихся в России и на Украине, подходит к концу и требуется выполнение работ по обоснованию безопасной эксплуатации КР ВВЭР-440 с учетом продления срока службы. Обоснование безопасной эксплуатации выполняется на основе моделей радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440, которые, в свою очередь, опираются на результаты исследований ОС.

Актуальность проблемы

Для корректного построения модели радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440 необходимо, чтобы, полученные в разное время, результаты исследования ОС представляли собой согласованный массив данных, т.е. были получены с использованием одних и тех же методических подходов. Однако, недостатки, а также изменения, которые с течением времени претерпевала процедура определения флюенса нейтронов с энергией Е>0,5 МэВ на ОС реакторов ВВЭР-440, не позволяют рассматривать результаты их испытаний как согласованный массив данных. Для создания корректной базы данных результатов исследования ОС корпусов реакторов ВВЭР-440 требуется с использованием единого расчетно-экспериментального подхода выполнить переоценку флюенса нейтронов для уже выгруженных и исследованных комплектов.

Кроме того, для достоверного определения флюенса нейтронов на ОС необходимы отсутствующие в настоящее время надежные расчетно-экспериментальные оценки условий облучения ОС в каналах реакторов ВВЭР-440. Эти оценки также можно использовать для разработки и подготовки новых программ ОС, планирования и реализации исследовательских программ по облучению конструкционных материалов в каналах ВВЭР-440, для учета различия условий облучения ОС и внутренней поверхности корпуса реактора при нахождении соответствия между результатами испытаний образцов и состоянием корпуса реактора.

Цель работы

Целью работы является разработка и внедрение процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440, выполнение расчетно-экспериментального анализа условий облучения образцов-свидетелей КР ВВЭР-440. Для достижения поставленной цели были определены следующие задачи:

1. Разработка расчетно-экспериментальной процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440, учитывающей особенности штатной программы ОС и позволяющей выполнить определение флюенса нейтронов на образцах после длительного облучения.

2. Адаптация программного комплекса (БОТЗ .5+А№8^ВиСЬЕ96) для расчетов переноса нейтронов в канале ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и кассетами-экранами (КЭ), разработка уточненных расчетных моделей с подробным описанием геометрии и материалов облучательного канала и контейнеров с ОС.

3. Получение экспериментальных данных для подтверждения корректности разработанных расчетных моделей и оценки характеристик нейтронного поля в каналах для ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ;

4. Проверка и обоснование разработанных моделей для расчета параметров нейтронного поля в каналах для ОС ВВЭР-440 с КЭ и полной активной зоной с использованием результатов выполненных экспериментальных исследований.

5. Тестирование разработанной процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на примере штатных комплектов ОС КР с полной активной зоной и КЭ.

6. Проведение сравнительного расчетно-экспериментального анализа условий облучения ОС в каналах реакторов ВВЭР-440/213 с полной активной зоной и с КЭ.

7. Сравнение условий облучения ОС и КР ВВЭР-440/213, оценка распределения коэффициентов опережения (КО) облучения ОС по отношению к КР по гирляндам с ОС в реакторах с полной активной зоной и КЭ.

Научная новизна и практическая значимость работы

1. Разработана расчетно-экспериментальная процедура определения флюенса быстрых нейтронов на образцах-свидетелях КР ВВЭР-440/213, учитывающая историю облучения образцов, влияние схемы загрузки активной зоны реактора и зависимость спектральных характеристик поля нейтронов от положения образцов. Предложенные расчетно-экспериментальные подходы использованы также для разработки и внедрения процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на образцах-свидетелях КР ВВЭР-1000, для разработки процедуры определения флюенса нейтронов на образцах, облученных в исследовательском реакторе ИР-8.

2. Выполненные оценки величины спектрального индекса 81о.5/з.о в каналах для ОС реакторов с полной активной зоной и КЭ показали неравномерность распределения 81о.5/з.о по высоте канала, что обусловлено влиянием граненых поясов, фиксирующих выгородку реактора.

3. Показаны значимые различия спектральных характеристик поля быстрых нейтронов в каналах для ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ.

4. Выполнены расчетно-экспериментальные оценки распределения КО по высоте гирлянд с ОС в реакторах с полной активной зоной и КЭ.

5. Результаты расчетно-экспериментальных оценок условий облучения образцов-свидетелей в каналах реакторов ВВЭР-440/213 использованы при разработке новых программ образцов-свидетелей ВВЭР-440, при планировании и подготовке программ по облучению исследовательских образцов в каналах ВВЭР-440/213, а также для учета различия условий облучения ОС и внутренней поверхности КР, при нахождении соответствия между результатами испытаний образцов-свидетелей и состоянием корпуса реактора.

6. Разработанная процедура определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440 применена для переоценки флюенса быстрых нейтронов на всех образцах-свидетелях, а также образцах исследовательских программ облучавшихся в Российских и Украинских АЭС с ВВЭР-440. На основе полученных результатов сформирована представительная база данных для построения моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440, необходимых при обосновании продления срока службы КР.

7. С помощью разработанной расчетно-экспериментальной процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440 выполнены работы по обоснованию эксплуатации в период продления срока службы до 45 лет КР ВВЭР-440 1-го поколения (1-й и 2-й блоки Кольской АЭС и 3-й и 4-й блоки Нововоронежской АЭС).

8. Разработанная процедура использовалась при обосновании срока службы КР 1-го и 2-го блоков Ровенской АЭС на проектный срок и с учетом их продления на 20 лет.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Расчетно-экспериментальная процедура определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440.

2. Результаты сравнительного анализа условий облучения ОС в реакторах с полной активной зоной и кассетами-экранами.

3. Результаты сравнения условий облучения ОС и корпусов реакторов ВВЭР-440/213.

Объем и структура работы

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и списка литературы из 127 наименований, содержит 120 страниц, 36 рисунков, 11 таблиц и одно приложение.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кочкин, Вячеслав Николаевич

7 Выводы и заключение

По результатам полученным в диссертации можно сделать следующие выводы:

Разработана расчетно-экспериментальная процедура определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440, позволяющая учесть сложную историю облучения образцов при их длительном облучении.

Разработаны уточненные расчетные модели для расчетов переноса нейтронов в канале для ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ на базе программного комплекса (ТЮТ3.5+А№8К+ВиОЬЕ96), в приближении метода синтеза двумерных и одномерного расчетов;

Проведены исследования экспериментальных гирлянд и двух штатных комплектов ОС, облучавшихся в реакторах ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ.

Выполнен сравнительный анализ различных подходов к моделированию геометрии гирлянды с образцами при проведении нейтронных расчетов;

Выполнена валидация расчетной модели на экспериментальных данных, полученных в каналах ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ, продемонстрировано хорошее соответствие расчетных и экспериментальных результатов, что подтверждает адекватность разработанных расчетных моделей и их пригодность для применения при определении флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440, расположенных по высоте в пределах границ активной зоны реактора.

Выполнено определение флюенса быстрых нейтронов на ОС, длительное время облучавшихся в каналах реакторов с полной активной зоной и КЭ. Показано значительное изменение величин флюенсов быстрых нейтронов на исследованных ОС по сравнению с результатами, полученными с помощью ранее использованной нейтронно-дозиметрической процедуры.

Проведено сравнение условий облучения образцов в реакторах с полной активной зоной и КЭ на примере штатных комплектов ОС.

Проведен сравнительный анализ условий нейтронного облучения ОС и внутренней поверхности КР. Получены распределения величины КО по высоте гирлянд с ОС в реакторах с полной активной зоной и КЭ.

Применение расчетно-экспериментальной процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440 позволило повысить представительность базы данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440, разработать новые нормативные зависимости радиационного охрупчивания КР ВВЭР-440. Результаты работ с применением разработанной процедуры были использованы при обосновании срока службы КР 1-го и 2-го блоков Ровенской АЭС на проектный срок и с учетом их продления на 20 лет и при обосновании безопасной эксплуатации КР ВВЭР-440 1-го поколения в период продления срока службы до 45 лет.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кочкин, Вячеслав Николаевич, 2012 год

1. Денисов В.П. Драгунов Ю.Г. М. «Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций», ИздАТ, 2002.2. «Основные положения по обеспечению безопасности АЭС» (ОПБ-73).

2. Корпус сварной. Чертеж общего вида. 213-Т-513.

3. Реактор. Чертеж общего вида. 213-Т-551.

4. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1990. - 352 с.

5. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов / Алексеенко H.H., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. / Под общ. ред. И.В. Горынина. М.: Энергоатомиздат, 1981. -191 с.

6. Образцы-свидетели. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 1152.75.00.000 ТО. 60 с.

7. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-008-89. М.: Энергоатомиздат. 1990.

8. Бородкин Г.И., Ломакин С.С., Утенькин A.A. Расчетно-экспериментальная оценка снижения плотности потока нейтронов на корпус ВВЭР-440 при установке кассет-экранов // ВАНТ, сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4, с. 59-61.

9. Zaritsky S., Belousov S., Brodkin E., et al. WWER-440 Pressure Vessel Dosimetry Benchmark: Calculation and Analysis // Proc. of RP&S Topical Meeting, Nashville, USA, ANS, 1998,1, pp.419-425.

10. Пугач A.M., Демехин В.Л., Буканов В.Н., Пугач С.М. Функционалы нейтронного потока, воздействующего на корпус реактора ВВЭР-440 // Ядерная и радиационная безопасность. 2008. - №2. - С. 28-31.

11. Brumovsky M., Erben O., et al. Neutron Dosimetry for VVER Reactor Pressure Vessels in the Czech Republic // Proc. of the 10th Intern. Symp. on Reactor Dosimetry. Osaka, Japan, 12-17 Sept. 1999. Philadelphia, PA, 2001, pp.93-100.

12. Программа образцов-свидетелей для сопровождения эксплуатации корпуса реактора 1 блока Ривненской АЭС на период после восстановительного отжига. Инв. № 180-14/87, РНЦ «Курчатовский институт», 2010.

13. Учет флюенса быстрых нейтронов на корпусах и образцах-свидетелях ВВЭР для последующего прогнозирования радиационного ресурса корпусов РБ-007-99 Госатомнадзор России, 1999. 5 с.

14. Внутриреакторная дозиметрия: Практическое руководство / Брискман Б.А., Генералов В.В., Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C. Москва.: Энергоатомиздат, 1985. - 200 с.

15. Самосадный В. П., В. Т. Экспериментальные методы нейтронных исследований. Уч. пособие. М.: Энергоатомиздат, 1990г с. ??

16. ENDF-201, ENDF/B-VI Summary Documentation: Report / Brookhaven National Laboratory. BNL-NCS-17541, 4th ed. - Upton, NY (USA), 1991.-461 p.

17. The JEFF-3.1 Nuclear Data Library, JEFF Report 21, NEA № 6190, OECD, 2006.

18. International Reactor Dosimetry File-2002 (IRDF 2002), IAEA Nuclear Data Section, Vienna, 2005, http://www-nds.iaea.org/irdf2002/

19. Detectors & Instruments for Nuclear Spectroscopy. EG&G ORTEC, Oak Ridge, TN, USA, 1992.

20. E 181 82. Standard General Methods for Detector Calibration and Analysis of Radionuclides // 1992 Annual Book of ASTM Standards, Vol. 12.02. -ASTM, New York, USA, 1992.

21. Voorbraak, W.P., Aaldijk, J.K. andWoittiez, J.R.W., "Retrospective Dosimetry of Fast Neutrons Focused on the Reactions 93Nb(n,n')93Nbm and 54Fe(n,p)54Mn; Contribution of NRG", NRG Report 20576/03.53535/C, NRG, Petten, May 2003.

22. Standard Test Method for Measuring Fast-Neutron Reaction Rates by Radioactivation of Niobium. ASTM E 1297 02.

23. Tourwe, H. and Maene, N. "Fast neutron fluence measurements with the Nb-93(n,n')Nb-93m reaction and the application to long-term irradiations", Proc. 3rd ASTM-Euratom Symposium on Reactor Dosimetry, Ispra, 1979.

24. Tourwe, H et al."Niobium Dosimetry Intercomparison in EBRII and BR2", Proc.4th ASTM-Euratom Symposium on Reactor Dosimetry, Gaiterburg, 1982.

25. Hegedlis, F. "Fast Neutron Dosimetry by the Reaction 93Nb(n,n').1. QO

26. Counting Technique for Nb activity , Proc. 2nd ASTM-Euratom Symposium on Reactor Dosimetry, Palo Alto, 1977.

27. Теория ядерных реакторов. Д. Белл, С. Глесстон, Пер. с англ. Под ред. В. Н. Артамкина, М.: Атомиздат, 1974.42. «Computing Methods in Reactor Physics», Greenspan H., Kelber C. N., and Okrent В., Gordon and Breach, New York, NY, 1968.

28. Brodkin E.B., Kozhevnikov A.N., Khrustalev A.V. Determination of Characteristics of Neutron Field Affecting on the WWER Reactor Vessel. In: Proc. 6-th Intern. Conf. Rad. Shielding, Tokyo, Japan, 1983, Conf-850538.

29. Rhoades W. A., Mynatt F. R., The DOT III Two-Dimensional Discrete Ordinat Transport Code. ORNL-TM-4230, 1973.

30. Engle W.W. Jr. A User's Manual for ANISN. K-1693, 1967.

31. RSICC Computer Code Collection CCC-650, Doors 3.2: One-, Two-, and Three- Dimensional, Discrete Ordinates Neutron/ Photon Transport Code System, 1998.

32. Волощенко A.M., Крючков В.П. Катрин-2.0 программа для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в трехмерной геометрии. - Москва, 2004.

33. Extension of RAPTOR-M3G to R-0-Z Geometry for use in Reactor

34. Dosimetry Applications, Hunter Melissa A., Longoni Gianluca, Andersonth

35. Stanwood L., Proceedings of the 13 International Symposium on Reactor

36. Dosimetry. Akersloot, The Netherlands, 25-30 May 2008. Eds. Wim Voorbraak, Luigi Debarberis, Pierre D'hondt, Jan Wagemans. World Scientific, 2009, p. 152.

37. Bucholz J., Antonov S., Belousov S., "BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross Section Libraries Derived from ENDF/B-VI Nuclear Data", IAEA, INDC(BUL)-15, April 1996.

38. Калос M., Накач Ф., Селник Дж. Методы Монте-Карло в применении к решению реакторных задач: Пер. с англ. // В кн.: Вычислительные методы в физике реакторов. М.: Атомиздат, 1972. - сс. 224-276.

39. Briesmeister I. F., Ed., "MCNP -A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version4C," LA-13709-M (April 2000), ORNL RSICC, Code Package, C00730, 2006.

40. Абагян Л.П., Алексеев Н.И., Брызгалов В.И. и др. Программа MCUREA/2 с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.2. Отчет РНЦ «Курчатовский институт». М., №36/19, 2001.

41. Пакет программ MCPV для расчета функционалов нейтронного потока, воздействующего на корпус ВВЭР-1000 / Буканов В.Н., Гриценко А.В., Демехин В.Л., Пугач С.М. Киев, 2005. - 28 с. - (Препр. / НАН Украины. Ин-т ядерных исслед.; КИЯИ-05-6).

42. Hans-Ulrich Barz, «TRAMO a flexible multigroup neutron transport code on the BASIS of the Monte Carlo method for flux calculations», ZfK, 1990.

43. Анализ результатов программы образцов-свидетелей и оценка радиационного ресурса корпусов реакторов 1-го и 2-го блоков Ровенской АЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. №62-1675, Москва, 1994.

44. Методика определения флюенсов быстрых нейтронов по активации образцов корпусных сталей. Отчет ИАЭ, инв.№60/137, 1986.

45. Исследование комплектов образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов 3 и 4 блока Кольской АЭС. Отчет ИАЭ № 60/220, 1986.

46. Исследование комплектов образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов 3 и 4 блока Кольской АЭС. Отчет ИАЭ № 60- 425, 1990.

47. Исследование комплектов образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов 3 и 4 блоков Кольской АЭС. Отчет ИАЭ №60/697, 1990.

48. Исследование 2 комплекта образцов-свидетелей материала корпуса реактора 2 блока Ровенской АЭС. Отчет ИАЭ № 60/221, 1987.

49. Исследование 3 комплекта образцов-свидетелей материалов корпуса реактора 2 блока Ровенской АЭС. Отчет РНЦ КИ №60/424, 1990.

50. Программа «CHULUKAN» автоматической обработки результатов наведенной активности пороговых детекторов. Отчет ИАЭ, инв. №60/173, 1986.

51. Исследование пятого комплекта образцов-свидетелей материала корпуса реактора Блока №3 Кольской АЭС. Отчет РНЦ КИ №62-1708, 1997.

52. Анализ результатов исследования пятого комплекта образцов-свидетелей материалов корпуса реактора первого блока Ровенской АЭС. Отчет РНЦ КИ №62-1749, 1999.

53. Расчет плотностей потоков быстрых нейтронов для реакторов ВВЭР-440. Отчет ОКБ "Гидропресс", инв. № ПР-2054, 1980.

54. MOCDIF-Программа для одномерного расчета характеристик нейтронных полей Кожевников А.Н., Марин C.B. Марковский Д.В.;

55. Хрусталев А.В. Шаталов Г.Е, IAE-2877, Государственный комитет по использованию Атомной энергии СССР, ИАЭ, Москва 1977.

56. The Aldermaston Nuclear Data Library, AWRE REPORT No. O-70/63, UK Atomic Energy Authority, Atomic Weapons Research Establishment, May 1963.

57. Расчет физический 230-Р-021 ГКАЭ. ОКБ ГП, 1985.

58. EURLIB-4 Summary Documentation, Lemmel H.D., Report IAEA-NDS-49 Rev. 0, June 1982.

59. Расчетно-экспериментальные исследования на макете №1 ВВЭР-440 с кассетами-экранами на стенде ЛР-0. отчет ИАЭ им. И.В. Курчатова, ИЯИ (Ржеж), ОКБ Гидропресс, ЗЭМ Шкода, 1990.

60. Обзор результатов расчетных и экспериментальных исследований по проблеме радиационной нагрузки корпуса на макете №2 ВВЭР-440 на стенде ЛР-0. Отчет ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 36/1-147791, Москва, 1991.

61. Васильев Р.Д. и др. «Значения эффективных пороговых энергий и сечений реакции активации и деления», Сб. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. Т.1, стр. 218, М., 1976.

62. Zaritsky S.M., Dosimetry of WWER Pressure Vessels and In-Vessel Constructions (Review), WG-3-09/92, Moscow, 1992.

63. Программно-константное обеспечение для многогрупповых расчетов переноса нейтронов методом дискретных ординат на базе файлов ENDF/B на PC/AT. Бродкин Э.Б., Егоров А.Л., Препринт ИАЭ-5642/5, Москва, 1993.

64. Kocherov N.P. and McLaughlin Р.К. The International Reactor Dosimetry File (IRDF-90). Report IAEA-NDS-141, Rev.2, IAEA, Vienna, October 1993.

65. Standard Practice for Determining Neutron Fluence, Fluence Rate, and Spectra by Radioactivation Techniques. ASTM, E 261 03.

66. Reactor physics calculations in the Nordic countries. Proceedings of the 11th Nordic Reactor Physics Meeting, Edited by Randolph Hoglund, Helsinki, April 9-10, 2003, pp.165-174.

67. Bars В., Seren T. and Wasastjerna F., Experimental and Theoretical Neutron Flux Estimations at the Surveillance Chain, at the Pressure Vessel Inner Surface, and in the Cavity of a VVER-440 PWR. Proceedings of the 6th ASTM

68. EURATOM Symposium on Reactor Dosimetry, Jackson Hole, Wyoming, May 31 June 5, 1987. ASTM STP 1001, Philadelphia, 1989.

69. Wasastjerna F., PREVIEW A Fast Kernel-Based Program for Calculation of Pressure Vessel Irradiation. Proceedings of the Topical Meeting on New Horizons in Radiation Protection and Shielding, Pasco, Washington, April 26 May 1, 1992.

70. Wasastjerna F., PREVIEW, a Program for Calculation of Pressure Vessel Irradiation in the Loviisa Reactors. VTT Research Report YDI110/91, Espoo, 1991.

71. Kaloinen E. et al., HEXBU-3D, A Three-Dimensional PWR Simulator Program for Hexagonal Fuel Assemblies. VTT Nuclear Engineering Laboratory, Report 7/1981.

72. Seren T., An Optimised Adjustment Library for the Kernel-Based PREVIEW Program. Licentiate's Thesis, Helsinki University of Technology, Department of Engineering Physics and Mathematics, November 2001.

73. Seren T. Development of an Adjustment Library for the Kernel-Based PREVIEW Program. Proceedings of the 9th International Symposium on Reactor Dosimetry, Prague, September 2-6, 1996, World Scientific, 1998, pp. 278-285.

74. Stallmann L. W., LSL-M2: A Computer program for Least-Square Logarithmic Adjustment of Neutron Spectra, NUREG/CR-4349, ORNL/TM-9933, Oak Ridge, 1986.

75. Seren T., Wasastjerna F. Extensive Revision of the Kernel-Based PREVIEW Program and its Input Data, Journal of ASTM International, Vol. 3, No. 3. Paper ID JAI13425, 2005.

76. Seren T. Re-evaluation of Dosimetry in the Loviisa 1 VVER-440 Reactor. Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry.

77. Akersloot, The Netherlands, 25-30 May 2008. Eds Wim Voorbraak, Luigi Debarberis, Pierre D'hondt, Jan Wagemans. World Scientific, 2009, pp. 325-332.

78. Osmera B. Svoboda C., Valenta V., Hep J. Review of Czechoslovak VVER-440 Surveillance Evaluation, UJV-D,R. The 1st WGRD-VVER Plenary meeting, Rzez, Chech Republik, October 14-18, 1991.

79. Burian J., Jansky B., Turzik Z., Marek M., Racek J.: Spectrum measurement on VVER440 mock-up, UJV 7883 R,T, 1986.

80. Rataj, J., "Application of the Lepricon Methodology to the NPP Dukovany Reactor Pressure Vessel Fluence Determination", Nucleon, 2, 1997, pp. 6-11.

81. Krysl, V., Lehmann, M., Machacek J., Theoretical principles of the modular system MOBY DICK, Report SKODA Ae 5434/Dok/R, Plzen, 1987.

82. Voorbraak W.P., Seren T., Wagemans J. et al. NRG Retrospective dosimetry of fast neutron focused on the reaction Nb(n,n s)93mNb, Petten, 2003.

83. Woittiez J.R.W., Beemsterboer B., Zwaagstra O. Radioactive vessel steel: Separation of Nb and Mn from Co and determination of Nb content, Petten, 2003.