ВЕРИФИКАЦИЯ МЕТОДИК РАСЧЕТА ХАРАКТЕРИСТИК ИМПУЛЬСНОГО ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА
Аннотация
Полный текст:
PDFЛитература
Асмолов В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаждаемых реакторов. — Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 4, с. 282—302.
Курчатов И.В., Фейнберг С.М., Доллежаль Н.А. и др. Импульсный графитовый реактор ИГР. — Там же, 1964, т. 17, вып. 6, с. 463—474.
Фройнд Г.А., Искендериан Х.П., Окрент Д. Импульсный реактор TREAT с графитовым замедлителем для экспериментов по кинетике. Докл. Р-1848 на 2-й Женевской конф. по мирному использ. атомной энергии, 1958, т. 10, с. 461.
Pavshook V., Vasilyev A., Kiryushin А. e.a. A concept of the multichannel pulse graphite reactor MIGR. — In: Intern. Embedded Top. Meet. «Physics, Safety and Applications of Pulse Reactors», 1994, p. 274—280, 13—17 November, Washington, D.C.
Arnautova M.A., Kandiev Ya.Z., Lukhminsky B.E., Malishkin G.N. Monte-Carlo simulation in nuclear geophysics. Incomparison of the PRIZMA Monte-Carlo program and benchmark experiments. — Nucl. Geophys., 1993, v. 7, № 3, p. 407—418.
Гребенкин К.Ф., Орлов А.И. Модифицированная газовая модель термализации нейтронов. Препринт ВНИИТФ № 67. 1994.
Васильев А.П., Кандиев Я.З., Читайкин В.И. Расчеты некоторых опытов на системах из урана-235 и урана-238 со спектральными нейтронными константами БАС. — В кн.: Нейтронная физика, 1984, т. 2, с. 119—123.
RSIC Computer Code Collection, MCNP-4A. Monte-Carlo N-Particle Transport Code System. ORNL, 1993.
Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1967.
Павшук В.А., Талызин В.М. Измерение запаса реактивности реактора ИГР. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1981, вып. 5(18).
Ссылки
- На текущий момент ссылки отсутствуют.
