Обоснование использования уран-эрбиевого топлива РБМК и сопровождение его внедрения на АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Федосов, Александр Михайлович

• Федосов, Александр Михайлович
• доктор технических наук
• 2008

Оглавление диссертации доктор технических наук Федосов, Александр Михайлович

Введение.

Проблемы повышения безопасности и экономичности РБМК (обзор).

Глава 1. Физика парового коэффициента (эффекта) реактивности.

1.1 Паровой коэффициент реактивности бесконечной решетки.

1.2 Зависимость парового коэффициента реактивности от выгорания топлива.ЗЗ

1.3 Зависимость коэффициента размножения нейтронов однородной решетки от плотности воды.

1.4 Изменение характеристик по высоте активной зоны. Связь между аф и эффектом обезвоживания.

1.5 Коэффициенты реактивности и нестабильность энергораспределения.

1.6 Способы воздействия на паровой коэффициент реактивности.

1.7 Влияние структуры загрузки на коэффициенты реактивности.

1.8 Влияние распределения запаса реактивности на паровой коэффициент и другие характеристики РБМК.

1.9 Оптимизация поканального распределения расходов теплоносителя.

1.10 Роль парового эффекта реактивности в Чернобыльской аварии.

Выводы к главе 1.

Глава 2. Поиск оптимального способа уменьшения парового эффекта реактивности. Разработка уран-эрбиевого топлива.

2.1 Изменение характеристик РБМК в результате мероприятий по повышению безопасности.

2.2 Классификация способов воздействия на паровой коэффициент реактивности и эффект обезвоживания ТК.

2.3 Методическая база для сравнения вариантов.

2.3.1 Расчет ячейки реактора и подготовка двухгрупповых констант.

2.3.2 Одномерная модель для расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа ARC AN).

2.3.3 Трехмерная модель расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа COMAR).

2.4 Сравнение различных способов уменьшения парового эффекта реактивности в действующих реакторах.

2.4.1 Повышение обогащения топлива.:.

2.4.2 Повышение плотности топлива.1.

2.4.3 ТВС из 36 твэлов («плотные пучки»).

2.4.4 Увеличение диаметра твэлов и канала.

2.4.5 Использование стали в конструкции ТВС.

2.4.6 Резонансные поглотители вне топлива.

2.4.7 Уран-плутониевое топливо.

2.4.8 Использование тория.

Выводы к п.2.4.

2.5 Выбор выгорающего поглотителя для топлива РБМК.

2.5.1 Сравнение гадолиния и бора.

2.5.2 Изучение влияния выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. Выбор эрбия.

2.5.3 Свойства эрбия.

2.5.4 Оптимальное размещение эрбия в ТВС.

Выводы к главе 2.

Глава З.Работы по обеспечению внедрения и сопровождению эксплуатации уран-эрбиевого топлива.

3.1 Выбор обогащения топлива и содержания эрбия.

3.2 Выбор размеров опытных партий и обоснование безопасности их загрузки.

3.3 Моделирование и оптимизация процесса перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо.

3.3.1 Методика расчетов.

3.3.2 Оптимизация темпа и порядка выгрузки ДП.

3.3.3 Изменение характеристик реактора в переходном периоде.

3.3.4 Проверка эффективности замены ДП на эрбий расчетами методом Монте-Карло.

3.4 Разработка стратегии и научно-техническое сопровождение перевода реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо.

3.4.1 Этапы перехода на уран-эрбиевое топливо.

3.4.2 Научно-техническое сопровождение внедрения эрбия.

3.5 Анализ аварий реактора с уран-эрбиевым топливом.

3.6 Сочетание перехода на уран-эрбиевое топливо с другими мероприятиями по совершенствованию активных зон РБМК.

3.6.1 Кластерные и кобальтовые ДП.

3.6.2. Циркониевые дистанционирующие решетки.

3.6.3 Стержни с ленточным поглотителем (сборка 2477).

3.6.4 Стержни КРО.

3.6.5 Снижение оперативного запаса реактивности.

3.6.6 Роль уран-эрбиевого топлива в обеспечении других мероприятий по совершенствованию активной зоны РБМК.

3.7. Повышение обогащения уран-эрбиевого топлива.

3.8 Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива.

3.8.1 Зависимость стоимости ТВС от обогащения.

3.8.2 Экономический эффект для стационарного режима перегрузок.

3.8.3 Изменение экономического эффекта в процессе перехода на уран-эрбиевое топливо.

3.8.4. Оценка общего эффекта от внедрения уран-эрбиевого топлива.

Выводы к главе 3.

Глава 4. Анализ опыта эксплуатации уран-эрбиевого топлива и дальнейшие перспективы применения выгорающих поглотителей в РБМК.

4.1 Игналинская АЭС.

4.2 Ленинградская АЭС.

4.3 Курская АЭС.

4.4 Смоленская АЭС.

4.5 Общие итоги внедрения уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000.

4.6 Характеристики реактора при изменении мощности. Сокращение времени простоя после внепланового останова.

4.7 Дальнейшее повышение выгорания топлива в РБМК. Профилирование обогащения и содержания эрбия.

4.8 Уран-плутониевое топливо для РБМК с эрбием и другими выгорающими поглотителями.

Выводы к главе 4.

Глава 5. Оптимальное использование топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК.

5.1 Этапы жизненного цикла реактора РБМК.

5.2 Оптимальное дожигание топлива в начальном переходном периоде.

5.2.1 Обзор литературы.

5.2.2. Аналитическое решение задачи о расходе топлива в переходном периоде.

5.2.3. Оценка максимального эффекта от дожигания топлива.

5.2.4. Оптимизация режима дожигания.

Выводы к п.5.2.

5.3. Эффективное использование топлива при смене загрузки.

5.3.1 Дожигание ранее выгруженного топлива без эрбия при переходе на уран-эрбиевое топливо.

5.3.2 Использование ОТВС при ограничениях на срок службы сборок с уран-эрбиевым топливом.

Выводы к п.5.3.

5.4 Оптимальное использование топлива при выводе реакторов из эксплуатации.

5.4.1. Использование топлива остановленного первого блока ИАЭС на втором блоке.

5.4.2 Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМКиз эксплуатации.

Выводы к п.5.4.

Выводы к главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование использования уран-эрбиевого топлива РБМК и сопровождение его внедрения на АЭС»

Актуальность работы

Примерно половина электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях России, приходится на долю реакторов РБМК. Несмотря на масштабные планы развития ядерной энергетики на базе реакторов ВВЭР, реакторы РБМК будут играть важную роль еще в течение десятков лет. Повышение безопасности и эффективности их эксплуатации было и остается насущной необходимостью.

Хотя авария на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. поставила под сомнение само существование реакторов РБМК, предпринятые сразу после аварии меры по повышению безопасности позволили продолжить их эксплуатацию. Одной из важнейших мер было снижение парового коэффициента реактивности и эффекта обезвоживания топливных каналов путем установки в активную зону дополнительных поглотителей. Безопасность была повышена ценой уменьшения выгорания топлива, т.е., в конечном итоге, снижения экономичности топливного цикла. Поиск технического решения, позволяющего повысить не только безопасность, но и экономичность реакторов РБМК, являлся актуальной задачей.

В диссертации научно обоснованы новые технические решения, внедрение которых внесло значительный вклад в развитие ядерной энергетики.

Цель работы - повышение безопасности и экономичности реакторов РБМК путем оптимизации состава топлива и режимов его использования. Для достижения поставленной цели работа велась в следующих направлениях. 1. Поиск оптимального способа снижения парового коэффициента (эффекта) реактивности действующих реакторов РБМК, приведший к разработке уран-эрбиевого топлива.

2. Расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности и экономичности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработка стратегия внедрения уран-эрбиевого топлива.

3. Научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива.

4. Разработка режимов эксплуатации, повышающих эффективность использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК.

Методы исследования, достоверность и обоснованность результатов

Для решения поставленных задач использовалась теория ядерных реакторов, аналитические и численные методы, математическое моделирование. Достоверность полученных результатов подтверждается опытом внедрения уран-эрбиевого топлива, сравнением предсказанных эффектов и прогнозных расчетов с результатами измерений на действующих реакторах, а также сравнением с расчетами по прецизионным программам и расчетами других авторов.

Научная новизна

Проанализированы различные способы уменьшения парового эффекта реактивности РБМК для выявления наиболее экономичного и перспективного с точки зрения реализации направления. Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

Выбран выгорающий поглотитель — эрбий, позволяющий при добавлении в топливо РБМК одновременно повысить безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Доказано, что предложенное техническое решение является наилучшим (оптимальным) в условиях действующих реакторов РБМК.

Разработан порядок перевода реакторов на новое топливо, позволяющий поддерживать характеристики реактора в допустимых диапазонах. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности, предусматривающая поэтапное повышение обогащения.

Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

Выполнено исследование влияния эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

Предложено и внедрено < новое топливо, существенно улучшившее характеристики РБМК.

Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. Показано, что в этом случае вместо эрбия лучше использовать европий.

Поставлены и решены задачи оптимизации повторного использования (дожигания) топлива РБМК в течение всего срока службы реактора, начиная от пуска и заканчивая выводом из эксплуатации.

Разработан режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.

Новизна предложенных технических решений подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.

Практическая ценность

Предложенное автором уран-эрбиевое топливо существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК, обеспечило возможность дальнейшего совершенствования топливного цикла (повышения глубины выгорания). Применение нового топлива позволило решить целый ряд проблем РБМК, таких как:

- уменьшение парового коэффициента (эффекта) реактивности до допустимого по безопасности уровня без ущерба для экономики;

- снижение расхода топлива и, как следствие, уменьшение скорости заполнения хранилищ отработавшего ядерного топлива;

- улучшение эксплуатационных характеристик реактора (увеличение запасов до лимитирующих параметров, уменьшение выхода топливных сборок из строя, смягчение последствий аварий, облегчение управления нейтронным полем при перегрузках и др.)

Разработанные автором оптимальные режимы повторного использования топлива позволяют существенно сократить расход свежего топлива.

Внедрение результатов работы

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава загружается с 1995 года на Игналинской АЭС, с 1996 года на Ленинградской АЭС и с 1999 года на остальных АЭС. В настоящее время на АЭС с РБМК-1000 загружается топливо 2-го поколения (обогащение 2.8%), а на Игналинской АЭС - уже 3-го поколения. Топливо без эрбия для РБМК больше не производится. Состав топлива всех поколений и порядок его загрузки защищены патентами.

Расчеты автора совместно с сотрудниками РНЦ «Курчатовский институт» и НИКИЭТ явились основой обоснований безопасности и решений по загрузке опытных партий и полного перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо.

Разработанная автором последовательность перегрузки ТВС из 1-го блока во 2-ой блок Игналинской АЭС для их дожигания применяется в настоящее время. Предложенный режим перегрузки защищен патентом Литвы.

Апробация работы

Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях, совещаниях, семинарах:

- Всесоюзные и международные семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ "Волга", 1984, 1989, 1995, 1997, 2000, 2002, 2004, 2006 г.г.);

- Международная конференция по ядерной энергетике ICONE-4, март 1996;

- Международный научно-технический семинар Ядерного общества «Уроки Чернобыля. Технические аспекты». Десногорск, 1996 г.;

- Международная конференция «Состояние и перспективы развития производства топлива для атомных электростанций», Усть-Каменогорск, декабрь 1997 г.;

- Международная конференция «Атомная энергетика на пороге XXI века», г.Электросталь, 8-10 июня 2000 г.;

- Семинар МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК», Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.;

- Ежегодная конференция ОАО «ТВЭЛ» (ВНИИНМ), 2002 г.;

- Научно-практический семинар «Опыт эксплуатации, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК. Состояние и перспективы», г.Электросталь, 23-25 апреля 2003 г.;

- Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения», Москва-Курчатов, 19-22 октября 2004 г., а также опубликованы в виде статей в научных журналах и сборниках докладов на конференциях.

Работа по уран-эрбиевому топливу отмечена премией им. И.В.Курчатова в области научных исследований в 2007 году.

На защиту выносятся

1. Результаты сравнительного анализа различных способов уменьшения парового эффекта реактивности и выбор выгорающего поглотителя - эрбия, как оптимальный вариант для действующих реакторов РБМК. Результаты исследования механизма воздействия эрбия на паровой эффект реактивности.

2. Разработка стратегии поэтапного внедрения уран-эрбиевого топлива. Выбор содержания эрбия для начального и последующих этапов. Результаты прогнозных расчетов изменения характеристик РБМК.

3. Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива.

4. Результаты анализа опыта эксплуатации уран-эрбиевого топлива и предложения по дальнейшему его совершенствованию (профилирование обогащения и содержания эрбия по высоте ТВС).

5. Результаты оптимизации повторного использования ТВС на разных этапах эксплуатации РБМК.

6. Постановка и результаты решения задачи об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.

Личный вклад автора

Все расчеты, касающиеся сравнения способов воздействия на паровой эффект реактивности, были проведены автором по написанным им компьютерным программам.

Автор создал библиотеку двухгрупповых констант, являющуюся составной частью программного комплекса STEP AN, с помощью которого были проведены основные расчеты по переводу реакторов на уран-эрбиевое топливо.

Автор предложил добавлять эрбий в топливо для снижения парового эффекта реактивности и выравнивания энерговыделения, объяснил механизм воздействия эрбия на характеристики реактора.

Автор принимал непосредственное участие в разработке стратегии перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК.

Автором сформулированы задачи и проведен анализ результатов при моделировании перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо. Экономические оценки затрат в уран-эрбиевом топливном цикле выполнены автором.

Непосредственно автором был проанализирован ход загрузки уран-эрбиевого топлива на разных блоках РБМК и выработаны предложения по дальнейшему его совершенствованию, включая высотное профилирование.

Под руководством и при участии автора были проанализированы отдельные физические эффекты, вызванные переходом на новое топливо, а также рассмотрена задача выбора оптимального выгорающего поглотителя для уран-плутониевого топлива.

Автором разработана модель перегрузок топлива и основанная на ней оптимизационная программа, сформулирована и решена оптимизационная задача об использовании топлива при выводе реакторов из эксплуатации.

Объем и содержание работы

Диссертация содержит 287 страниц, включая 86 рисунков, 39 таблиц и состоит из введения, пяти глав, заключения и списка используемой литературы, содержащего 166 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Федосов, Александр Михайлович

Основные результаты работы сводятся к следующему.

1. Разработана методика и проведен анализ различных способов уменьшения парового эффекта реактивности РБМК для выявления наиболее экономичного и перспективного с точки зрения реализации направления. Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

2. Проведенные исследования позволили выбрать оптимальный способ (добавление выгорающего поглотителя в топливо) и оптимальный поглотитель (эрбий), одновременно повышающий безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Данное техническое решение предложено впервые и не имеет аналогов.

3. Выполнены расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК, предусматривающая поэтапное повышение обогащения. Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

4. Обеспечено научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, подготовку обоснований безопасности загрузки уран-эрбиевого топлива на блоках АЭС с РБМК, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива. В частности, исследовано влияние эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

5. Рассмотрены возможности дальнейшего улучшения характеристик РБМК путем повышения обогащения и содержания эрбия и их высотного профилирования.

6. Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. В этом случаев в качестве оптимального выгорающего поглотителя предложен европий.

7. На единой теоретической основе (метод интегрального нейтронного баланса) рассмотрены задачи оптимизации повторного использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК. Показаны возможности значительной экономии свежего уран-эрбиевого топлива при повторном использовании топлива, выгруженного до внедрения эрбия.

8. Разработан режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

9. Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК-1 ООО из эксплуатации.

Все предложенные технические решения являются новыми и оригинальными, что подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава внедрено на всех энергоблоках с реакторами РБМК. С 1995 года накоплен большой опыт его эксплуатации, подтвердивший прогнозируемые характеристики, и доказавший работоспособность и высокую эффективность этого топлива. По всем параметрам уран-эрбиевое топливо превосходит обычное из двуокиси урана (глубина выгорания, надежность, эксплуатационные характеристики). Его использование, кроме повышения безопасности, надежности и экономичности, позволило:

- обеспечить выполнение других мероприятий, проводимых на реакторах РБМК (усовершенствование стержней регулирования, внедрение второй системы останова), решить проблему быстрого заполнения бассейнов выдержки и хранилищ отработавшим топливом, сократить время простоя реактора после вынужденной остановки, поставить задачу повышения единичной мощности блока на 5-И0%.

Рекомендации автора по оптимальному дожиганию ранее выгруженного топлива используются на блоках Игналинской и Ленинградской АЭС.

Разработанная автором последовательность перегрузки ТВС из остановленного 1-го блока Игналинской АЭС во 2-ой блок для их дожигания применяется в настоящее время.

Внедрение предложенного автором уран-эрбиевого топлива существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК. Внедрение режимов оптимального дожигания топлива также дает большой экономический эффект за счет экономии свежего топлива.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Федосов, Александр Михайлович, 2008 год

1. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Опыт создания мощных энергетических реакторов в СССР. Атомная энергия, 1976, т.40, вып.2, с.117-126.

2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.

3. Емельянов И.Я., Еперин А.П., Алексаков А.Н. и др. Автоматическая система управления распределением мощности в энергетическом реакторе. Атомная энергия, 1980, т.49, вып.6, с.357-363.

4. Алексаков А.Н., Воронцов Б.А., Емельянов И.Я. и др. О деформации поля энерговыделения в РБМК. Атомная энергия, 1979, т.46, вып.4, с.227-232.

5. Будников В.И., Косолапой С.В., Крамеров А.Я., Сабаев Е.Ф. Устойчивость радиально-азимутального энергораспределения в кипящих канальных реакторах. Атомная энергия, 1978, т.45, вып.5, с.331-335.

6. Романенко B.C. Некоторые вопросы физики РБМК. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1981, вып.5(18), с.8-20.

7. Александров А.П., Доллежаль Н.А. Развитие уран-графитовых канальных реакторов в СССР. Атомная энергия, 1977, т.43, вып.5, с.337-343.

8. Емельянов И.Я. Стабилизация полей энерговыделения в реакторе АЭС "Джентили". — Атомная техника за рубежом, 1973, №5, с.3-9.

9. Емельянов И.Я., Филипчук Е.Ф., Потапенко П.Т., Дунаев В.Г. Разработка и опыт эксплуатации системы управления энергораспределением реактора АЭС "Джентили-1". — Атомная техника за рубежом, 1978, №10, с.3-9.

10. Емельянов И.Я., Алексаков А.Н., Ефанов А.И. и др. Разработка и испытание системы локального автоматического регулирования реактора РБМК-1000. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып.1(5), с.3-16.

11. Пушкарев В.И., Жирнов А.Д., Сироткин А.П. О способах воздействия на коэффициенты реактивности в реакторах РБМК. Атомная энергия, 1979, т.46, вып.6, с.386-389.

12. Емельянов И.Я., Жирнов А.Д., Пушкарев В.И., Сироткин А.П. Повышение эффективности использования урана в РБМК-1000. Атомная энергия, 1979, т.46, вып.З, с.139-141.

13. Положение о паспорте реакторной установки блока атомной станции. РД-04-02-2001.

14. Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000 (2-я редакция). РДЭО 0137-2005.

15. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС — 89). ПНАЭ Г-1-024-90. М.,1991.

16. Наумов В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов. — М.: МИФИ, 2003.

17. А. Вейнберг, Е. Вигнер. Физическая теория ядерных реакторов. М: Издательство иностранной литературы, 1961.

18. Наумов В.И., Хромова М.Ф. Физический расчет канальных реакторов. М.: МИФИ, 1983.

19. Askew J., Fayers F., Kemshell P. A General Description of Lattice Code WIMS. Journal of British Nuclear Society, 1966, v.5, p.564-585.

20. Halsal M.J. A Summary of WIMS-D4 Input Options. Winfrith, AEEW-1337, 1980.

21. Кватор B.M., Краюшкин A.B. Описание многогрупповой диффузионной программы MDC. — Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№33/610285, 1985.

22. Балыгин А.А., Краюшкин А.В. Изменение реактивности и мощности РБМК при измерении парового коэффициента реактивности. Атомная энергия, 2006, т.100, вып.З, с.171-173.

23. Лиман Г.Ф., Майоров Л.В., Юдкевич М.С. Пакет программ MCU для решения методом Монте-Карло задач переноса излучений в реакторах. — Вопросы атомной науки и техники, сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып.7, с.27-31.

24. Briesmeister J.F. MCNP4A Monte Carlo N-Particle Transport Code System. - Los Alamos National Laboratory report, LA-12625-M, 1993.

25. Randall D., Jhon D.S.St. Xenon spatial oscilations. Nucleonics, 1958, v. 16, N 3, p.82-87.

26. Емельянов И.Я., Подлазов Л.Н., Алексаков A.H. и др. Влияние формы нейтронного поля энергетического реактора на его устойчивость. Атомная энергия, 1980, т.48, вып.5, с.301-303.

27. Романенко B.C., Краюшкин А.В. О влиянии распределения местных коэффициентов реактивности на стабильность нейтронного поля в РБМК. Атомная энергия, 1983, т.55, вып.5, с.272-274.

28. Наумов В.И., Федосов А.М. Оптимизация мощностного коэффициента реактивности канального кипящего реактора. — Математические модели ядерно-энергетических установок (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.56-60.

29. Наумов В.И., Федосов A.M. Об одном из способов улучшения парового коэффициента реактивности канального кипящего реактора. Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.75-79.

30. Наумов В.И., Федосов A.M., Хренников Н.Н. Способ перегрузки топлива в канальном кипящем реакторе на тепловых нейтронах. — Авторское свидетельство на изобретение №713352. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 05.10.1979.

31. Наумов В.И., Федосов A.M., Хренников Н.Н. Способ перегрузки топлива в канальномкипящем реакторе на тепловых нейтронах. Авторское свидетельство на изобретение №757021. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 21.04.1980.

32. Наумов В.И., Федосов A.M. Канальный кипящий реактор на тепловых нейтронах. -Авторское свидетельство на изобретение №1082190. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 09.07.1982.

33. Федосов A.M. О влиянии распределения запаса реактивности на параметры безопасности реакторов РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-1008-90, 1990.

34. Федосов A.M. Трехмерная программа расчета эффектов реактивности реактора РБМК. -Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-932-90, 1990.

35. Наумов В.И., Федосов A.M. Методика расчета эффектов реактивности с использованием трехмерной модели макроячейки. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып. 8(45), с.20-22.

36. Наумов В.И., Федосов A.M., Щукин А.В. Способ теплоотвода от активной зоны кипящего ядерного реактора канального типа. Авторское свидетельство на изобретение №950063. Зарегистрировано в Государственном реестре изобретений СССР 07.04.1982.

37. Краюшкин А.В. Разработка и внедрение нестационарных математических моделей реактора РБМК. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. М., 2007.

38. Афанасьева А.А., Федосов A.M., Дондерер Р., Эренштайн Д., Лиерман Р., Шумахер О., Циггель X. Анализ аварии на Чернобыльской АЭС с учетом разрушения активной зоны. — Атомная энергия, 1994, т.77, вып.2, с.87-92.

39. Bohl W.,Luck L. SIMMER II: A Computer Program for LMFBR Disrupted Core Analysis. LA-11415-MS, 1990.

40. Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Василевский В.И. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК.- Атомная энергия, 1987, т.62, вып.4, с.219-226.

41. Борщев В.П., Бурлаков Е.В., Жирнов А.Д. и др. Нейтронно-физические характеристики реакторов РБМК до аварии и после выполнения мероприятий по повышению безопасности

42. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, выпуск 1, 1992г., с.20-26.

43. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, с.13-14.

44. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. /Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Под общей редакцией Ю.М.Черкашова./ М: ГУП НИКИЭТ, 2006.

45. Бурлаков Е.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Кузьмин А.Н., Романенко B.C., Федосов A.M. Нейтронно-физические исследования по повышению безопасности реакторов РБМК. — Сборник научных трудов ИАЭ им. Курчатова, 1989, с.24-28.

46. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Пути модернизации активной зоны реакторов РБМК. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4,с.19-21.

47. MacFarlane R.E., Muir D.W. The NJOY Nuclear Data Processing System, Version 91, Los Alamos National Laboratory report LA-12740-M, 1994.

48. Babaytsev M.N., Fedosov A.M., Glembotsky A.V., Krayushkin A.V., Kubarev A.V., Romanenko V.S. The STEPAN Code for RBMK Reactor Calculation. Preprint IAE-5660/5, 1993, 17 pp.

49. Войтовецкий С.В. Программа получения аппроксимационных формул функций многих переменных. Препринт ИАЭ-4109/15, М., 1985.

50. Соболь И.М., Сатников Р.Б. Выбор оптимальных параметров в задачах со многими критериями. М.: Наука, 1981.

51. Федосов A.M., Мясникова Е.В. Компактное представление двухгрупповых диффузионных констант ячеек для расчетов РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№33/832788, 1987.

52. Романенко B.C., Краюшкин А.В. Расчетные исследования физических характеристик РБМК в переходном периоде. Атомная энергия, 1982, т.53, вып.6, с.367-373.

53. Осмачкин B.C., Борисов В.Д. Гидравлическое сопротивление пучков тепловыделяющих стержней в потоке кипящей воды. Препринт ИАЭ-1957, М., 1970.

54. Федосов A.M., Кватор В.М., Кубарев А.В. О выборе оптимального уран-графитового отношения в реакторе РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№33/809587, 1987.

55. Краюшкин А.В., Федосов A.M., Кватор В.М. и др. Исследование ядерной безопасности и технико-экономических характеристик перспективных топливных циклов действующих реакторов РБМК. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-627-89, 1989.

56. Федосов A.M., Давыдова Г.Б., Глембоцкий А.В., Кватор В.М. Исследование ядерной безопасности РБМК на смешанном уран-плутониевом топливе. Отчет ИАЭ им. Курчатова, инв.№ЗЗР/1-493-89, 1989.

57. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Роль пространственных эффектов в измерениях нейтронно-физических характеристик в больших энергетических реакторах. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 1, с.51-55.

58. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. — М: Энергоатомиздат, 1984.

59. Жирнов А.Д., Сироткин А.П., Брюнин С.В. и др. К вопросу об использовании металлического урана в энергетических канальных уран-графитовых реакторах. — Атомная энергия, 1973, т.34, вып.6, с.479-481.

60. Петров Ю.В., Ерыкалов А.И., Смирнова Т.Ф. Об устранении положительного парового коэффициента реактора РБМК. — Отчет предприятия п/я А-7291, инв.№050-216-2505, 1987.

61. Нечаев А.Ф. Современная стратегия развития внешнего топливного цикла АЭС: анализ работы СЯТЦ МАГАТЭ. Атомная энергия, 1989, т.66, вып.2, с. 122-130.

62. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Федосов A.M. Совершенствование топливной загрузки РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.1, с.3-8.

63. Проселков В.Н., Симонов К.В. Режимы и технология использования топлива в реакторах LWR. Атомная техника за рубежом, 1989, №4, с.3-12.

64. Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов A.M. Использование выгорающих поглотителей в РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.344-345.

65. Федосов A.M. Влияние выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. -Атомная энергия, 1993, т.75, вып.1, с.67-69.

66. Dastur A.R., Buss D.B. A CANDU Lattice with Zero Void Reactivity. AECL Report TTR-287, 1990.

67. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев A.B. Справочник по ядерно-физическим константам для расчетов реакторов. М: Атомиздат, 1960.

68. Panushkin А.К., Krajushkin A.V., Phedosov A.M., Nickolaev V.A., Kupalov-Yaropolk A.I. Adding erbium to increase RBMK safety. Nuclear Engineering International, November 1995, p.40-41.

69. Jonsson A. Initial Physics Evaluation of Erbium as a Burnable Absorber in PWR. Transaction of American Nuclear Society, 1990, v.61, p.340-341.

70. Горский В.В. Применение интегрированных с топливными таблетками выгорающих поглотителей в LWR. Атомная техника за рубежом, 2000, №7, с.3-8.

71. Harris D.R. et al. Critical Experiments and Analysis for ABB-CE Fuel with Erbium Burnable Absorber. Transactions of American Nuclear Society, 1992, v.65, p.414-415.

72. Jonsson A. The Erbium Burnable Absorber. Transactions of American Nuclear Society, 1995, v.73, p.376-377.

73. Andersson S et al. ABB High Burnup Fuel. In Proc. of International Topical Meeting Top Fuel'99, 13-15 February 1999, France, p.83-94.

74. Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.A., Panushkin A.K. RBMK Fuel Assemblies: Current Status and Perspectives. IAEA Proceedings of a Technical Committee Meeting on Water Channel Reactor Fuel. Vienna, December 1996.

75. Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.,A., Panushkin A.K., Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Yamnikov V.S. Upgrading of RBMK Fuel Assembly Design and Production Technology. In Proceedings of ICONE-4, March 1996.

76. Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Панюшкин А.К., Федосов A.M. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора. Патент РФ №2065627. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 20.08.1996.

77. Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Панюшкин А.К., Федосов A.M. и др. Тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора. -Патент РФ №2141693. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 20.11.1999.

78. Шевалдин В.Н., Негривода Г.П., Воронцов Б.А., Роботько А.В., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов A.M. и др. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на Игналинской АЭС. Атомная энергия, 1998, т.85, вып.2, с.91-97.

79. Федосов A.M., Глембоцкий А.В., Тишкин Ю.А. Моделирование загрузки опытной партии ТВС с эрбием по программе STEPAN-R. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-09/24, 1993.

80. Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Анализ загрузки экспериментальной партии ТВС с уран-эрбиевым топливом во второй блок Ленинградской АЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-08/18, 1996.

81. Новиков В.Г., Федосов A.M. Оптимизация перевода РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. №33-08/21, 1995.

82. Бурлаков Е.В., Воронцов Б.А., Краюшкин А.В., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А.,

83. Панюшкин А.К., Роботько А.В., Федосов A.M. Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора. — Патент РФ №2100852. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 27.12.1997.

84. Краюшкин А.В., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Общая концепция (стратегия) перевода реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 на уран-эрбиевое топливо. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-08/25, 1997.

85. Программа перевода АЭС с реакторами РБМК на уран-эрбиевое топливо. 1998.

86. Бабайцев М.Н., Новиков В.Г., Федосов A.M. Анализ проектных аварий реактора РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливом. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв.№33-08/12, 1995.

87. RELAP5/mod3.2 Code Manual. Volume I. NUREG/CR-5535, INEL-95/0174. June 1995.

88. Стратегия развития подотрасли атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010 года. Энергетическая стратегия России. ЦНИИАтоминформ, 1994.

89. Гордеев Б.К. Введение в экономику ядерного топливного цикла атомной энергетики. -М.: ЦНИИАтоимнформ, 2001.

90. The Economics of Nuclear Fuel Cycle. OECD/NEA, 1994.

91. Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. М: ИАЭ им. Курчатова, 1989.

92. Воронцов Б., Кривошеин Г., Юркявичус А., Федосов А., Краюшкин А. Усовершенствование активных зон реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС. Внедрение уран-эрбиевого топлива. Energetika (Lietuvos mokslij akademija), 2007, Nr.l, p.45-49.

93. Быстриков А.А., Егоров А.К., Иванов В.И., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов A.M. и др. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000. — Атомная энергия, 2006, т. 100, вып.З, с. 165-170.

94. Аден В.Г., Петров А.А., Купалов-Ярополк А.И., Коваленко Е.К., Северинов Д.В., Панин В.М., Федосов A.M., Краюшкин А.В., Бурлаков Е.В. Повышение эффективности использования топлива в РБМК-1000. — Атомная энергия, 2007, т. 103, вып.1, с.50-55.

95. Менькин Л.И., Токарев В.И., Трубина В.К. и др. Реакторные и послереакторные исследования твэлов РБМК с уран-эрбиевым топливом. Атомная энергия, 1997, т.Г" вып.6, с.426-429.

96. Бурлаков Е.В., Балыгин А.А., Краюшкин А.В., Федосов A.M., Царева С.М. Глубина йодной ямы в РБМК на уран-эрбиевом топливе. Атомная энергия, 2002,т. 93,вып.2,с.83-87.

97. Федосов A.M. Совершенствование активной зоны РБМК. Современные мероприятия и перспективы. Материалы семинара МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК». Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.

98. Балыгин A.A., Бурлаков E.B., Краюшкин A.B., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Использование смешанного уран-плутониевого топлива в РБМК с разными выгорающими поглотителями. Атомная энергия, 1999, т.86, вып.З, с.163-167.

99. Иоффе Б.Л., Окунь Л.Б. О выгорании горючего в ядерных реакторах. Атомная энергия, 1956, т.1, вып.1, с.80.

100. Бартошек В. О переходных состояниях реакторов при перегрузках тепловыделяющих элементов. — Атомная энергия, 1964, т. 16, вып.4, с.315-324.

101. Кочуров Б.П. Оптимальный вывод реактора в стационарный режим перегрузки горючего. Атомная энергия, 1974, т.37, вып.1, с.66-70.

102. Кочуров Б.П. Многоточечная модель оптимальной стратегии достижения равновесного режима перегрузок топлива в ядерном реакторе. Атомная энергия, 2003, т.95, вып.З, с. 182185.

103. Батов В.В., Корякин Ю.И., Пушкарев В.И., Смирнов В.Г. Выбор оптимальных режимов эксплуатации топливной загрузки. In. Nuclear Energy Costs and Economic Development, IAEA-SM-126/46, 1970, p.339-347.

104. Еперин А.П., Рябов В.И., Варовин И.Я. и др. Перегрузка топлива в реакторах Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1985, т.58, вып.4, с.219-220.

105. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Повторное использование недогоревшего топлива реакторов типа РБМК. Отчет ИАЭ, инв.№33/410883, 1983.

106. Suzuki A., Kiyose R. Application of Linear Programming to Refueling Optimization for Light Water Moderated Power Reactors. Nuclear Science and Engineering, 1971, v.46, p.l 12-130.

107. Sauar Т.О. Application of Linear Programming to In-Core Fuel Management Optimization in Light Water Reactors. Nuclear Science and Engineering, 1971, v.46, p.274-283.

108. Федосов A.M. Оптимальное дожигание повторно используемого топлива в реакторе типа РБМК. Отчет ИАЭ, инв.№33/728986, 1986.

109. Федосов A.M. Оптимизация переходного периода реактора с непрерывной перегрузкой топлива. В сб.: Моделирование и исследование нейтронно-физических процессов в ядерно-энергетических установках (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1991, с.88-95.

110. Краюшкин А.В., Захарова JI.H., Новиков В.Г., Федосов А.М. Разработка методики для расчетного моделирования профилированных ТВС и выполнение вариантных расчетов. — Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-05/64, 2005.

111. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. /Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006, с.267-268.

112. Рудик А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов. — М.: Атомиздат, 1979.

113. Химмельблау Д. Прикладное нелинейное программирование. М.: "Мир", 1975.

114. Шевелев Я.В. О формах хозрасчетных взаимоотношений в электроэнергетике при наличии ядерных электростанций. Препринт ИАЭ-3455/3, 1981.

115. Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Федосов A.M. и др. Анализ характеристик ТВС для повторного использования в условиях перехода на уран-эрбиевое топливо. Рекомендации по повторному использованию ТВС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. №33-08/16, 1998.

116. Захарова J1.H., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Обоснование безопасности загрузки ОТВС ПИ 2% обогащения на энергоблоке №2. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-04/76, 2004.

117. Габараев Б.А., Черкашов Ю.М., Петров А.А. и др. Обоснование продления срока эксплуатации энергоблоков с РБМК. Атомная энергия, 2006, т. 100, вып.4, с.328-335.

118. Захарова Л.Н., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов A.M. Обоснование безопасности ■ дожигания топлива в реакторе 2-го энергоблока ИАЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-03/127, 2003.

119. Давыдова Г.Б., Новиков В.Г., Федосов A.M. и др. Обоснование загрузки ОТВС 1-го энергоблока в реактор 2-го энергоблока ИАЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №33-05/05, 2005.

120. Федосов A.M. Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации. Атомная энергия, т. 102, вып.5, с.284-290.

121. Технологический регламент по эксплуатации Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500. -ПТОэд-0905-1В5, О-З 80, Литва, Висагинас, 2001.

122. In-Depth Safety Assessment of Ignalina NPP. Final Report, October 1996.

123. Uspuras E., Rimkevicius S., Krivosein G., Sladkopevcev A., Krajuskin A., Fedosov A., Burlakov E. Kanalinio urano-grafito reaktoriaus eksploatacijos bfldas. Patentas Nr.5326 (LT) 2006.03.27 (paraiskos padavimo data 2005.06.16).

124. Бабайцев M.H., Глембоцкий A.B., Краюшкин A.B., Кубарев А.В., Федосов A.M. Аннотация программы STEP AN. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2000, вып. 1, с.79-82.

125. Чечеткин Ю.В., Новоселов А.Е., Голованов В.Н. и др. Обращение с ядерным топливом АЭС в условиях эксплуатации и хранения. — Дмитровград, 2005.

126. Типовой технологический регламент по эксплуатации АЭС с реактором РБМК-1000. — НИКИЭТ, инв.№ Е 40-2941 от 25.12.2001.

127. Ямников B.C. и др. Сбор и анализ материалов по условиям эксплуатации и работоспособности твэлов с диоксидным и уран-эрбиевым топливом. — Отчет ФГУП ВНИИНМ, инв.№9153, 1999.