Оптимизация топливоиспользования на многоблочной АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Орлов, Валерий Иванович

• Орлов, Валерий Иванович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Орлов, Валерий Иванович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОПТИМИЗАЦИЯ ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЯ НА АЭС.

1.1 Алгоритмы оптимизации топливоиспользования.

1.2 Критерии эффективности топливоиспользования и их соотношение с КИУМ.

1.3 Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ПЛАНИРОВАНИЕ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ НА

МНОГОБЛОЧНОЙ АЭС С УЧЕТОМ ПРОВЕДЕНИЯ ППР.

2.1 Алгоритм формирования повторяющихся топливных циклов.

2.2 Разработка графиков эксплуатации энергоблоков и проведения ППР.

2.3 Оптимизация продолжительности работы на мощностном эффекте реактивности.

2.4 Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ОПТИМИЗАЦИЯ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ НА АЭС С ВВЭР.

3.1 Формирование состава загружаемого топлива.

3.2 Выбор оптимального топливного цикла.

3.3 Расстановка топлива в активной зоне.

3.4 Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЯ НА

ДЕЙСТВУЮЩИХ АЭС С ВВЭР.

4.1 Особенности анализа эффективности реальных топливных загрузок

4.2 Анализ эффективности топливоиспользования на АЭС с ВВЭР

4.3 Анализ эффективности топливоиспользования на АЭС с ВВЭР

4.4 Выводы к главе 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация топливоиспользования на многоблочной АЭС с ВВЭР»

Актуальность темы. В настоящее время на АЭС с ВВЭР проходит широкомасштабная опытная эксплуатация нового топлива, внедрение которого должно обеспечить повышение безопасности и надежности работы энергоблоков. Данное топливо является основой для разработки и внедрения перспективных топливных циклов, которые позволят повысить эффективность топливоиспользования и увеличить коэффициент использования установленной мощности (КИУМ).

Совершенствование организации топливоиспользования на многоблочной АЭС необходимо проводить с учетом принятых ремонтных циклов, т.е. при формировании топливных загрузок (кампаний) должны учитываться ограничения, связанные с проведением планово-предупредительных ремонтов (111 1F) и требование выработки максимума электроэнергии в осенне-зимний период.

Таким образом, оптимизация топливоиспользования на многоблочной АЭС с ВВЭР с учетом требований по проведению 111 IP является актуальной задачей.

Цель работы. Целью диссертационной работы является разработка процедуры оптимизации топливоиспользования на многоблочной АЭС с ВВЭР, которая включает планирование длительности работы топливных загрузок с учетом требований по проведению 111 IP (продолжительность проведения 111 IP, ограничения на одновременное проведение ремонтных работ на различных энергоблоках), определение оптимальной продолжительности работы топливной кампании на мощностном эффекте реактивности, формирование оптимального состава, загружаемого при перегрузках топлива при заданной длительности топливной загрузки, расчет показателей (критериев) эффективности топливоиспользования и выбор оптимального топливного цикла для энергоблоков АЭС, выбор расстановки

ТВС в активной зоне, удовлетворяющей проектным и эксплуатационным ограничениям.

Научная новизна.

1. Разработан алгоритм формирования повторяющихся топливных циклов для многоблочной АЭС с ВВЭР с учетом проведения ремонтных работ на энергоблоках.

2. Разработана методика определения оптимальной продолжительности работы энергоблока на мощностном эффекте реактивности.

3. Разработан алгоритм формирования оптимального состава топлива подпитки.

4. Разработана процедура выбора оптимального топливного цикла для энергоблоков АЭС.

5. Проведен сравнительный анализ эффективности топливоиспользования действующих энергоблоков с ВВЭР по различным критериям.

Практическая ценность работы.

1. Процедура оптимизации используется в концерне «Росэнергоатом» при разработке стратегии топливоиспользования на многоблочной АЭС с ВВЭР.

2. Алгоритм выбора оптимального топливного цикла позволяет проводить технико-экономические обоснования разрабатываемых новых топливных циклов.

3. Алгоритм формирования повторяющихся топливных циклов позволяет планировать на АЭС с ВВЭР длительности топливных загрузок с учетом проведения ППР.

4. Разработанный способ оценки эффективности топливоиспользования позволяет проводить сравнительный анализ топливных загрузок действующих энергоблоков с ВВЭР.

Личное участи автора. Представленные в диссертации результаты получены автором самостоятельно. Автор является руководителем работ по разработке стратегии внедрения на многоблочной АЭС с ВВЭР перспективных топливных циклов и анализу эффективности топливоиспользования на действующих энергоблоках с ВВЭР.

Предмет защиты.

1. Алгоритм формирования повторяющихся топливных циклов для многоблочной АЭС с учетом требований по проведению 111JLP на энергоблоках.

2. Алгоритм формирования оптимального состава топлива подпитки и определения оптимальной продолжительности работы на мощностном эффекте реактивности.

3. Процедура выбора оптимального топливного цикла для энергоблоков АЭС.

4. Результаты анализа эффективности топливоиспользования действующих энергоблоков АЭС с ВВЭР.

Апробация работы и публикации. По теме диссертации опубликованы 7 научных работ и докладов, в которых отражено основное содержание диссертационной работы.

Основные положения и результаты исследований докладывались на научно-технических конференциях и семинарах: третья международная научно-техническая конференция

Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»,

Москва, ВНИИАЭС. 2002г.; четырнадцатая ежегодная конференция Ядерного Общества России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий», Удомля. 2003г.; четвертая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», Москва, ВНИИАЭС. 2004г. заседание секции № 1 НТС № 4 Минатома, 3 июня 2002 г.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Орлов, Валерий Иванович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

На основании проведенных в диссертации исследований по оптимизации топливоиспользования на многоблочной АЭС с ВВЭР получены следующие результаты:

1. При увеличении обогащения ТВС глубина выгорания выгружаемого топлива увеличивается, удельный расход природного урана практически не изменяется, топливная составляющая себестоимости электроэнергии при рассмотренной зависимости относительной стоимости ТВС от ее обогащения и себестоимость электроэнергии уменьшаются, прибыль возрастает.

2. При увеличении количества загружаемых ТВС, т.е. при уменьшении кратности перегрузок, глубина выгорания выгружаемого топлива и себестоимость электроэнергии уменьшаются, удельный расход природного урана, топливная составляющая себестоимости электроэнергии и прибыль увеличиваются.

3. При перегрузке экономически нецелесообразно загружать в активную зону более 70-73 ТВС. Наиболее объективными показателями эффективности топливоиспользования являются себестоимость электроэнергии и прибыль.

4. Графики работы энергоблоков и проведения ППР для одно-, двух- и трехблочной АЭС полностью удовлетворяют требованию проведения ППР в весенне-летний период для двух вариантов топливных циклов, средняя длительность топливных загрузок, которых составляет около 310 и 495 суток. Для четырехблочной АЭС данному требованию удовлетворяет первый вариант, а также комбинированный вариант, т.е. три энергоблока эксплуатируются с кампанией длительностью около 495 суток, а один с кампанией длительностью около 310 суток.

5. Для топливного цикла средней длительностью кампании около 405 суток для одно-четырехблочной АЭС за ремонтный цикл только один средний ремонт для каждого энергоблока проводится в осенне-зимний период, т.е. данный топливный цикл также является приемлемым для внедрения на АЭС.

6. Внедрение на АЭС топливных циклов средней длительностью кампании около 355 и 450 суток затруднено, т.к. большое количество капитальных и средних ремонтов проводится в осенне-зимний период.

7. При тарифе 40 коп/кВт-час максимум прибыли реализуется при продолжительности работы на мощностном эффекте реактивности в течение около 20 кал. суток, что соответствует приблизительно 17 эфф. суткам, общая длительность работы топливной загрузки увеличивается при этом на 7-8 эфф. суток, значения усреднены для различных топливных циклов. Тем самым определено соотношение между длительностью топливной загрузки в календарных и эффективных сутках. При этом предполагается, что продолжительность текущего ремонта составляет 5 суток, а все остальное время в течение кампании энергоблок эксплуатируется на номинальной мощности.

8. При существующей зависимости стоимости ТВС от обогащения экономически выгодно использовать для формирования топливной загрузки требуемой длительности ТВС максимального обогащения.

9. Сравнение экономической эффективности топливных загрузок одинаковой длительности можно проводить по топливной составляющей себестоимости электроэнергии.

10. Сравнение экономической эффективности топливных загрузок разной длительности необходимо проводить, либо по себестоимости электроэнергии, либо по получаемой прибыли.

11. Наиболее экономичным является топливный цикл, имеющий среднюю длительность топливной загрузки с учетом работы в оптимальном режиме на мощностном эффекте реактивности около 490 эфф. суток. При постоянных затратах на ремонт указанный топливный цикл имеет себестоимость электроэнергии на 8 % меньше и получаемую прибыль при тарифе 40 коп/кВт-час на И % больше, чем топливный цикл, имеющий «традиционную» среднюю длительность топливной загрузки около 305 эфф. суток.

12. При внедрении такого «длинного» топливного цикла на всех блоках четырехблочной АЭС за ремонтный цикл для одного энергоблока в осенне-зимний период проводится один капитальный и один средний ремонты. Если же на трех энергоблоках эксплуатируется указанный «длинный» топливный цикл, а на одном энергоблоке топливный цикл «традиционной» длительности, то все ППР проводятся в весенне-летний период. Эксплуатация одного энергоблока в менее экономичном топливном цикле является платой за выработку максимума электроэнергии в осенне-зимний период.

13. Для реальных топливных загрузок энергоблоков с ВВЭР-1000 все показатели эффективности с течением времени улучшаются.

14. Для реальных топливных загрузок энергоблоков с ВВЭР-440 улучшаются такие показатели, как глубина выгорания выгружаемого топлива, удельный расход природного урана, топливная составляющая себестоимости электроэнергии. Для себестоимости электроэнергии и прибыли улучшения не наблюдается, вследствие большого отличия реального режима работы энергоблоков от номинального режима.

15. Для дальнейшего уменьшения себестоимости электроэнергии и увеличения прибыли на энергоблоках с ВЭР-1000 необходимо переходить на топливные циклы длительностью 490 эфф. суток, эксплуатируя при этом блоки на номинальной мощности и в оптимальном режиме работы на мощностном эффекте реактивности, а также выдерживая установленную продолжительность проведения ППР или уменьшая ее.

16. Так как энергоблоки Нововоронежской АЭС и первой очереди Кольской АЭС к настоящему времени прошли большой срок эксплуатации, на них целесообразно эксплуатировать топливный цикл с обогащением 3,82 % с четырехкратной перегрузкой топлива, а блоки второй очереди Кольской АЭС эксплуатировать в топливном цикле с пятикратной перегрузкой топлива с ТВС второго поколения.

Результаты диссертационной работы позволяют планировать длительность топливных загрузок на многоблочной АЭС, разрабатывать стратегию топливоиспользования для конкретной АЭС, проводить технико-экономическое обоснование новых топливных циклов, выполнять сравнительный анализ эффективности топливных кампаний действующих энергоблоков с ВВЭР.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Орлов, Валерий Иванович, 2004 год

1. Эффективное топливоиспользование на АЭС на период 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 года. Отраслевая программа. 2002.

2. Программа повышения КИУМ действующих АЭС концерна «Росэнергоатом» на период до 2005 года. Концерн «Росэнергоатом». 2001.

3. EDF advanced fuel management strategies for the next century // Atom Wirt.- Atomtechn. 2000, V.45, № 1, P. 22-25.

4. An economically optimum PWR reload core for a 36-month cycle// Ann. Nucl. Energy. 1999, V. 26, № 8, p. 659-677.

5. Achieving higher capacity factors through longe cycle lengths./Amer. Nucl. Soc. Annu. Meet., Philadelphia, June. 25-29, 1995// Trans. Amer.Nucl. Soc. 1995, №73. p. 327.

6. Enhancements to OCEON-P code multicycle optimization capability/Winter Meet. Amer. Nuc. Soc., Washington D.C.,//Nov. 15-19, 1998// Trans. Amer.Nucl. Soc. 1998, № 79. p. 320-321.

7. Орлов В.И. и др. Разработка стратегии использования на АЭС с ВВЭР-1000 эффективных топливных циклов. Отчет ВНИИАЭС. Инв. № О-311-135/03.2003.

8. Орлов В.И. Оптимизация длительности топливных кампаний на АЭС с ВВЭР.// Теплоэнергетика. 2004. № 8 с. 10-11.

9. Орлов В.И. и др. Выбор и обоснование оптимального режима работы ВВЭР-1000 на мощностном эффекте реактивности. Отчет ВНИИАЭС. Инв. № 0-311-126/02. 2002.

10. Герасимчук О.Г., Орлов В.И., Украинцев В.Ф. Выбор и обоснование оптимальных режимов работы реакторов ВВЭР-1000 на мощностном эффекте реактивности.// Известия вузов. Ядерная энергетика. № 1. 2003. с. 57-69.

11. Nucl. Sci. and Eng., V. 22, p. 285, 1965.

12. Nucl. Energy, V. 23, № 11, p. 673, 1969

13. Nucl. Energy, V. 23 № 11, p. 683, 1969

14. Ann. off Nucl. Energy, № 5 p. 551,1978

15. Kubokwa Т., Kiyose R., Proceed of the Conference on Computational Methods in Nucl. Engineering. Ill-115. 1975.

16. Nucl. Sci. and Eng., V. 46, p. 112,1971

17. Nucl. Sci. and Eng., V. 46, p. 274, 1971.

18. Nucl. Technol., V. 25 p. 477,1975.

19. Орлов В.И. и др. Анализ эффективности топливных циклов. Отчет ВНИИАЭС. Инв. №0-311-110/01. 2001.

20. Орлов В.И. и др. Повышение КИУМ и эффективность топливоиспользования на АЭС с ВВЭР.// Третья Межд. Научн.-Техн. Конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». М.: ВНИИАЭС. «Машмир». 2002. с.56-57.

21. Махоньков А.С., Орлов В.И. Повышение КИУМ и эффективность топливоиспользования.//Четырнадцатая ежегодная конференция ЯО России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий». Удомля. 2003. с. 65-67.

22. Nucl. Technol., V. 14 p. 123, 1972.

23. Nucl. Technol., V. 20 p. 86,1973.

24. Trans. Amer. Nucl. Soc. № 17, p. 308,1973.

25. Nucl. Technol., V. 27 p. 248,1975.

26. Nucl. Sci. and Eng., V. 37 p. 451, 1969.

27. Trans. Amer. Nucl. Soc. № 16, p. 170, 1973.

28. Trans. Amer. Nucl. Soc. № 46, p. 123,1984.

29. Nucl. Technol., V. 74 p. 5, 1986.

30. Павловичев A.M., Орлов В.И. Аннотация программы ПРОРОК-2М.// ВАНТ. Серия: Физика и техника яд. реакторов. 1991, вып. 1, с. 40-42.

31. Новиков А.Н. и др. Программа интерактивного управлениякомплексом КАСКАД. Описание применения. Отчет РНЦ «Курчатовский институт». Инв. № 32/1-48-498. 1998.

32. Павловичев A.M. Программа оптимизации загрузки реактора ВВЭР-440 (ПРОРОК).// Материалы тематической группы ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1980.

33. Линейное и нелинейное программирование. Под ред. Ляшенко Н.Н. Киев: Виша школа. 1975.

34. Моисеев Н.Н. Численные методы в теории оптимальных систем. М.:Наука. 1971.

35. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1988. с. 303.

36. Махоньков А.С., Орлов В.И., Юзбашян С.Т. Разработка режимов эксплуатации топлива ВВЭР-440, направленных на увеличение КИУМ. Отчет ВНИИАЭС. Инв. №0-311-111/01. 2001.

37. Герасимчук О.Г., Орлов В.И., Украинцев В.Ф. Анализ характеристик топливных циклов повышенной длительности для реакторов ВВЭР.// Известия вузов. Ядерная энергетика. № 3. 2002. с. 88-94.

38. Павлов В.И., Павловичев A.M. Исследование возможности реализации 18 и 24 месячных топливных циклов на реакторе ВВЭР-1000. Техническая справка РНЦ «Курчатовский институт». Инв. № 32/1-211-400. 2000.

39. Н.М. Синев. Экономика ядерной энергетики. М.: Энергоатомиздат. 1987. с. 96.

40. Н.М. Синев. Экономика ядерной энергетики. М.: Энергоатомиздат. 1987. с. 133.

41. Орлов В.И. и др. разработка стратегии использования на АЭС с ВВЭР эффективных топливных циклов и выработка рекомендаций по их внедрению. Отчет ВНИИАЭС. Инв. № 0-311-114/01. 2001.

42. Герасимчук О.Г., Орлов В.И., Украинцев В.Ф. Анализ ипрогнозирование экономических характеристик топливных циклов реакторов ВВЭР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. № 3. 2002. с. 95-103.

43. Кемпбелл Р., Макконнелл, Стенли JI. Брю. Экономикс. М.: Республика. 1992 Т. 2, с. 69.

44. Гальперин В.М., Игнатьев С.М., Моргунов В.И. Микроэкономика. СПб.: Экономическая школа. 2002. Т. 2 с. 339.

45. Хелл Р. Вэриан. Микроэкономика. Промежуточный уровень. Современный подход. М.: ЮНИТИ. 1997. с. 212.

46. Орлов В.И. и др. Оптимизация длительности топливных циклов на АЭС с ВВЭР с учетом требований по проведению ППР.//Четвертая Межд. Научн.-Техн. Конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». М.: ВНИИАЭС. 2004.

47. Экономичность и безопасность атомных электростанций/реакторы ВВЭР/. Под ред. Т.Х. Маргуловой. М.: Высшая школа.1984.

48. Петрунин Д.М., Семенов В.Н. Трехмерные программы имитаторы работы ВВЭР.// ВАНТ. Серия: физика и техника яд. реакторов. 1985, вып.9, с.44.

49. Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320). ТРВ-1000-4.1997.

50. Разработка физической части проекта первой и последующих загрузок с УТВС для вновь вводимых в эксплуатацию блоков с серийным реактором ВВЭР-1000. Отчет РНЦ «Курчатовский институт». Инв. № 32/1-89499. 1999.

51. Разработка физической части проекта 4-х годичного топливного цикла с ТВСА (подпитка 42ТВС/год). Отчет РНЦ «Курчатовский институт» Инв. №32/1-4-401.2001.

52. Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов. ГОСТ Р 50088-92. Издательство стандартов. 1992.

53. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и экспериментов для топливных загрузок ВВЭР-1000. РД ЭО 0501-03. 2003.

54. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и экспериментов для топливных загрузок ВВЭР-440. РД ЭО 0500-03. 2003.

55. Орлов В.И., Павловичев A.M. Новая версия программы оптимизации перегрузки реактора ВВЭР (ПРОРОК-2М).// Материалы 18-го симпозиума ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1989.

56. Орлов В.И., Павловичев A.M. Оптимизация расстановки кассет в активной зоне реактора ВВЭР с учетом изменения распределения энерговыделения в процессе выгорания топлива.// Материалы 2-й тематической группы ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1990.

57. Кохановская J1.B. Описание программы ОРАКС.// Материалы библиотеки ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1978.

58. Петрунин Д.М., Беляева Е.Д., Киреева И.Л. Программа БИПР-5.// Препринт ИАЭ-2519. М.: 1971.

59. Петков П.Т. Программа SPPS-O.// Материалы 12-го симпозиума ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1983.

60. Мак-Кракен Д., Дорн У. Численные методы и программирование на фортране. М.: Мир. 1977.

61. Ректор. Нейтронно-физические характеристики активной зоны (313 кассет). Отчет ОКБ «Гидропресс». Инв. № 138352.1981.

62. Орлов В.И., Павловичев A.M. Проработка различных вариантов 3-х и 4-х годичных топливных циклов реакторов ВВЭР-440. Отчет НПО «Энергия». Инв. № ОЭ-2546/88. 1988.

63. Орлов В.И., Юзбашян С.Т. Расчет основных нейтронно-физических характеристик 4-х годичных топливных циклов реакторов ВВЭР-440. Отчет НПО «Энергия». Инв. № ОЭ-2668/89. 1989.

64. Баскакова З.И. Орлов В.И.,Павловичев A.M. Расчет нейтронно-физических характеристик 4-ой топливной загрузки 1-го блока Калининской

65. АЭС с использованием ТВС с обогащением 4,4 %. Отчет НПО «Энергия». Инв. № ОЭ-2333/87.1987.

66. Грачев Е.В., Орлов В.И., Павловичев A.M. Расчет нейтронно-физических характеристик 5-ой топливной загрузки 1-го блока Калининской АЭС. Отчет НПО «Энергия». Инв. № ОЭ-2532/88. 1988.

67. Марков А.В., Орлов В.И., Павловичев A.M. Перевод реактора ВВЭР-1000 в режим трехгодичного топливного цикла.// Материалы 2-й тематической группы ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1989.

68. Орлов В.И., Павловичев A.M. Оптимизация расстановки кассет в реакторе ВВЭР-440 с целью продления кампании.// Материалы 6-й тематической группы ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1983.

69. Махоньков А.С., Орлов В.И., Павловичев A.M. Оптимизация топливных циклов ВВЭР.// Материалы 14-го симпозиума ВМК по физике реакторов ВВЭР. 1985.

70. Евдокимов А.А., Орлов В.И., Павловичев A.M. и др. Реактор. Расчет физический. 352.01.00.00.000РР17. Отчет ОКБ «Гидропресс». Инв. № 161216. 1983.

71. Воронков Е.Ф., Махоньков А.С., Орлов В.И. Выбор оптимального расположения ТВС при перегрузках с определением нейтронно-физических характеристик реактора на повышенной мощности. Отчет НПО «Энергия». Инв. №ОЭ-1955/85. 1985.

72. Махоньков А.С., Орлов В.И., Павловичев A.M. Исследование возможности улучшения топливных циклов реакторов ВВЭР. Отчет НПО «Энергия» инв. № ОЭ-2005/85. 1985.

73. Махоньков А.С., Орлов В.И., Павловичев A.M. Исследованиевозможности увеличения глубины выгорания топлива. Отчет НПО «Энергия». Инв. № ОЭ-1843/84. 1984.

74. Орлов В.И., Павловичев A.M. Разработка трехгодичных топливных циклов реактора ВВЭР-1000 Отчет НПО «Энергия». Инв. № ОЭ-2918/90. 1990.

75. Реактор. Расчет физический. Нейтронно-физические характеристики реактора. 330.01.01.00.00.000РР17. Отчет ОКБ «Гидропресс». Инв. №94377. 1979.

76. Реактор. Расчет физический. Характеристики активной зоны при выгорании топлива. 320.06.00.00.000РР17.1. Отчет ОКБ «Гидропресс». Инв. № 94361. 1979.

77. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. М.: Атомиздат. 1979. с. 272.

78. Самойлов О.Б. Результаты создания, эксплуатации и развития ТВС альтернативной конструкции для реакторов ВВЭР-1000.//Ядерное топливо для АЭС. Ежегодный журнал № 2.: МСЗ. 2003. с.2-6.

79. Рыжов С.Б. Тепловыделяющая сборка с жестким каркасом (ТВС-2) для реактора ВВЭР-1000.// Доклад на Научно-техническом совете № 4 Минатома России. М.: 2002.

80. Васильченко И.Н., Ананьев Ю.А. Новые требования к топливу и проектирование тепловыделяющих сборок для ВВЭР-440.// Ядерное топливо для АЭС. Ежегодный журнал № 2.: МСЗ. 2003. с. 7-11.

81. Методика планирования и учета затрат на ядерное топливо на атомных электростанциях с реакторами ВВЭР и РБМК.// СПО. Союзтехэнерго. М., 1989.

82. Лунин Г.Л., Новиков А.Н., Проселков В.Н., Сапрыкин В.В. Топливные циклы реакторов ВВЭР-440 с топливом производства. ОАО «МСЗ».// Ядерное топливо для АЭС. Ежегодный журнал № 2.: МСЗ. 2003.С. 1214.

83. Сапрыкин В.В. и др. Разработка и обоснование физической частипроекта внедрения 4-х годичного топливного цикла для 1 и 2 блоков Кольской АЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт». Инв. № 32/1-8-300.2000.

84. НФХ 22-26 топливных загрузок 4 блока НВАЭС в обоснование внедрения профилированных кассет со средним обогащением 3,82 % в 4-х летнем топливном цикле in-in-in-out. НВАЭС. 1995.