Повышение эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя: на примере реактора ВК-50 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Антонов, Станислав Николаевич

• Антонов, Станислав Николаевич
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Антонов, Станислав Николаевич

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОСОБЕННОСТИ ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ

РЕАКТОРОВ С КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.

1.1 Влияние параметров урап-водной решетки на характеристики водоохлаждаемых энергетических реакторов.

1.2.0собенности выбора топливных решеток корпусных кипящих реакторов

1.3 Актуальность физических исследований активной зоны. реактора ВК-50.

1.4. Решаемая научно-техническая задача.

ГЛАВА 2. ЭТАПЫ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ.

2.1. Краткое описание технологической схемы. реакторной установки ВК-50.

2.2. Описание конструкции реактора и элементов активной зоны.

2.2.1. Активная зона.

2.2.2. Рабочие TBC.

2.2.3. Рабочие и аварийные органы СУЗ.

2.2.4. Конструкция твэла.

2.3. Основные этапы модернизации топливных сборок.

2.3.1. Улучшение гидравлических и теплотехнических характеристик TBC.

2.3.2. Улучшение нейтронно-физических характеристик активной зоны (внедрение TBC с ВТО 3,0).

ГЛАВА 3. ТЕСТИРОВАНИЕ ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ.

3.1. Тестирование программы POP.

3.2. Тестирование программ MCU-RFFI/A, MCU-RR и САПФИР-95 на критических экспериментах.

3.3. Подход к расчетам для выбора конструкции TBC. и расчетное сопровождение эксплуатации реактора ВК-50.

ГЛАВА 4. УЛУЧШЕНИЕ ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ

ЗОНЫ ЗА СЧЕТ ПОВЫШЕНИЯ ВОДНО-ТОПЛИВНОГО ОТНОШЕНИЯ.

4.1. Расчетное и экспериментальное обоснование новой уран-водной решетки TBC.

4.2. Расчетно-эксиериментальные исследования на стационарных. режимах работы реактора.

4.3. Расчетно-экспериментальные исследования на динамических. режимах работы реактора.

4.3.1. Ввод положительной реактивности PO РР.

4.3.2. Переходные процессы при изменении расхода пара.

4.3.3. Изменение расхода питательной воды.

ГЛАВА 5. НАПРАВЛЕНИЕ УЛУЧШЕНИЯ ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ СОВРЕМЕННЫХ КОНСТРУКЦИЙ TBC LWR.

5.1. Основные подходы и решения.

5.1.1. Предпосылки для проведения модернизации TBC.

5.1.2. Основные критерии и положения, принятые при проведении расчётов.

5.2. Результаты расчетов и предложения по. модернизации TBC.935.3. Расчетная схема, принятая для проведения расчетов.

5.4. Конструкция TBC.

5.5. Результаты расчетов.

5.6. Режим перегрузок и эксплуатационные характеристики активной зоны.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Повышение эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя: на примере реактора ВК-50»

ГЛАВА 1. ОСОБЕННОСТИ ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ

РЕАКТОРОВ С КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.14

1.1 Влияние параметров уран-водной решетки на характеристики водоохлаждаемых энергетических реакторов.14

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В работе решена задача по повышению эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя (на примере реактора ВК-50). Определены основные требования к экономике и безопасности реактора. Расчетом показана возможность улучшения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВК-50 путем выбора ВТО топливной решетки. Экспериментами на реакторе показана безопасность новой активной зоны и улучшение экономических характеристик.

2. На основе проведенных вариантных расчетов была спроектирована и изготовлена TBC с ВТО, равным 3,0, новизна которой защищена авторским свидетельством. После проведения расчетного обоснования о возможности ее эксплуатации в активной зоне TBC была внедрена на реакторе ВК-50.

3. В процессе эксплуатации активной зоны с ВТО, равным 3,0, проведены исследования характеристик, определяющих безопасность и экономическую эффективность внедрения новых TBC. Характеристики активной зоны с ВТО, равным 3,0 , сравнивались с характеристиками активной зоны с ВТО, равным 2,2. Результаты расчетно-экспериментальных исследований показали:

- переход на активную зону с водно-урановым отношением 3,0 привел к уменьшению температурного эффекта реактивности по абсолютной величине в ~2, а парового в ~1,5 раза;

- уменьшение по значению температурного и парового эффектов реактивности позволило повысить выгорание, что выразилось в снижении количества «свежих» подпиточных TBC, в переходе на пятилетнюю кампанию топлива и в увеличении энерговыработки;

- требуемая самозащищенность установки сохранилась.

4. Увеличение скорости теплоносителя в TBC и снижение парового эффекта реактивности повысило границу устойчивой работы реактора по мощности на 20-К30 МВт (для начала кампании и давления - 2,1+4,0 МПа). Экспериментальные исследования по определению границы неустойчивости показали, что по мере выгорания топлива в активной зоне граница снижается, что возможно, обусловлено снижением скорости из-за увеличения гидравлического сопротивления в результате образования накипи на поверхности твэлов. Целесообразно для устойчивости работы установки повышение давления в реакторе до 7 МПа.

5. Применение переменного водно-топливного отношения по высоте TBC и твэгов в активной зоне корпусного кипящего реактора позволяет увеличить выгорание топлива с одновременным улучшением параметров ядерной безопасности и сохранением требуемых свойств самозащищеннлости.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Антонов, Станислав Николаевич, 2008 год

1. Адамов Е.О., Габараев, Б.А. Орлов В.В. Роль ядерной энергетики в крупномасштабной энергетике России XX1.века // Атомная энергия, 2004. Т.91, вып.2. С.83-91.

2. Кузнецов Ю.Н., Митяев Ю.И., Глазков О.М. и др. Технический проект реакторной установки ВК-300. Годовой отчет НИКИЭТ 2004 г. под редакцией Адамова O.E. изд. ГУП М., 2005 С. 25-28.

3. Гагаринский И.Ю. Ядерная энергетика мира в 2004 году // Ядерное общество. №6 /апрель/ 2004-2005. С. 53-55.

4. Федеральная целевая программа "Энергоэффективная экономика" на 20022005 годы и на перспективу до 2010 года. М., 2001, 72 с.

5. Асмолов В.Г. Атомная энергетика: реалии настоящего и взгляд в будущее // Ядерное общество. №3-4/июнь/2004. С. 16-22.

6. Будущее атомной энергии: энергетика, экология, безопасность. Встреча экспертов России и США, Московский центр Карнеги, 22-24 июля 2002 г. // Internet reference: congress.dhtp.kiae.rWwww/ms/program.htm

7. Соколов И.Н., Скворцов С.А., Филатьев H.A. и др. Опытный реактор корпусного типа для изучения вопросов кипения и перегрева пара; докл. СССР №306 на 3-ей Международной конференции по мирному использованию атомной энергии; (1964 г.).

8. Соколов И.Н, Крамеров А.Я., Грицков В.И. и др. Опытный реактор корпусного типа и некоторые результаты его энергопуска// Теплоэнергетика, 1969 г., №5.-С. 62-67. '

9. Антонов С.Н. Ещеркин В.М., Шмелев В.Е. и др. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 для проектирования АТЭЦ с корпусным кипящим реактором // Вопросы атомной науки и техники, сер. Физика ядерных реакторов, 2005 г., С. 46-57.

10. Ещеркин В.М., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. и др. Некоторые итоги эксплуатации реакторной установки ВК-50 Сб. трудов ГНЦ НИИАР, вып. 3, Ди-митровград, 1996, С. 3-12.

11. Ещеркин В.М., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. и др. Реакторная установка ВК-50 как прототип перспективных энергоблоков на основе корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя Сб. трудов ГНЦ НИИАР, вып. 3, Димитровград, 1996, С. 13-18

12. Соколов И.Н. Обзор основных результатов исследований установки ВК-50// Труды семинара стран-членов СЭВ «ВВЭР-68». М., 1968. Т. 1. С. 367-394.

13. Фейнберг С.М. Некоторые вопросы теории уран-водной решетки, Сессия АН СССР по мирному использованию атомной энергии, 1-5 июля 1955г., Изд-во АН СССР, М., 1955, 185-216.

14. Курчатов И.В. Ядерная энергетика и ее роль в техническом прогрессе. Доклад в Харуэлле (Англия), апрель , 1956, в книге «История атомной энергетики Советского Союза и России», т.1,.М., ИздАТ, 2001, стр. 71-82.

15. Флеров Г.Н. Работы Академии наук СССР по реакторам с ураном-235, плу-тонием-239 и водородным замедлителем, Сессия АН СССР по мирному использованию атомной энергии, 1-5 июля 1955г., Изд-во АН СССР, М., 1955, 170-184.

16. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский A.C. и др. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность. М,:ЭАИ, 1990, 264с. Раздел 3.2 Совершенствование топливоиспользования в новых поколениях ВВЭР.

17. Мацуи К. Тенденции разработок реакторов следующего поколения и реакторов нового типа в Японии // Атомная техника за рубежом, 2004. № 9. С. 24-27.

18. Алещенков П.И. Энергетические блоки с ядерными реакторами на докрити-ческие и сверхкритические параметры / В сб.: Опыт эксплуатации АЭС и пути развития атомной энергетики. Обнинск: ФЭИ, 1974, с. 99-100.

19. Тюнин И.Б. Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. Часть I // Атомная техника за рубежом, 2005. №1. С.3-10.

20. Тюнин И.Б. Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. Часть II // Атомная техника за рубежом, 2005. №2. С.3-11.

21. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Давыдов В.К. и др. Корпусной и канальный быстрые реакторы с охлаждением кипящей водой или водой со сверхкритическими параметрами // Атомная энергия, 2003. Т.95, вып.4. С.243-251.

22. Комплекс программ HOST-1M для оптимального управления топливным циклом ВВЭР-440: отчет ВТИ, №13222, ОСПЭ / В.И. Павлов. В.А. Печикин и др. 1987.

23. Орлов В.И., Павловичев A.M. Программа оптимизации режима перегрузок реактора ВВЭР ПРОРОК-2М: Отчет НПО «Энергия», инв. №03-2712/89. М., 1989.

24. Комплекс программ эксплуатационных расчетов ВВЭР / В.А. Капелюш и др.// Материалы 15-го симпозиума специалистов ВМК по физике ВВЭР (ГДР, октябрь 1986).

25. Семенов В.В. Основные физико-технические характеристики реакторной установки ВВЭР// Препринт ИАЭ № 3104. 1979.

26. Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б., Мохов В.А. Совершенствование проектов реакторных установок // Теплоэнергетика, 2006. № 1. С.43-47.

27. Антонов С.Н., Барышев A.B. Неравномерность энерговыделения и запас до кризиса теплообмена в ACT на базе реактора ВК-50. Отчет НИИАР, 0-1811, Димитровград, 1980 г.

28. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в НИИАР в 1986 г./под ред. В.А. Цыканова Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1987 - с. 143.

29. Антонов С.Н., Ещеркин В.М., Шмелёв В.Е. и др. Сравнительные характеристики активной зоны реактора ВК-50 с ВТО 2,2 и 3,0. Отчёт НИИАР, 0-4712, г. Димитровград, 1998 г.

30. Соколов И.Н., Соловьев Ю.А., Цимбалов С.А. и др. Измерение полей энерговыделения в объеме активной зоны реактора ВК-50, доклад на конференцию по физике реакторов, (1966), Мелекесс.

31. Цимбалов С.А., Соколов И.Н. Энерговыделение в объеме активной зоны реактора ВК-50, отчет ИАЭ №9/1249, (1969).

32. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. Москва: Энергоатомиздат, 1988 г.

33. Кириллов ГТ.Л. Сверхкритические параметры — будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС. Обзор Атомная техника за рубежом, 2001, №6, с.З. .8.

34. Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя // Атомная энергия, 2002, т. 92, вып. 4, с. 277-280.

35. Brettschuh W., Wagner К. Germany"s next generation of boiling water reactors // Kerntechnic, 1996. V.61. P.223-235.

36. Krepper E., Schaffrath A., Aszôdi A. Numerical Simulation of the Emergency Condenser of the SWR-1000// American nuclear society, 2000. V.135, n 3. P. 267-279.

37. Крамер Э.У. Ядерные реакторы с кипящей водой, ИЛ, 1960.38. .Wite G. Developments in Boiling Water Reactors, 3 UNIC of AE, USA P/205, (1964).

38. Sani L. Analysis of Design Criteria for Boiling Water Reactors, Atomic Energy Review, Vol. 1, №3 IAEA, Vienna (1963).

39. Williamson H.E., Ditmore D.S. Reactore Techn., Vol. 14, № 1 (1970).

40. Богданович П.Н Пути повышения мощности корпусных кипящих реакторов на естественной циркуляции// Труды семинара стран-членов СЭВ «ВВЭР-68». М., 1968. Т. 1.С. 367-394.

41. Джудж Ф. Усовершенствованная конструкция реактора BWR/6. Атомная техника за рубежом, №6, С. 32-38, (1981).

42. Работы по усовершенствованию реакторов LWR в США// Атомная техника за рубежом, №10, С. 2-23, (1987).

43. Scarborough J. Fostering international interest in the EPR1 advanced LWR programme. — Nucl. Engng Intern., 1987, v. 32, N 392, p.54.

44. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ./Ран Ф., Адамантиа-дес А., Кентон Дж., Браун Ч. /Под ред. Легасова В.А. М.:Энергоатомиздат 1989.

45. ЕВ WR, Elk River, Hambolt Boy), в ФРГ (Kahl)

46. Рудик А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов . Атомиздат. М. 1979 г.

47. D. Hening, "A Study on Boiling Water Reactor Stability Behaviour", Nuclear Technology, 126, pp. 10-31 (1999). Yario W.-Trans. ANS, 1981, v.39, p.407-409.

48. Orr W., McClinton D. — Nucl. Engng Int., 1985. v. 30. N 374, p.53-55.

49. Заявка EP № 0147182. Опубл. 03.07.85.

50. Bailey W., Crowther R. — Trans. AXS, 1985, v.50, p.552-553.

51. Горский B.B. Применение гадолиния в легководных реакторах. Атомная техника за рубежом, №3, С. 3-11, (1987).

52. Lill G., Lettau H., Kraemer W. KWU's New 9><9 Design Employs a Central Water Channel.- Nuclear Engineering International, 1988, vol. 33, N 403, p 37-42.

53. Симонов K.B. Оптимизация топливоиспользования в реакторах LWR. Атомная техника за рубежом, №11, С. 12-16, (1989).

54. Исследование надежности TBC реакторов PWR и BWR при большой глубине выгорания. Атомная техника за рубежом, №10, С. 30-31, (1988).

55. Федякин P.E., Антонов С.Н. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Авторское свидетельство СССР №1031348 от 12 июня 1981 г.

56. Брик А.Н. Программа FTORF. Отчет ИАЭ,Инв. №9/2909, Москва, 1977 г.

57. Мараказов A.A., Стырин Ю.А., Суслов A.A. Расчет поля энерговыделения в активной зоне кипящего водо-водяного реактора // Атомная энергия, 1985. Т. 59, вып.1.С.9.

58. Программа БИПР-К. Отчет ВНИИАЭС, инв. №ЩЭ-0883/80. М., 1980 г.

59. Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCUDAT-1.0. Аттестационный паспорт программного средства №61, выдан НТЦЯРБ ГАН России 17.10.96г.

60. Программа MCU-RR с библиотекой ядерных данных DLC/MCUDAT-2.1. Отчет РНЦ КИ, инв.№36/16-2000. М., 2000г.

61. Верификация и проверка качества программы MCU-RR применительно к решению задач с выгоранием. Отчет РНЦ КИ, инв.№36/17-2000. М., 2000г.

62. Суслов A.A., Соколов И.Н., Филатьев И.А. и др. Обоснование точности программы БИПР-К. Этап I. Обработка холодных критических экспериментов на сборках с кассетами реактора ВК-50. Отчет ИАЭ, №32/211138, Москва, 1981 г.

63. Суслов A.A., Соколов И.Н., Филатьев И.А.и др. Сопоставление экспериментальных и расчетных характеристик стационарных и квазистационарных состояний активной зоны XII загрузки реактора ВК-50. Отчет ИАЭ, №32/661185, Москва, 1985 г.

64. Суслов A.A., Соколов И.Н., Филатьев И.А. и др. Расчетно- экспериментальные исследования выгорания XII, XIII и XIV загрузок активной зоны реактора ВК-50. Отчет ИАЭ, №32/663385, Москва, 1985 г.

65. Программа POP. Описание структуры входных данных. Отчет ИАЭ, инв. №32/157780. Москва, 1980 г.

66. Программа САПФИР-95 с библиотекой констант БНАБ-78/С-95. Аттестационный паспорт программного средства №116, выдан НТЦ ЯРБ Г АН России 02.03.2000г.

67. Антонов С.Н., Ванеев Ю.Е., Бикинеева C.B. и др. Тестирование программы POP применительно к нейтронно-физическим расчетам ячеек со штатными TBC реактора ВК-50 (промежуточный). Отчёт НИИАР, 0-4835, г. Димитровград, 1999 г.

68. Грязев В. M., Федякин P.E., Яковлева И.В. и др. Исследование физических характеристик ВК-50 на критическом стенде и проведение физического пуска в корпусе реактора, ч. I. Отчёт НИИАР, уч. №1127, г. Мелекесс, 1965 г.

69. Грязев В. М., Федякин P.E., Яковлева И.В. и др. Исследование физических характеристик ВК-50 на критическом стенде, ч. II. Отчёт НИИАР, уч. №1128, г. Мелекесс, 1966 г. *

70. Грязев В. М., Федякин P.E., Яковлева И.В. и др. Исследование физических характеристик ВК-50 на критическом стенде, доклад на конференции по физике реакторов. Мелекесс, 1966 г.

71. Федякин P.E., Садулин В.П., Семидоцкий И.И., Антонов С. Н. и др. Результаты первого этапа экспериментальных работ со свежей загрузкой активной зоны реактора ВК-50. Отчет НИИАР, 0-2209, 1981.

72. Коломцев Ю.В. Повышение эффективности топливоиспользования и совершенствование систем обращения с ядерным топливом на АЭС с ВВЭР-440// Санкт-Петербург, 2000 г.

73. Матвеев A.A., Игнатенко Е.И. Организация внутреннего топливного цикла реактора ВВЭР-440 при уменьшении энергоемкости топливной загрузки// Атомные электрические станции. 1983. Вып. 6.

74. Оценка возможностей снижения удельных расходов топлива в реакторах ВВЭР-440: Отчет ИАЭ, инв. №32/480884.

75. Симонов C.B. Оптимизация топливоиспользования в реакторах LWR// Атомная техника за рубежом, №11, С. 12-16, (1989).

76. Cruickshank A. Expanded operating regimes put the pressure on reliability. — Nucl. Engng Intern/, 1989, v. 34, №415, p. 46-48.

77. Антонов C.H., Садулин В.П., Семидоцкий И.И. Исследования нейтронно-физических характеристик корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией// ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. — 1988. — С. 56-60.

78. Филатьев И.А. О выборе оптимальной топливной решетки для кипящих реакторов. Отчет ИАЭ, инв. №9/2561, Москва, 1976 г.

79. Федякин P.E., Антонов С.Н., Шмелев В.Е. и др. Расчетные исследования по выбору ядерно-физических, теплогидравлических и теплотехнических характеристик кипящего реактора для ACT. Отчет НИИАР, О-1453, Димитровград, 1978 г.

80. Федякин P.E., Антонов С.Н. Обоснование выбора твэлов и допустимых режимов работы кипящего реактора для ACT. Отчет НИИАР, О-1958, Димитров-град, 1980 г.

81. Федякин P.E., Антонов С.Н., Жарков A.B. Активная зона корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией при низком давлении. Препринт НИИАР-27(592), Димитровград 1983 г.

82. Антонов С.Н., Лашева Н.В., Садулин В.П. и др. Результаты первого этапа экспериментальных исследований активной зоны реактора ВК-50 при частичной загрузки TBC новой конструкции. Отчёт НИИАР, 0-3108, г. Димитровград, 1985 г.

83. Антонов С.Н. Исследование физических характеристик активной зоны реактора ВК-50 с частичной загрузкой опытными TBC. Отчёт НИИАР, 0-3392, г. Димитровград, 1985 г.

84. Антонов С.Н., Лашева Н.В., Садулнн В.П. и др. Экспериментальные исследования характеристик активной зоны реактора ВК-50 на стационарных режикмах работы с учётом резонансной неустойчивости. Отчёт НИИАР, 0-4131, г. Димитровград, 1991 г.

85. Шмелев В.Е., Козин Е.В. Экспериментальное изучение переходных режимов кипящего реактора при изменении уровня воды, давления пара и мощности: Препринт НИИАР 35(488), Димитровград, 1981.

86. Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. Моделирование по коду RELAP5/MOD3.2 переходных процессов с возмущением отбора пара и подачи питательной воды в реакторе ВК-50//Там же. С. 216-218.

87. Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е., Антонов С.Н. и др. Моделирование по коду RELAP5/MOD3 статических характеристик корпусного кипящего реактора ВК-50 // Сб. тез. докл. отраслевой конф. "Теплофизика-99". Обнинск: ФЭИ, 1999. С.79-81.

88. Антонов С.Н., Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е. и др. Характеристики активной зоны реактора ВК-50 с повышенным водно-топливным отношением // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2005. Вып.1. -С.3-11.

89. Семидоцкий И.И, Шмелев В.Е., Антонов С.Н. Расчетные исследования некоторых аварийных режимов реакторной установки ВК-50 по коду RELAP5/MOD3 // Сб. тр. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. Вып.З. С.56-75.

90. В.П. Садулин, С. Н. Антонов, И.И. Семидоцкий и др. Исследования температурного эффекта реактивности и оценка изменения запаса реактивности при выгорании топлива в реакторе ВК-50, Отчет НИИАР, №1453, г. Димитровград, 1978 г.

91. Федякин P.E., Козин Е.В. Поведение кипящего реактора при извлечении компенсирующих поглотителей. Атомная энергия, т. 48, вып. 1, январь 1980 г. С. 38.39.

92. Общие положения обеспечения безопасности АС при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). М:. Энергоатомиздат, 1984.

93. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП-033-01. М. 2002 г.

94. Архангельский Н.В., Дикарев B.C., Егоренко П.М., Рязанцев Е.П. Повышение безопасности исследовательских реакторов // Атомная энергия. 1988. Т. 64, вып. 5. С. 331-338.

95. Хватов В.А. Измерение реактивности на реакторе ВК-50 с помощью многоканального цифрового реактиметра . Отчет «Основные результаты работ завершенными молодыми сотрудниками в 1996-1997 г.» (сборник рефератов), выпуск 2, Димитровград, 1997 г.

96. Аборина И.Н. Физические исследования реакторов ВВЭР. М.: Атомиздат, 1978 г.

97. RELAP5/MOD3 CODE MANUAL. Volume I VII. NUREG/CR-5535. INEL-95/0174. June 1995.

98. Соколов И.Н., Шмелев B.E., Козин E.B. и др. Экспериментальная проверка некоторых условий безопасности реактора ВК-50. Отчет ИАЭ 9/2673. М., 1975 г.

99. Соколов И.Н., Шмелев В.Е., Козин Е.В. Экспериментальное изучение переходных режимов кипящего реактора при изменениях уровня воды, давления пара и мощности. Препринт НИИАР-35 (488), Димитровград, 1981 г.

100. Козин Е.В., Шмелев В.Е., Федулин В.Н. Обзор экспериментальных исследований переходных процессов реакторной установки ВК-50. Отчет НИИАР 0-2120, Димитровград, 1981 г.

101. Тай А. Нестабильность реактора с кипящей водой// Некоторые вопросы ядерной энергетики: Сб. Статей / Под ред. М.А. Стыриковича. М.: Иностранная литература. 1959. С. 261-274.

102. Леппик П.А., Плютинский В.И., Павлов С.П. Методика расчета частотных характеристик и анализа устойчивости кипящих реакторов с естественной циркуляцией // Препринт ИАЭ 3576/5. М., 1982.

103. Адамовский Л.А., Маркин С.А., Осипова З.Я. Математическая модель для исследования мощностной резонансной нестабильности кипящего реактора: Препринт НИИАРа. П-44(559).-М.: ЦНИИатоминформ, 1982.- 29 с.

104. Peng S.J.; Becker М. ; Lahey R.T. ; Podowski М.А. NUFREQ-NP: a computer code for the stability analysis of boiling water nuclear reactors // Nuclear science and engineering, 1984. V.88, №3. P. 404-411.

105. Адамовский Л.А., Антонов C.H., Кебадзе Б.В., Федякин P.E. Расчетное определение области устойчивой работы кипящего реактора в составе атомной станции теплоснабжения. Отчет НИИАР 0-1642, димитровград, 1979 по

106. Соколов И.Н., Шмелев В.Е., Леппик П.А. и др. К обоснованию:разработки корпусного кипящего реактора для атомной станции теплоснабжения (с малым недогревом теплоносителя на входе в активную зону). Отчет ИАЭ №32/623186, М. 1985 г.

107. Афанасьев В.А., Кебадзе Б.В., Санковский Г.И. и др. Экспериментальное исследование устойчивости корпусного кипящего реактора ВК-50 // Атомная энергия. 1968. Т. 24, вып. 4. С.363-367.

108. Кебадзе Б. В., Плютинский В. И., Адамовский Л. А. Статистические характеристики кипящего реактора вблизи границы устойчивости // Атомная энергия. 1972. Т. 32, вып. 2. С. 407-412.

109. Шмелев В.Е., Охрименко А.И., Федулин В.Н. и др. Определение гидродинамических характеристик и границы резонансной устойчивости реактора ВК-50 со свежей активной зоной. Отчет НИИАР 0-2332, Димитровград, 1982 г.

110. Адамовский JI.А., Голушко В.В., Кебадзе Б.В. Оперативный контроль устойчивости кипящего реактора с применением полярной корреляции реакторного шума// Атомная энергия. 1972. Т.45, вып. 4, с.295.

111. Леппик П.А., Суслов A.A., Павлов С.П. РУКРЕЦ-1 программа расчета устойчивости корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией // Препринт ИАЭ-3 667/5. М., 1982.

112. Леппик П.А., Плютинский В.И., Павлов С.П. Методика расчета частотных характеристик и анализа устойчивости кипящих реакторов с естественной циркуляцией // Препринт ИАЭ 3576/5. М., 1982.

113. Антонов С.Н., Леппик П.А., Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е. Оценки смещения границы устойчивости реактора ВК-50 в экспериментах декабря 1985 и марта 1986 г.г. Отчет ИАЭ, инв. № 32/810487, г. М., 1987 г.

114. Садулин В.П. Турбинно-нейтронные расходомеры, их характеристики и применение в кипящем реакторе ВК-50. Отчет НИИАР, 0-3956, г. Димитров-град, 1990г.

115. Садулин В.П., Жарков A.B., Сидоренко. Г.И., Котов Н.П. Комплексный контроль энерговыделения и расхода в TBC корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя. Отчет НИИАР 0-3265, г. Димитров-град, 1986 г.

116. Семидоцкий И.И., Антонов С.Н., Садулин В.П., Шмелев В.Е. Экспериментальные исследования динамических процессов у границы резонансной устойчивости реактора ВК-50. Отчет НИИАР, 0-3799, г. Димитровград, 1989 г.

117. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов. ПБЯ ИР 2004 (НП-009-04). М: Атомиздат, 2005.

118. Антонов С.Н., Ещеркин В.М., Туртаев Н.П. и др. Анализ работы дефектных TBC в период 22-25 кампаний реактора ВК-50. Отчёт НИИАР, 0-4793, г. Димитровград, 1998 г.

119. Садулин В.П., Антонов С.Н., Хватов В.А. Профилирование распределения энерговыделения по высоте активной зоны реактора ВК-50 стержнями выгорающего поглотителя. Отчет НИИАР 0-4848, г. Димитровград, 1999 г.sv

120. Пономарев-Степной H.H. К вопросу о физическом профилировании тепловыделения в гетерогенных энергетических реакторах// Атомная энергия. 1962. Т. 12, вып. 5.

121. Радковский А. Теория и применение выгорающих поглотителей нейтронов, докл. США №1900 на 2 Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Т. 3, 1958 г.

122. Федякин Р. Е. Разработка и исследование топливных кассет с осевым профилированием для корпусных кипящих реакторов. Диссертация на соискание учёной степени к. т. н. НИИАР уч. №1331, г. Димитровград 1972г.

123. Федякин Р. Е. Способ осевого профилирования кипящего реактора. Отчёт НИИАР уч. №1129, г. Мелекесс 1966г.

124. Федякин Р. Е. Разработка и результаты исследования топливной кассеты с осевым профилированием для корпусного кипящего реактора. < Препринт НИИАР 0-559, г. Димитровград 1972г.

125. Осмачкин B.C., Борисов В.Д. Гидравлическое сопротивление тепловыделяющих стержней в потоке кипящей воды. Препринт ИАЭ-1957, Москва, 1970 г.