автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методы формирования условий проведения в реакторе МИР экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов

ВВЕДЕНИЕ 5 1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИР

И ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ

1.1. Краткое описание реактора МИР и его основных характеристик.

1.2. Петлевые установки реактора МИР.

Актуальность.

Энергетической стратегией России на период до 2020 года, утвержденной распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г. № 1234-р, предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на атомных станциях. Доля АЭС в выработке электроэнергии должна быть увеличена с 16% в 2000 году до 23% в 2020 году. Кроме того, предусмотрено «.увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России: развитие экспорта атомных электростанций, ядерного топлива и электроэнергии» [1].

Чтобы обеспечить такой количественный рост (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков выработавших свой ресурс) требуется решить ряд задач по повышению надежности, экономичности и безопасности активных зон реакторов и, в первую очередь, их наиболее напряженных узлов - тепловыделяющих элементов (твэлов). Одной из важнейших среди них является получение комплекса систематизированных экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и переходных условиях [2]. Это объясняется следующими причинами:

- отсутствие систематизированных экспериментальных данных приводит к необходимости введения ряда упрощающих допущений при обосновании безопасности эксплуатации установок, что может привести к существенным ошибкам при прогнозировании последствий аварийных ситуаций;

- отличие в технологии изготовления твэлов и в конструктивных особенностях тепловыделяющих сборок (ТВС) российских и зарубежных реакторов не позволяет без дополнительных экспериментальных исследований и последующей доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов;

- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и переходных режимах заставляет вводить излишне консервативные ограничения на параметры эксплуатации топлива, что существенно снижает конкурентоспособность российских реакторов на мировом рынке.

Практически во всех странах, развивающих атомную энергетику, вопросам поведения топлива в аварийных и переходных режимах уделялось большое внимание. Наиболее значительные программы аварийных исследований реализованы в США, Японии, Германии, Франции и других странах европейского сообщества [3,4]. Экспериментальные результаты по поведению твэлов в условиях аварий с потерей теплоносителя получали как на электрообогреваемых стендах, так и на специализированных ядерно-энергетических установках [5,6,7]. Стендовые исследования проводили в основном для изучения отдельных явлений, получения эмпирических зависимостей теплогидравлических параметров, которые могут быть использованы для проверки применимости расчетных кодов. В качестве объектов исследования на стендах используют имитаторы твэлов, греющим элементом которых является сама оболочка имитатора или расположенный в ней нагревательный элемент [8]. Среди наиболее часто упоминаемых в литературе стендов необходимо выделить SEMISCALE [9] (США) и CORA [10,11] (Германия).

В реакторных экспериментах получали интегральные результаты, поскольку физические явления налагаются друг на друга, и их трудно изучать в деталях. Специализированные реакторные исследовательские установки, предназначенные для проведения аварийных испытаний, существенно отличаются друг от друга, как масштабом, так и исполнением, реализуемыми параметрами и режимами испытаний. Например, установка PBF (США) позволяет реализовывать практически все постулируемые аварии, но испытывать одновременно можно 1-45 твэлов [12,13]. В то время как реактор

LOFT(CUIA) позволяет проводить испытания 1300 твэлов в облучательном устройстве, но имеет ограничения по количеству моделируемых режимов [14,15]. Французский пульсирующий реактор PHEBUS [16,17] обеспечивает возможность моделировать те же аварийные ситуации, что и в реакторе LOFT [3]. А на японском NSRR [18] можно было проводить только испытания со всплеском реактивности, но проведенная модернизация расширила его экспериментальные возможности [19].

Наряду с созданием специализированных установок для аварийных испытаний в мировой практике для этих целей широко использовали существующие материаловедческие и исследовательские реакторы, такие как BR-2 (Бельгия) [20,21], FR-2 (Германия) [22], NRX (Канада) [23] и др.

Многочисленные исследования по изучению поведения твэлов PWR и BWR при скачках мощности были проведены в рамках международных программ, например, INTERRAMP [24], OVERRAMP [25] и др. К началу 90-х годов за рубежом основные исследования по поведению топлива в аварийных и переходных режимах были завершены.

В нашей стране стендовые исследования аварий с потерей теплоносителя были начаты в 70-х годах в ОКБ «Гидропресс» [26]. Были получены надежные результаты, которые нашли свое отражение в нормативных документах [27]. В последующие годы стендовые испытания проводили во многих организациях России, например, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. [28-33]. Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива на международном рынке необходимы были реакторные эксперименты. С этой целью в начале 80-х годов были развернуты работы проектированию специализированного реактора ПРИМА [34], которые были доведены до стадии технического проекта. Предусматривалось, что реактор будет работать на стационарном уровне мощности до 100 МВт, а также в маневренном режиме с изменением мощности от 10 до 100% от номинального значения или в импульсном режиме с набросом мощности от 2 до 10 раз в зависимости от величины предшествующего стационарного уровня. В специализированной петлевой установке реактора можно было бы имитировать различные аварийные режимы [35]. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. По той же причине проблематичным представлялось и проведение исследований за рубежом. Например, на созданной для этих целей петлевой установке польского реактора МАРИЯ [36] планировали выполнить несколько десятков экспериментов [37,38,39], но эти планы не были реализованы. Поэтому единственной возможностью решения задачи оставалось использование для этих целей действующих отечественных исследовательских реакторов.

Одним из наиболее подходящих в этом плане являлся петлевой реактор МИР [40-43]. Тем более что к тому времени уже имелся опыт проведения в реакторе экспериментов по моделированию режимов работы твэлов при переменной мощности [44,45]. Конструкция реактора, позволяющая размещать в активной зоне экспериментальные устройства различного типа, его оснащенность петлевыми установками, удовлетворяющими современным требованиям по безопасности, большой опыт проведения петлевых испытаний, наличие квалифицированного персонала - все это обеспечивает возможность проведения в реакторе широкого спектра исследований [46-49].

Практически все проводившиеся ранее в реакторе МИР петлевые испытания выполняли с целью получения экспериментальных данных о ресурсе и о работоспособности твэлов и ТВС новых конструкций при требуемом стационарном уровне энерговыделения и заданных параметрах теплоносителя [50]. Для решения таких задач, как правило, в течение кампании не требовалось изменять исходные условия испытания. Если же по каким-то причинам была необходима незначительная регулировка параметров, то такие операции выполняли плавно, постепенно.

Эксперименты по моделированию аварийных и переходных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания [51]. Поэтому для их проведения необходимо было изучить возможности реактора по реализации требуемых условий испытаний, а также всесторонне исследовать вопросы обеспечения безопасности при выполнении экспериментов.

Характерная особенность экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов состоит в резком изменении в достаточно широких пределах таких параметров как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Например, при моделировании скачкообразного увеличения мощности твэлов типа ВВЭР, удельная мощность должна быть увеличена с 250 - 300 до 550-600 Вт/см за время порядка 10 мин. [52]; при реализации режимов подобных максимальной проектной аварии (МПА) ВВЭР-1000 давление на выходе из петлевого канала за первые Юс необходимо снизить с 16.0 до 4.0 Мпа [53]. Быстрое увеличение мощности экспериментальной ТВС (ЭТВС), снижение расхода теплоносителя через петлевой канал, резкий сброс давления в нем - все эти операции, характерные для рассматриваемых испытаний, вызывают или могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя и запаривание петлевого канала. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной реактивности [54]. Учитывая, что время протекания процессов (особенно в аварийных ситуациях), как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при соблюдении специальных мер, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор. Это определило необходимость системного изучения влияния методов, с помощью которых формируют условия проведения экспериментов, на безопасность работы реактора.

Цель работы - выбор и практическая реализация методов формирования в активной зоне реактора МИР нейтронно-физических условий, необходимых для безопасного проведения нового класса петлевых испытаний - экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

- исследование влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале;

- изучение влияния эффекта накопления ядер Не-3 и Li-б в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- разработка рекомендаций по выбору методов, с помощью которых формируют нейтронно-физические условия испытаний;

- реализация предложенных рекомендаций для экспериментов, моделирующих быстрое увеличение мощности исследуемых твэлов, резкое снижение расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.

Научная новизна состоит: • - в получении систематизированных данных по влиянию различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР;

- в выявлении и изучении влияния эффекта накопления ядер Не-3 и Li-6 в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- в обосновании возможности безопасного проведения в реакторе МИР нового класса петлевых испытаний, позволяющих исследовать работоспособность твэлов водоохлаждаемых реакторов в условиях, характерных для аварийных и переходных режимов эксплуатации.

Практическая ценность работы:

1. С учетом рекомендаций по выбору методов формирования нейтронно-физических условий в реакторе МИР проведены серии экспериментов по изучению работоспособности твэлов типа ВВЭР при скачкообразном увеличении мощности и в условиях аварии «малая течь». Результаты исследований вошли в состав проекта петлевого канала и программы испытаний для проведения экспериментов, моделирующих условия аварии «большая течь».

2. По результатам изучения эффекта отравления бериллия ядрами Не-3 и Li-б с учетом фактического состояния бериллия, заменена кладка активной зоны реактора МИР. В практику введена процедура контроля флюенса быстрых нейтронов в бериллиевых блоках и оценка влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора перед каждой новой кампанией.

3. Полученные закономерности изменения эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР используют для обоснования безопасности проведения экспериментов в нем при изменении условий испытаний и конструкций экспериментальных устройств, что позволило существенно сократить количество измерений на критсборке - физической модели реактора и объем оптимизационных расчетов.

Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем. Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе и критсборке - труд коллективный. В получении экспериментальных результатов непосредственное творческое участие принимали сотрудники НИИАР Овчинников В.А. (руководитель лаборатории петлевых испытаний на реакторе МИР), Малков А.П. (проведение исследований на критсборке). Расчетные данные получены совместно с Пименовым В.В. и Нехожиной Н.А.

Лично автором и при его непосредственном участии:

- получены, в качестве ответственного исполнителя и руководителя исследовательских работ, все экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации;

- разработаны рекомендации по выбору методов формирования нейтронно-физических условий проведения испытаний в реакторе МИР, учитывающие необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты;

- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале;

- изучено влияние плотности теплоносителя в петлевом канале на значение положительного эффекта реактивности;

- проведены расчетные и экспериментальные исследования по изучению влияния эффекта накопления в бериллиевой кладке нуклидов с большим сечением поглощения нейтронов на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- разработан сценарий проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности исследуемых твэлов и выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для их безопасного проведения;

- предложена принципиальная конструкция экспериментальной ТВС, в которой обеспечивается минимальное значение эффекта реактивности;

- для твэлов типа ВВЭР исследовано влияние на амплитуду скачка мощности таких факторов как, содержание ядерного топлива в твэле, исходная линейная мощность твэлов и максимально допустимая мощность окружающих рабочих ТВС;

- выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для безопасного проведения в реакторе МИР экспериментов, моделирующих аварии с потерей теплоносителя.

Автор защищает:

1. Результаты исследования влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР, а также выводы на их основе.

2. Результаты изучения влияния на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов эффекта накопления ядер Не-3 и Li-б в бериллиевой кладке активной зоны.

3. Результаты выбора методов, с помощью которых формируют условия для безопасного проведения в реакторе МИР экспериментов, моделирующих быстрое увеличение мощности исследуемых твэлов, резкое снижение расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.

Результаты исследований опубликованы в 19 научных работах. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения, изложена на 107 страницах текста, включая 28 рисунков, 9 таблиц и список литературы из 107 наименований.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Повреждение топлива и нормальная эксплуатация водо-охлаждаемых реакторов" (г. Димитровград 2629 мая 1992г.);

- российско-японском семинаре "Поведение топлива водо-охлаждаемых реакторов в условиях высоких выгораний" (г. Москва 21-28 сентября 1992г.);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Внутриреакторное оснащение и измерения, связанные с поведением топлива" (Нидерланды, Петен 26-28 октября 1992г.);

- франко-российском семинаре "Топливо водо-охлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш 17-24 ноября 1992г.).

- франко-российском семинаре "Топливо водо-охлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш 20-27 ноября 1993г.). четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград 15-19 мая 1995г).

- заседании технического комитета МАГАТЭ " Поведение материалов активной зоны легководных реакторов в аварийных условиях" (г. Димитровград 9-13 октября 1995г.);

-XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (г. Димитровград, 25-29 июня 2001г.);

- отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (г. Димитровград, 8-10 июня 2004г.).

Автор считает приятным долгом выразить признательность своему научному руководителю доктору технических наук А.Ф. Грачеву за помощь в подготовке диссертационной работы; профессору В.А. Цыканову, научные труды которого служили основой для изучения физических характеристик реактора МИР, за полезные советы при подготовке работы; В.А. Овчинникову за плодотворное сотрудничество при проведении реакторных экспериментов; А.П. Малкову, совместно с которым получены все экспериментальные результаты на критической сборке; В.В. Пименову и Н.А. Нехожиной за помощь в проведении расчетных исследований; персоналу критического стенда и реактора МИР за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ.

1. Энергетическая стратегия России на период до 2020 года. Утв. распоряжением № 1234-р от 28.08.03 Правительства РФ.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения: Министерство РФ по атомной энергии, Москва, 2000 г.

3. Бурукин В.П., Клинов А.В., Топоров Ю.Г. Зарубежные программы реакторных исследований аварийных и переходных режимов работы твэлов ЯЭУ// Атомная техника за рубежом, 1988, №5, С.3-7.

4. Девишева М.Н. Зарубежные программы НИР и ОКР по безопасности АЭС с водо-водяными реакторами: Обзор. М.:ЦНИИатоминформ, 1989.- 44 с.

5. Бурукин В.П., Клинов А.В., Топоров Ю.Г. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации // Атомная техника за рубежом, 1988, №6, С.7-15.

6. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.1. Методы и результат исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996.

7. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.2. Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997.

8. Нигматулин Б.И., Виденеев Е.Н., Землянухин В.В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР//Теплоэнергетика, 1988, № 12, С. 24-28.

9. Scaling Criteria and an Assessment of Semiscale MOD-3 Scaling for Small Break LOCA Transient/ USNRC Report EGG-SEMI-5121. March. 1980.

10. Broughton J.M. PBF LOCA Tests Series, Test LOC-3 and LOC-5 fuel behavior report, NUREG/CR-2073, EGG-2094, June 1981.

11. McCardell R. et al. Power Bust Facility severe fuel damage test program.-In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28-30. 1982. p. 213230.

12. Reeder D.L. LOFT System and Test Description/NUREG/CR-0247. July 1978.

13. Burtt J. Overview of the LOFT experimental program.- In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program., Petten, 25-28 June 1979, p. 31-43.

14. Gonnier C. (CEA/CEN Cadarache-France) Main Experimental results of the PHEBUS Severe Fuel Damage Program// Transections of American Nuclear Sosity, 1993. V. 69. P. 306.

15. Kinnersly S. R. In-vessel core degradation in LWR severe accidents:the state of the art// Behavior of core materials and fission products release in accident conditions in LWRs. IAEA TECDOC-706 Vienna 1993. P. 93.

16. Saito S. et al. Measurement and evaluation on pulsing caracteristics and exprimental capabilities of NSRR. -J. Nucl. Sci. And Technol., 1977, V. 14, N. 3, P 226-238.

17. Uetsuka H., Katanasina S., Ishijima K., Research Activities at JAERI on core material behavior under SFD. IATA-TECDOC-921, Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions, Dimitrovgrad, Russian Federation, 9-13 October, 1995, p.23-38.

18. Baugnet J. et al. The BR-2 materials testing reactor: its capability for fast, thermal and fusion reactor experiments.- In Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982. V.l P. 244-255.

19. Hebel W. et al. Irradiation experiments of BR-2 test reactor related to power reactor safety assessment. .- In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program., Petten, 25-28 June 1979, p. 107-132.

20. Karb E.H. In-pile tests at KFK( Karlsaruhe) of LWR fuel- rod behavior during the Heat up Phase of a LOCA. Nuclear Safety, 1980, V.21, p.26-37.

21. Nishimura D. In-reactor Experimental Facilities at the CRNL. .- In Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982. V.l P.97-107.

22. Mogard H. et al., The Studsvik INTERRAMP Project an International Power Ramp Experimental Program. Proc. ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Portland, Oregon, USA, April/May 1979, p. 284-294. (DOE/ET/34007-1.).

23. Hollowell Т.Е., Knudsen P. and Mogard H., The International OVERRAMP Project at Studsvik. Proc. ANS Topical Meeting on LWR Extended Burnup-Fuel Performance and Utilization. Williamsburg, VA, USA, April 1982, Vol. 1, p. 4-5 to 4-18.

24. Кириллов П.Л., Селиванов В.М. Основные направления теплофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ. Сборник трудов международного семинара «Теплофизика -90», 25-28 сентября 1990г., Обнинск, ФЭИ, т. 1,1991. С.6-25.

25. Аверьянов С.В., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках. Межотраслевая конференция «Теплофизика 89»,сб. докладов, Обнинск, 1992. С.90-94.

26. Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР. Отраслевая конференция «Теплофизика 99»,сб. тезисов докладов, Обнинск, 1999. С.221-223.

27. Цыканов B.A. НИИАРу 50 лет. История, достижения, перспективы.-Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006.- 96С.

28. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учеб. пособие для вузов.- 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

29. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности/Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991.

30. Цыканов В.А. О критериях сравнения исследовательских реакторов// Атомная энергия , 1971.Т.31, вып.1.

31. Цыканов В.А. Сравнение высокопоточных исследовательских реакторов. Препринт. НИИАР-102, Димитровград, 1971г.

32. Грачев А.Ф., Куприенко В.А. Методики испытаний твэлов при переменной мощности на реакторах СМ-2 и МИР: Препринт. НИИАР-4(616). Димитровград, 1984.

33. Цыканов В.А., Грачев А.Ф., Клочков Е.П. и др. Устройства для облучения твэлов в реакторах СМ-2 и МИР при переменных режимах работы// Атомная энергия , 1985.Т.58, вып.2

34. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973.

35. Цыканов В.А. и др. Развитие и совершенствование исследовательских материаловедческих реакторов института и внутриреакторных методов исследования: Препринт. НИИАР-2(455). Димитровград, 1981.

36. Цыканов В.А., Куприенко В.А., Аверьянов П.Г. и др. Методические вопросы проведения испытаний твэлов в петлевых каналах реакторов СМ-2 и МИР// Атомная энергия , 1971.Т.30, №2. с.192-198.

37. Цыканов В.А. и др. Исследовательские реакторы института и внутриреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). М.: ЦИИатоминформ, 1986.

38. Куприенко В.А. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР// Сборник трудов НИИАР, 1997г., Вып. 4.С.З-17.

39. Бовин А.П., Хмелыциков В.В. Петлевые исследовательские реакторы. Канальные реакторы. Современные подходы и проблемы// Сборник трудов НИИАР, 1997г., Вып. 4.С.18-25.

40. Головин И.С., Новиков В.В. Работоспособность твэлов при изменении мощности энергетических реакторов// Атомная техника за рубежом, 1984, №3, с. 3-13.

41. Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№1106, 1988.

42. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience", Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21, 2002, P. 104109.

43. Бибилашвили Ю.К. Состояние и развитие работ в России по твэлам и материалам для активных зон реакторов ВВЭР. Доклад на конференции «TOPFUEL-99» Авиньон, Франция, 13-15 сентября 1999 г.

44. Анализ текущего состояния парка исследовательских реакторов России. Тенденции и перспективы развития. (Итоговый документ комиссии Минатома России под председательством Н.И. Ермакова). М. 2000 г.

45. Калыгин В.В., Малков А.П. Влияние методов формирования режимов облучения на значение эффекта реактивности при обезвоживании петлевых каналов реактора МИР// Сборник трудов НИИАР, 1996г., Вып. 4.

46. Ижутов A.JL, Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора. Заявка на изобретение № 2005101868/06(002328), приоритет от 26.01.05. Решение о выдаче патента РФ от 03.03.2006г.

47. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Хайруллин Н.Х. Экспериментальные исследования эффектов реактивности при аварийных ситуациях, связанных с обезвоживанием петлевых каналов реактора МИР.М1. Отчет НИИАР, ОД-4001, 1990г.

48. Калыгин В.В., Куприенко В.А., Малков А.П. Роль физической модели в формировании условий облучения и обеспечении безопасной эксплуатации реактора МИР// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР , 1997г, Вып.4., С. 62-74.

49. Глебов А.П., Калашников А.Г. Программа GITA-2 расчета гетерогенного реактора. Отчет инв. № 4970, ФЭИ, Обнинск 1987г.

50. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Исследование возможности образования локальной критмассы в активной зоне реактора МИР.М1 во время перегрузочных работ. Отчет НИИАР, ОД-3989,1990г.

51. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Хайруллин Н.Х. Изучение изменения эффективности органов СУЗ и определение пределов безопасности при перегрузке активной зоны реактора МИР в зависимости от ее компоновки. Отчет НИИАР, 0-4044, 1991г.

52. Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. /Под ред. В.А.Кузнецова. М.: Атомиздат, 1965.-427с.

53. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984 272с.

54. Королев В.В., Матусевич Е.С. Системы управления и защиты критических стендов. М.: Энергоатомиздат, 1985.

55. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Экспериментальное определение эффективности органов СУЗ критического стенда реактора МИР. Методика выполнения измерений, рег.№ 46-96 ОМИТ, 1996г.

56. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Определение запаса реактивности и подкритичности активной зоны критической сборки реактора МИР. Методика расчета, рег.№ 12-95 ЦСМ, 1995г.

57. Малков А.П., Кушнир Ю.А., Мокеев А.А. Методика калибровки урановых индикаторов. Методика выполнения измерений, per. №61-00 ОМИТ, 2000г.

58. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C.,Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976г.

59. Малков А.П., Кормушкина Г.А., Романов Е.Г. Установка для измерения активности твэлов и индикаторов. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. ГНЦ НИИАР, инв.№ 421,1999г.

60. Калашников А.Г., Глебов А.П., Преснова Г.Т. Методика и программа расчета гомогенного реактора в области замедления и термализации с использованием Pi и DSn приближений: Препринт ФЭИ №1137, Обнинск, 1980.

61. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Изучение влияния накопления Не-3 и Li-б в бериллии активной зоны на характеристики реактора МИР.М1. Отчет НИИАР 0-4107,1992г.

62. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1,с.49-52.

63. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997г, Вып.4., С. 57-62.

64. К. Бекурц, К. Виртц. Нейтронная физика. М.: Атомиздат, 1968.

65. Handbook of Nuclear Activation data. Technical report series N 273. IAEA, Vienna, 1987.

66. Беловодский Л.Ф., Гаевой B.K., Гришмановский B.H. Тритий. М.: Энергоатомиздат, 1985.

67. Бемерт Ю., Юттнер К., Райнфрид Д. Эксперименты по моделированию скачкообразных изменений мощности для выявления повреждаемости твэлов ВВЭР./ Атомная энергия, т. 67, вып.1, июль 1989, С. 49-51.

68. Андреев В.И., Егоренков П.М., Колядин В.И. и др. Применение газообразного поглотителя для испытаний твэлов в нестационарных режимах.// Атомная энергия, т. 51, вып. 5, 1981, с. 302-304.

69. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Методика и результаты испытаний твэлов типа ВВЭР-1000 в режимах со скачком мощности в реакторе МИР. Отчет НИИАР, 0-4036,1991г.

70. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Изучение возможности проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности твэлов.//- Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с.41-49.

71. Поляков Ю.Н., Клинов А.В., Мамелин А.В., Топоров Ю.Г. Программа расчета образования и выгорания радионуклидов в ядерном реакторе: Препринт. НИИАР-37(552). Димитровград, 1982.

72. Майоров JI.B., Юдкевич М.С. Аннотация пакета программ MCU// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985. Вып.7. С. 61-64.

73. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Матвеев Н.П., Овчинников В.А. Опыт формирования скачков мощности в экспериментах с твэлами типа ВВЭР в реакторе МИР//Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996. Вып.4 С. 11-17.

74. Овчинников В.А., Поляков И.С., Спиридонов Ю.Г. и др. Испытания на реакторе МИР твэлов водо-водяных энергетических реакторов в режиме «скачка мощности» (RAMP)// Сборник трудов НИИАР, 1997г., Вып. 4.С.26-34.

75. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Махин В.М., и др. Экспериментальные возможности водяной петлевой установки ПВП-2 реактора МИР по реализации режимов, подобных МПА ВВЭР-1000. Отчет НИИАР, 0-3999,1990г.

76. Махин В.М., Шулимов В.Н. Опыт проведения реакторных испытаний твэлов водо-водяных энергетических реакторов в режиме аварии с потерей теплоносителя (эксперименты «малая течь» на реакторе МИР)// Сборник трудов НИИАР, 1997г., Вып. 4.С.35-49.

77. A.J1. Ижутов, С. В. Романовский, В.А. Свистунов и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР.М1, 1998, инв. №52

78. Махин В.М., Шулимов В.Н., Бендерская О.С. и др. Результаты реакторных испытаний твэлов в ячейке 2-4 реактора МИР при параметрах аварии "Малая течь ВВЭР". Отчет НИИАР, 0-4214, 1993. С. 140.

79. Грачев А.Ф., Цыканов В.А., Калыгин В.В. и др. Основные результаты НИОКР на исследовательских реакторах ГНЦ РФ НИИАР и опыт их эксплуатации в 2001-2003гг.//Сборник докладов отраслевого совещания

80. Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005г. Т. 1, С. 3-19.

81. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП-033-01, М.,2001.

82. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ ИР-98) НП-009-98. М,. 1998.

83. Махин В.М. Специализированная петлевая установка ПВП-3 реактора МИР: цели и задачи создания, основные технические требования и предложения по конструкции// Сборник трудов НИИАР, 1997г., Вып. 4.С.74-84.