автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Неравномерности энерговыделения и их подавление в кассетах ВВЭР

1 ВВЕДЕНИЕ.

1.1 Основные задачи проектирования топлива и анализы безопасности.

1.2 Источники неравномерности энерговыделения и подавление их влияния.

1.3 Цель, значимость и результаты работы.

1.4 Предмет защиты.

2 АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩЕГО СОСТОЯНИЯ И ПРЕДЛОЖЕНИЯ ПО УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ.

2.1 Анализ путей усовершенствования TBC и активных зон ВВЭР.

2.2 Ограничения на локальную мощность в активной зоне реакторов ВВЭР.

2.2Л Ограничения для аксиального профиля энерговыделения и целесообразность его улучшения.

2.2.2 Неравномерности энерговыделения.

2.2.3 Предельно реализующиеся энерговыделения.

2.2.4 Учет межкассетных зазоров.

2.2.5 Усовершенствованный вероятностный подход.

2.2.6 Ограничения при эксплуатации.

2.2.7 Неопределенности, погрешности и возмущения.

2.3 Сравнительный анализ TBC ВВЭР и PWR. Необходимость и целесообразность повышения уровня технологии при производстве TBC ВВЭР.

2.3.1 Общие и отличительные особенности. Предложения по модернизации конструкции TBC ВВЭР.

2.3.2 Анализ способов профилирования размножающих свойств в активной зоне и TBC. Предложения по усовершенствованию профилирования TBC.

2.3.3 TBC ВВЭР-1000.

2.3.4 TBC ВВЭР-440.

2.3.5 TBC реакторов PWR.

3 АНАЛИЗ ВОЗМУЩЕНИЙ МЕЖКАССЕТНЫХ ЗАЗОРОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ И

ИХ ВЛИЯНИЯ НА ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ.

3.1 Опорные возмущенные распределения потвэльных энерговыделений.

3.2 Реперные распределения межкассетных зазоров. Программа ЗАЗОР.

3.3 Невозмущенные распределения потвэльных энерговыделений.

4 ВЕРОЯТНОСТНЫЕ СОВОКУПНОСТИ ВОЗМУЩАЮЩИХ ФАКТОРОВ. ПРОГРАММА МЕХ.

4.1 Описание программы МЕХ.

4.2 Распределения твэлов по мощности с учетом возмущений.

4.3 Предельно реализующиеся распределения энерговыделения.

4.4 Оптимизация глубины радиального профилирования обогащения TBC.

5 ТЕХНИЧЕСКИЕ И ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ВЫГОДЫ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОГО РАДИАЛЬНО -АКСИАЛЬНОГО ПРОФИЛИРОВАНИЯ TBC ВВЭР.

6 ВЫВОДЫ И ЗАКЛЮЧЕНИЕ.

1.1 Основные задачи проектирования топлива и анализы безопасности

Задачи проектирования реакторов и топлива нацелены в основном на достижение наибольшей эффективности - оптимального выгорания топлива в условиях возможно более низкой стоимости ядерного топливного цикла. Кроме того, проект должен гарантировать надежную эксплуатацию в нормальных условиях (НУЭ) и безопасные характеристики протекания процессов в аварийных условиях (ННУЭ и ПА), для чего предусматривается специальное обоснование безопасности в этих условиях. При этом проводятся анализы теплогидравлических процессов в активной зоне и TBC, в результате которых обосновываются теплотехнические запасы - до кризиса пузырькового кипения, до плавления топлива и оболочек твэлов и т.п., а также анализы тепломеханического поведения топлива, в результате которых обосновывается целостность твэлов. Главными задачами нейтронно-физической части проекта являются следующие:

1) Экономия нейтронов путем оптимального распределения топлива и поглотителя в TBC и активной зоне, в частности за счет соответствующей стратегии перегрузок топлива и наибольшего использования конструкционных материалов с низким сечением захвата нейтронов. При этом повышение эффективности топливоиспользования может количественно выражаться в снижении удельного расхода природного урана на единицу вырабатываемой тепловой энергии, либо в снижении обогащения для получения той же длительности кампании, либо в увеличении длительности кампании при прежнем обогащении.

2) Расчетное моделирование нейтронно-физических характеристик, очень важную роль в котором играет получение детальной информации по распределениям энерговыделения в активной зоне.

Расчетные распределения энерговыделения по объектам (TBC, твэлам и таблеткам) в активной зоне назовем невозмущенными, в том случае, ко(ца они получены в результате моделирования с номинальными значениями параметров по материальному составу, геометрии и состояниям. В результате проектных и эксплуатационных расчетов для ВВЭР, по комплексу программ БИПР-7 - ПЕРМАК получают именно такие распределения. На основе невозмущенных распределений энерговыделения анализируются многие показатели топливных циклов, делаются выводы по необходимости профилирования топлива, усовершенствованию конструкции TBC и т.п.

Возмущенными распределениями энерговыделения в активной зоне назовем такие, которые смоделированы с учетом неопределенностей, влияющих на энерговыделение. К таким неопределенностям относятся технологические неопределенности при изготовлении топлива (как плотность, обогащение, геометрия), эксплуатационные неопределенности (как перемещение и деформация топливных объектов) и расчетные неопределенности как погрешности расчетов и измерений энерговыделения в топливных объектах). Общепринято, что обоснование безопасности и надежности проектов активной зоны и топлива проводится на основе возмущенных распределений энерговыделения /25, 76/. Ключевым параметром работы твэла является уровень линейного энерговыделения, т.е. тепловая энергия, произведенная на единицу длины твэла. На его основе производятся расчеты распределения температур по сечению твэла и оболочки, затем размерных характеристик таблеток, затем взаимодействия топлива с оболочкой и напряжения в оболочке, что и позволяет сделать дальнейшие выводы о прочности и надежности твэлов. Аксиальный профиль линейного энерговыделения вместе с интегральной мощностью твэла, с учетом возмущений, также есть ключевые параметры при определении запасов до кризиса кипения в различных условиях.

Кроме распределений энерговыделения (мощности) по объектам в активной зоне, важное значение для анализов безопасности имеет и обратное распределение объектов по мощности, которое требуется моделировать также с учетом возмущений. Это важно в случаях, когда требуется определить количественные показатели вышедших из строя объектов, например количества разгерметизировавшихся твэлов. При этом важно иметь возможность дифференцировать такие распределения по группам объектов, объединенных по каким-либо параметрам, например по диапазонам глубин выгорания, по обогащению, МОХ или UOX, по месту положения в TBC и т.п. В частности, при обосновании безопасности в аварии типа LOCA в некоторых странах (например в Германии) требуется, чтобы повреждение активной зоны в переводе на число разрушенных твэлов не превышало 10%, что обязательно должно учитывать более низкую мощность для более выгоревших твэлов. Это важно и для анализа выхода продуктов деления в авариях с разрушением твэлов.

Задачей проектирования является и то, что стремительно повышающийся в наше время уровень вычислительных возможностей должен реализовываться в более точное моделирование анализируемых процессов, с постоянно уменьшающимся количеством и влиянием приближений и упрощений.

Статистический метод проведения анализов безопасности. В настоящее время, благодаря развитию вычислительной техники, многие западные поставщики топлива для реакторов PWR перешли от детерминистических к статистическим (вероятностным) методам при проведении анализов безопасности. Это представляется естественным и неизбежным процессом, поскольку анализируемые состояния, исходные данные и количественные результаты анализов имеют вероятностную природу. В доступной зарубежной литературе обозначены только общие подходы, а подробная информация является охраняемой собственностью фирм. Из общих соображений ясно, что в этом случае требуется знание функций распределения для всех факторов неопределенностей, а также функции (или коэффициенты) чувствительности энерговыделения к изменению каждого фактора. Коэффициенты чувствительности к изменению составляющих факторов для ВВЭР рассчитываются отдельно по программам КАССЕТА-2, БИПР-7, ПЕРМАК /26/, МШ /28/ и др. Затем производится серия из большого количества теплотехнических расчетов, с использованием метода Монте-Карло, в котором генератор случайных чисел моделирует набор конкретных реализаций факторов неопределенностей для каждого расчета. При этом, используя функции чувствительности и невозмущенное распределение энерговыделения, для каждого теплотехнического расчета генерируется конкретная реализация возмущенных распределений мощности по твэлам, а при необходимости и твэлов по мощности.

В настоящей работе предметом защиты является способ генерации таких возмущенных распределений, по разработанной автором программе МЕХ.

К вероятностно моделируемым факторам неопределенностей, наряду с воздействующими на энерговыделение, относятся также и не влияющие или слабо влияющие на него, например теплопроводность газового зазора между таблеткой и оболочкой топлива, теплопередача от оболочки к теплоносителю (возможное подкипание), толщина оболочки, расход теплоносителя, давление, температура и т.п., конкретные реализации которых сильно влияют на величину рассчитываемого запаса. При этом моделирование отказов -основных или дополнительных, возможно производить детерминистически, а не вероятностно.

Примерами вероятностно-статистического подхода при анализе поведения топлива могут служить работы /87, 44/. Статистические методы позволяют обосновать более высокие запасы (например на 10-20% до кризиса кипения), чем детерминистические методы, и непосредственно рассчитывать вероятностные показатели, например вероятность отсутствия кризиса кипения 95% с доверительной вероятностью 95%. При таком подходе, задачей нейтронно-физического расчета является определение функций (или коэффициентов) чувствительности энерговыделения к изменению каждого фактора неопределенности во всей области его изменения (в поле его допуска).

В настоящей работе также представлен подход к решению данной задачи, в том числе определение чувствительности энергораспределения твэлов в активной зоне к изменению такого важного фактора неопределенности, как величина межкассетного зазора, а также представлен способ аппроксимации функции распределения межкассетных зазоров по разработанной автором программе ЗАЗОР.

Детерминистический метод проведения анализов безопасности. Такие методы применялись изначально из-за недостатка вычислительных возможностей и в близкой перспективе будут заменяться статистическими. Для формирования предельно реализующихся распределений энерговыделения, используемых в теплотехнических детерминистических анализах безопасности требуется консервативно учитывать сопутствующие неопределенности разного рода, путем введения соответствующих сомножителей - коэффициентов запаса. В отличие от статистических, детерминистические анализы безопасности приводят к меньшим запасам, поскольку используют наиболее неблагоприятные величины невозмущенных характеристик (энерговыделения, расхода, температур и т.д.), на которые накладываются максимальные возмущения факторов неопределенностей. В статистическом подходе такое сочетание также не исключается из рассмотрения, однако имеет незначительную вероятность реализации по сравнению с другими сочетаниями. Вместе с тем и при детерминистических обоснованиях безопасности, удовлетворение приемочных критериев требует использования консерватизма в «разумных» пределах.

Выводы. Из анализа существующего положения с деформацией TBC ВВЭР-1000 можно сделать следующие основные выводы: а) шестигранная форма и размеры ДР, а также дистанционирование твэлов в TBC практически сохраняются, что вместе с фактором тесного расположения TBC в активной зоне во многом и определяет функцию распределения величин зазоров; б) конструкция TBC и ее размещение в активной зоне приводит к неблагоприятной, аксиально неравномерной деформации TBC, с реализацией максимальных межкассетных зазоров в верхней части активной зоны в диапазоне 60 - 80 % высоты от низа активной зоны; в) имеет место неопределенность информации о местоположении максимальных межкассетных зазоров в плане активной зоны и неполная определенность об их величинах. В начальных и стационарных топливных загрузках с УТВС зазоры относительно невелики, а при переходе от TBC со стальными ДР и НК, имеющих значительные остаточные деформации, к УТВС, в переходных загрузках могут реализоваться более значительные межкассетные зазоры. После осуществления корректирующих мероприятий, в течение нескольких переходных топливных кампаний происходит постепенное снижение деформаций TBC /4, 11, 14/, что связано с изгибом свежих TBC от соседних старых изогнутых TBC. Все межкассетные зазоры статистически "равноправны", несмотря на то, что в активной зоне могут находиться TBC с заведомо различной степенью деформации. Так, например, для двух соседних TBC с сильной, но одинаково ориентированной деформацией типа "С", величина межкассетного зазора может быть малой. К концу отдельной топливной кампании межкассетные зазоры могут увеличиваться по сравнению с началом кампании /4/; однако эффект увеличения энерговыделения в основном компенсируется повышенным выгоранием топлива возле увеличенных зазоров. Получаемые из термомеханических расчетов гистограммы распределения величин зазоров в отдельно анализируемой активной зоне имеют характер статистически случайной реализации из генеральной совокупности активных зон;

6 ВЫВОДЫ И ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Рассмотрены стационарные распределения энерговыделения в активных зонах реакторов ВВЭР. Проведен анализ источников неравномерностей энерговыделения - они определяются конструктивным обеспечением требуемых полезных функций TBC, уровнем технологии при изготовление топлива и другими факторами.

2. Проанализированы пути совершенствования активных зон и TBC ВВЭР. Проведен сравнительный анализ TBC реакторов ВВЭР с TBC реакторов PWR, с выявлением преимуществ TBC PWR, в результате которого в частности получено, что TBC PWR более тесно размещены, с более равномерной расстановкой твэлов в активной зоне. По этой причине в TBC ВВЭР применяют радиальное профилирование обогащения, а в TBC PWR обычно не применяют. Это создает меньшую степень свободы и на искривление TBC. Количество элементов каркаса - НК и их расстановка по сечению TBC также более предпочтительна в PWR. Предложены принципиальные варианты модернизации TBC для действующих реакторов ВВЭР-1000 и -440 (УТВС-М и 440-М2), с различающимися типами ячеек ДР, которые обеспечивают снижение неравномерностей охлаждения и энерговыделения твэлов, а также повышение эффективности топливоиспользова-ния и изгибной жесткости TBC. При этом теплогидравлический и прочностной аспекты рассмотрены качественно, на основе известных фактов и общих соображений. Проведены предварительные прорисовки, показавшие принципиальную возможность их конструктивного осуществления. Предложения по модернизации TBC предусматривают дальнейший комплексный детальный анализ конструктивной осуществимости и нейтронно-физических, теплогидравлических и прочностных характеристик. Это потребует повышения уровня технологии производства TBC ВВЭР в аспекте возможности расширения номенклатуры изделий и сужения полей технологических допусков, а также повышения уровня программного обеспечения и создания более адекватных расчетных моделей. Для новых реакторов с кассетами на основе TBC ВВЭР-1000 предложено равномерно увеличить шаг размещения твэлов и количество ПЭЛ и НК, с более равномерной расстановкой их по сечению TBC (вариант ТВС-24НК), по аналогии с TBC реакторов PWR, что даст выгоды и конструктивно возможно при условии повышения уровня технологии.

3. Приведен обзор состояния с искривлением TBC ВВЭР-1000 и PWR. В настоящее время в результате проведения специальных мероприятий по оптимизации нагрузок на TBC в действующих реакторах ВВЭР-1000 их прогибы и зазоры уменьшены до приемлемых величин. В то же время, перспективное повышение длины TBC, глубины выгорания и времени работы в активной зоне остаются факторами, способствующими увеличению их прогибов. Показано, что соответствующие возмущения межкассетных водяных зазоров оказывают ограниченное влияние, поддающееся эффективной компенсации и не являются препятствием для разработки новых реакторов ВВЭР, модернизации TBC, топливных циклов и компоновок топлива в пределах TBC и активной зоны, а также в процессе эксплуатации действующих АЭС с ВВЭР-1000.

4. Разработана усовершенствованная методика и новая программа МЕХ для вероятностного анализа влияния возмущений, неопределенностей и погрешностей на энерговыделение твэлов, позволяющая получать, предельно реализующиеся распределения твэлов по мощности а также распределения мощности по твэлам, с любым произвольным группированием в активной зоне. Аппроксимация результатов термомеханических расчетов искривления TBC производится по новой, специально разработанной программе ЗАЗОР. Используется комплекс проектных расчетных программ - БИПР-7, ПЕРМАК, MCU вместе с программами ЗАЗОР и МЕХ. Усовершенствованная методика дает возможность уточнять пределы безопасной эксплуатации реактора и снизить избыточный консерватизм проектных расчетов.

Разработана новая программа TB3JT-2D для анализа растечек тепла при острых локальных аксиальных пиках энерговыделения, возникающих возле случайных межтаблеточных зазоров, а также у границ раздела сред, в частности на торцах активной зоны, особенно с учетом технологической разновысотности твэлов.

5. Для достижения целей настоящей работы проведено множество оригинальных расчетов, с детальным моделированием TBC ВВЭР-1000, -440 и TBC PWR, с использованием прецизионной программы MCU, программы WIMS/D4, а также сравнение их с имеющимися в наличии расчетами по другим программам - MCU-REA, CASMO-4, CONSUL. Расчетами по MCU+WIMS/D4 моделированы различные варианты подавления пика энерговыделения в районе стыковочного узла TBC АРК ВВЭР-440 и выбрана оптимальная схема с гафниевыми листами, запатентованная и внедренная в конструкцию. Высказана идея увеличить загрузку топлива в TBC АРК на 2-4% с использованием в каждом твэле нескольких торцевых таблеток уменьшенного обогащения.

6. Предложено и запатентовано комбинированное R-A-профилирование обогащения топлива и концентрации выгорающего поглотителя в TBC ВВЭР как средство управления локальным и интегральным равновесным аксиальным профилем и оффсетом энерговыделения и компенсации воздействия искривления TBC на локальное энерговыделение. Анализ показывает, что его применение технологически реально, обеспечивает улучшение показателей безопасности и топливоиспользования и может быть внедрено в ближайшей перспективе. R-A профилирование может быть полезно для всех TBC ВВЭР и PWR, как существующей конструкции, так и модернизированных.

7. Диссертационная работа выполнена в ОКБ "Гидропресс". Хочу выразить признательность Ю.Г.Драгунову, Ю.А.Ананьеву, |М.А.Лукьянову|, В.И.Абрамову, В.Д.Шмелеву, В.И.Наумову, Б.Е.Шумскому, А.М.Павловичеву, Л.В.Майорову, Л.К.Шишкову, Е.А.Цыганкову, П.А.Болобову, П.Н.Алексееву, А.С.Духовенскому, Е.А.Гомину,

А.И.Попыкину - сотрудникам ОКБ "Гидропресс", МИФИ, РНЦ "Курчатовский институт" и НТЦ ГАН РФ за полезные обсуждения, ценные советы и замечания, высказанные ими за весь период работы над темой, а также за содействие, облегчившее выполнение работы.

1. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89, ПНАЭ Г-1-024-90.

2. И.Н.Васильченко и др. Повышение надежности конструкции топливных сборок ВВЭР-1000. Presented at the Stoller Energietechnik (SEG) Workshop on WWER Fuel Reliability and Flexibility. Rez, Czech Republic, 17-19 June 1996.

3. A.Afanasyev. The Summary of WWER-1000 Fuel and Control Rod Utilization in Ukraine. Proceedings of the Light Water Reactor Fuel Performance Conference, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000

4. J. Georgiev. Kozloduy NPP. Unit 5&6. Fuel assembly deformations in the core -Problems and solutions. Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998

5. WWER fuel design and operating experience. Review. Presented at the Stoller Energietechnik (SEG) Workshop on WWER Fuel Reliability and Flexibility. Rez, Czech Republic, 17-19 June, 1996

6. H.G.Weidinger. PWR fuel assembly Bow. Presented at the Stoller Energietechnik (SEG) Workshop on WWER Fuel Reliability and Flexibility. Rez, Czech Republic, 17-19 June, 1996.

7. C.Munch. Fuel assembly Bow-Phenomenological Remarks and Design Aspects. Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17 -19 February, 1998.

8. E.Francillon. Remedies to the F.A.Bow Issue in PWR's. Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998

9. J.Almberger, L.Bjornkvist. Fuel assembly bow and local water gaps. Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998.

10. J.T.Willse, G.L.Garner. Recent Results from the Fuel Performance Improvement Program at Framatome Cogema Fuels. Proceedings of the Light Water Reactor Fuel Performance Conference, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000

11. J.Harbottle, M.W.Kennard. Towards Improved Fuel Reliability. Proceedings of the Light Water Reactor Fuel Performance Conference, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000

12. R.V.Jan, H.G.Weidinger. PWR and WWER fuel assembly Bow. Summary of Workshop in Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998.

13. A.Miasnikov. Some licensing aspects of fuel rod and fuel assembly bowing. Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998

14. M.S.Chatterton. Paper Regulatory Perspectives on Burnup Fuel Issues and Burnup Extension. Proceedings of the Light Water Reactor Fuel Performance Conference, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000.

15. R.Yang, O.Ozer, H.S.Rosenbaum. Current Challenges and Expectations of High performance Fuel for the Millennium. Доклад там же.

16. M.Solonin, Yu.Bibilashvili, A.Ioltoukhovsky et al. WWER Fuel performance and Material Development for Extended Burnup in Russia. Proceedings of the Second International Seminar, Sandanski, Bulgaria, 21 25 April 1997.

17. Yu.Bibilashvili, O.Samoylov, A.Panjushkin et al. Development of Alternative Fuel Assembly for WWER-1000 reactor. Proceedings of the Second International Seminar, Sandanski, Bulgaria, 21 -25 April 1997.

18. Ю.Г.Драгунов, И.Н.Васильченко, С.Н.Кобелев, Ю.А.Ананьев, А.А.Енин, В.В.Сапрыкин. Конструкция ТВС как итог модернизации и база для перспективных ВВЭР. Конференция на тему: ВВЭР технические инновации в XXI веке. Прага, Чехия, 1720 апреля 2000.

19. В.Б.Ионов, Ю.Г.Драгунов, И.Н.Васильченко. Модернизация ТВС реактора ВВЭР-1000. Болгаро-Российский семинар по топливу для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Варна, Болгария, 2-4 октября 2000.

20. Г.Л.Пономаренко. Учет влияния искривления ТВС ВВЭР-1000 на мощность твэлов. В журнале "Атомная энергия", сентябрь 1999, том 87, вып. 3, с.210-^213.

21. A.A.Tutnov. Calculated research into thermal mechanics of fuel assemblies of WWER-1000 core (Substantiation of the safety of generalized core). Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998

22. V.Troyanov, Y.Likhachev, M.Meshkov, N.Troyanova, V.Folomeev. The results of thermal mechanical calculations analysis of fuel assembly bowing in WWER-1000. Доклад там же.

23. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами типа ВВЭР. ПНАЭГ-01-036-95 (НП-006-98).

24. А.Н.Новиков, В.В.Пшенин, М.П.Лизоркин и др. Система программ физрасчетов и некоторые вопросы совершенствования топливных циклов ВВЭР. В журнале "Вопросы атомной науки и техники". Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып.1, с.З-е-9.

25. G.L.Ponomarenko, Y.A.Ananiev: Comparison of some calculations by codes KASSETA and MCU for WWER-1000 fuel assembly. 6th AER Symposium on VVER reactor Physics and Safety. September 23н-26 1996, Kirkkonummi, Finland.

26. Е.А.Гомин, М.И.Гуревич, Л.В.Майоров, С.В.Марин. Аннотация программы MCU-RFFI. В журнале "Вопросы атомной науки и техники". Сер. Физика ядерных реакторов, 1995, вып.З, с.48-^53.

27. M.J.Halsal. A summary of WIMS/D4 Input Options. AEEW-1327, General Reactor Physics Division, Atomic Energy Establishment, Winfrith, Dorchester, Dorset. Reissued June 1980.

28. Г.Л.Пономаренко, А.И.Попыкин. Сравнение некоторых расчетов по программе MCU и WIMS/D4 для кассеты ВВЭР-440. Доклад на 8 Симпозиум AER, 21-25 сентября 1998, Чешская Республика.

29. A.Becker. HELIOS a flexible Tool for Fuel Assembly Design. Presented at the Workshop on PWR and WWER Fuel assembly Bow. Rez, Czech Republic, 17-19 February, 1998.

30. Тебин B.B., Обухов B.B, Сергеев В.К., Иванов А.С. и др. Проект пакета программ САПФИР для решения задач расчета ячейки реактора. В сб. ВАНТ с. ФиТЯР, вып. 4, М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1985, с. 68-71.

31. Программа САПФИРJBBP- программа для нейтронно-физического расчета ячеек водо-водяных ядерных реакторов НИТИ/аттестационный паспорт №24 от 9.12.93,-НТЦ ЯРБ, Федеральный надзор России по ЯРБ, 1993.

32. Программа САПФИР ВВРТ программа для нейтронно-физического расчета ячеек водо-водяных ядерных реакторов НИТИ/аттестационный паспорт №34, от 22.06.95,-НТЦ ЯРБ, Федеральный надзор России по ЯРБ,1995.

33. Н.Н.Пономарев-Степной, Е.С.Глушков. Профилирование ядерного реактора. Москва, Энергоатомиздат, 1988.

34. S.Lundberg. Light Water Nuclear Reactor Operation Flexibility. Presented at the Stoller Energietechnik (SEG) Workshop on WWER Fuel Reliability and Flexibility. Rez, Czech Republic, 17-19 June, 1996.

35. C.Vandenberg, M.Lippens, T.Maldague. Use of Pu-Bearing in WWER-1000. Proceedings of the Second International Seminar, Sandanski, Bulgaria, 21-25 April 1997.

36. B.Cheng, D.Smith, E.Armstrong et. al. Water Chemistry and Fuel Performance in LWRs. Proceedings of the Light Water Reactor Fuel Performance Conference, Park City, Utah, USA, April 10-13,2000.

37. А.Н.Киргинцев, Л.Н.Трушникова, В.Г.Лаврентьева. Растворимость неорганических веществ в воде. Справочник. Издательство "Химия", Ленинградское отделение, 1972.

38. Г.Л. Пономаренко, А.В.Воронков, А.К.Горохов. Вероятностный метод оценки влияния зазоров между ТВС на энерговыделение в активной зоне ВВЭР-1000. В журнале "Атомная энергия", 2001, том 91, вып. 1.

39. Г.Л.Пономаренко. Профилирование обогащения кассет для компенсации действия возмущений межкассетных зазоров в активной зоне ВВЭР-1000. ISBN 5-72620354-2. Научная сессия МИФИ-2001. Том 8, с. 142-143.

40. M.Pihlatie, K.Ranta-Puska. Probabilistic Analysis of Loviisa Nuclear Fuel Rod Behavior. Proceedings of the Second International Seminar, Sandanski, Bulgaria, 21-25 April 1997.

41. В.С.Владимиров. Уравнения математической физики. Наука. Москва, 1971.

42. Программа ТВЭЛ-2 (№444 ОФАП ЯР). Модуль в составе программы ДИНАМИКА. Аттестационный паспорт ГАН РФ №110, от 02.09.99, Федеральный надзор России по ЯРБ.

43. А.Афифи, С.Эйзен. Статистический анализ. Подход с использованием ЭВМ. Москва, Мир, 1982.

44. П.Е.Филимонов «Управление энергораспределением ВВЭР с помощью офсет-офсетной диаграммы». В журн. «Атомная энергия,» т.73, вып.З, 1992.

45. П.Е.Филимонов, С.П.Аверьянова «Развитие способов управления ксеноновыми колебаниями энергораспределения в реакторе ВВЭР-1000». В журн. «Атомная энергия», т.81, вып.1, 1996.

46. Ф.Г.Решетников, Ю.К.Бибилашвили, И.С.Головнин и др. «Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов.» Книга 1. Москва, Энергоатомиздат, 1995.

47. Г.Л.Пономаренко, М.АЛукьянов, В.Д.Шмелев, Ю.А.Ананьев. Пути совершенствования активной зоны реактора ВВЭР-1000. Доклад на XVIII Симпозиум ВМК по физике ВВЭР, г.Прахатице, Чехия, сентябрь 1989.

48. О.Б.Самойлов, В.И.Курылев. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора. Комитет Российской Федерации по патентам и товарным знакам. Патент Российской Федерации на изобретение 2093906 С1 от 20.10.1997, бюл. №29.

49. J.Steyn. Is uranium supply adequacy being taken for granted? Nuclear Engineering International, September 2001, p. 21-28.

50. Power Reactors Data. World Nuclear Industry Handbook. Nuclear Engineering International, 2001, p. 172-208.тоПГцвег

51. Улучшение использования^ реакторах LWR. //"Атомная техника за рубежом" №9, 1987, с. 17-19.

52. Г.Л.Пономаренко. Анализ критичности при транспортировке и хранении топлива на АЭС с ВВЭР.// Атомная энергия", июль 1999, том 87, вып. 1, с. 114-16.

53. В.Б.Лушин, Г.Л.Пономаренко. Модернизация стыковочного узла кассеты АРК ВВЭР-440. Доклад на Финско-Российский семинар по обмену опытом эксплуатации ядерного топлива ВВЭР-440. Финляндия, Г.Хельсинки, 1-3 июня 1999.

54. Г.Л.Пономаренко, В.И.Наумов. Технические и экономические выгоды усовершенствованного радиально -аксиального профилирования обогащения ТВС ВВЭР-1000. Научная сессия МИФИ-2002.

55. С.Н.Кобелев, И.Н.Васильченко, А.К.Горохов и др. Основные итоги разработки и внедрения циркониевых топливных сборок на ВВЭР-1000. Доклад на 2-ю Всероссийскую конференцию по безопасности АЭС с ВВЭР. ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, 19-23 ноября 2001 г.

56. P.Szabo, Z.Szecsenyi, I.Nemes. Optimal Fuel Assembly Design for NPP Paks Reactor. 6th AER Symposium on VVER reactor Physics and Safety. September 23^-26 1996, Kirkkonummi, Finland.

57. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). ПНАЭ Г-01-011-97, Москва, Энергоатомиздат 1997.

58. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. №815.

59. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. Москва, 2000. ISBN 5-85165-349-3. Одобрена Правительством РФ 25.05.2000 г., протокол №17.

60. О.Б.Самойлов, А.К.Панюшкин, В.Л.Молчанов и др. Итоги создания и задачи дальнейшего совершенствования ТВС альтернативной конструкции для реактора ВВЭР-1000. Доклад там же.

61. О.А.Богомолова, А.А.Енин, В.В.Рожков и др. Экспериментальные исследования механических характеристик элементов, узлов и макетов ТВС с жестким каркасом в обоснование термомеханической стабильности ТВС в условиях эксплуатации.1. Доклад там же.

62. В.А.Викин, Б.А.Залетных, Ю.Н.Поляков и др. Опыт эксплуатации ТВС со средним обогащением 3.82% на блоке №4 НВАЭС. Доклад там же.

63. Ю.Г.Драгунов, С.Б.Рыжов, С.Д.Мусатов. Обеспечение безопасности АЭС с реакторной установкой с ВВЭР-640. Доклад там же.

64. И.Н.Васильченко, В.С.Курсков, Г.А.Симаков и др. Разработка ТВС ВВЭР-1000 с жестким сварным каркасом с уменьшенным количеством дистанционирующих решеток и мероприятия по внедрению. Доклад там же.

65. Ю.Г.Драгунов, А.К.Подшибякин, М.П.Никитенко и др. Проектные решения по основным положениям концепции РУ с ВВЭР-1500. Доклад там же.

66. А.К.Горохов, А.В.Воронков, К.Б.Косоуров, Е.А.Цыганков и др. Учет отклонения межкассетных зазоров при обосновании безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР-1000. Доклад там же.

67. Regulatory Guide NRC RG 1.70. Revision 3. November 1978.

68. Программа MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1. В журнале "Вопросы атомной науки и техники". Сер. Физика ядерных реакторов, 2001, вып.З, с.55-н62.

69. Физические величины. Справочник. Москва, Энергоатомиздат, 1991.

70. А.А.Ковалишин, Н.И.Лалетин. Некоторые возможности метода поверхностных гармоник (МПГ) для 3D моделирования активной зоны реактора ВВЭР-1000.

71. P.Darilek. VVER 440 Fuel Cycle with Radially Profiled Fuel. 6th AER Symposium on VVER reactor Physics and Safety. September 23-н26 1996, Kirkkonummi, Finland.

72. M.Antila, P.Siltanen. Study of Physical and Economic Effects of Various VVER-440 Fuel Assembly Design Parameter. 6th AER Symposium on VVER reactor Physics and Safety. September 23-н26 1996, Kirkkonummi, Finland.

73. Г.Л.Пономаренко, И.Н.Васильченко, С.Н.Кобелев, В.В.Вьялицын. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора. Заявление о выдаче патента Российской Федерации на изобретение. В процессе оформления.

74. В.Ф.Цибульский, А.В.Чибиняев. CONSUL программа уточненного комплексного расчета ядерных реакторов. //ВАНТ, Сер. ФЯР, 1995, вып. 3, с. 29.

75. Ю.А.Захарко, А.А.Прошкин, А.А.Шестопалов. Описание методики и программы TEGAS для вероятностно-статистического расчета поведения твэлов энергетических реакторов. Препринт ИАЭ-4945, М. 1989 г.

76. Future Fuel. Vatenfall's new approach // "Nucl. Engin.", Sept. 1997, pp. 25-27.