автореферат диссертации по энергетике, 05.14.16, диссертация на тему:Обоснование повышения безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель

Введение

1. Краткий анализ пути развития АЭС (прошлого- будущего) в мире и 9 постановка задачи диссертационной работы

1.1 Введение

1.2. Краткий анализ развития АЭС 9 1.2.1. Роль характеристик современных АЭС в ограничении их дальнейшего развития

1.3. Перспективы развития ядерной энергетики

1.3.1. Внутренние возможности развития ЯЭУ 16 1.3.1.1. Некоторые результаты окончания холодной войны

1.3.2. Концепция БРЕСТ как гармоническое решение проблем безопасности и экономичности ЯЭУ

1.3.2.1. Структура безопасности БРЕСТ

1.3.2.2. Обращение с радиоактивными отходами и их захоронение

1.3.2.3. Нераспространение ядерного оружия

1.3.2.4. Топливо и экономия урана

1.3.3. Внешние возможности развития ЯЭУ

1.3.3.1. Общие положения

1.3.3.2. Роль развивающихся стран в структуре энергетики мира

1.4. Изучение разгона в быстрых реакторах

1.4.1. Вводные замечания

1.4.2. Изучение разгона

1.4.3. Постановка задачи

2. Аварии разгона быстрого реактора, простейшие модели и 32 закономерности

2.1. Время температурной релаксации топлива

2.2. Мгновенная обратная связь

2.3. Запаздывающие нейтроны

2.4. Математическая модель разгона

2.4.1. Поведение реактора при 0<1<у,

2.4.2. Поведение реактора при / >

2.4.3. Эффект зависимости теплоемкости топлива от температуры 44 3. Нейтронно-физические расчеты реакторов БН-600 и БРЕСТ

3.1. Краткий анализ эволюции активной зоны реактора БН

3.2. Расчет реактора БН

3.2.1. Гомогенный вариант БН

3.2.2. Концентрации материалов ЗСО и ЗБО

3.2.3. Концентрации сталь

3.2.4. Расчетная модель реактора БН

3.2.5. Результаты расчета реактора БН

3.3. Расчет поля температур в реакторе БН

3.3.1. Основные уравнения

3.3.2. Определение температуры теплоносителя

3.3.3. Определение коэффициента теплоотдачи

3.3.4. Определение температуры топлива

3.3.5. Определение средней температуры топлива

3.4. Температурные эффекты реактивности реактора

3.4.1. Теоретические замечания

3.4.2. Определение температурных эффектов реактивности реактора БН

3.4.3. Температурные эффекты топлива

3.4.3.1. Доплеровский эффект

3.4.3.2. Эффект аксиального расширения топлива 73 3.4.3.2.а Расчет аксиального расширения топлива в реакторе БН

3.4.4. Температурные эффекты реактивности теплоносителя

3.4.5. Температурные эффекты реактивности конструкционных материалов

3.4.6. Пустотный натриевый эффект реактивности 76 3 А.б.а. Расчет ПНЭР для реактора БН

3.5. Мощностной эффект реактивности 78 3.5.1. Расчет мощностного эффекта реактивности реактора БН-600 79 3.6 Реактор БРЕСТ

3.6.1. Основные характеристики реактора

3.6.2. Расчетная модель реактора

3.6.3. Методика расчетов

3.6.4. Результаты расчетов реактора БРЕСТ

3.6.5. Расчет температурные эффекты реактивности

3.6.5.1. Эффект Доплера

3.6.5.2. Расчет аксиального расширения топлива в реакторе БРЕСТ-300 89 4. Приближение нулевого времени жизни нейтронов

4.1. Краткий анализ поведения реактора БН-600 при разгоне Щ

4.2. Краткий анализ поведения реактора БРЕСТ-300 при разгоне

4.3. Краткое сравнение поведения реакторов БРЕСТ-300 и БН-600 при разгоне 95 4.3.1. Краткое сравнение свинца и натрия

4.4. Приближение нулевого времени жизни нейтронов

4.4.1. вводные замечания

4.4.2. Основа приближение нулевого времени жизни нейтронов

4.4.3. Более медленные авари 11 с вводом реактивности

4.4.3.Ауо < 1$/с

4.4.3.В А/> < 0.1$/с

Рост населения, промышленности и благосостояния индустриально развитых стран в XX веке потребовал огромного увеличения производства энергии, в первую очередь электричества. Его душевое годовое потребление к настоящему времени составило 57 квт/сарка и до 12 квт/сарка в США и ещё больше в ряде северных стран. В послевоенные годы производство электричества росло высоким темпом 5-7% в год и выше. Но к 70-м годам было понято, что экстенсивный рост производства энергии приближает мир к опасным пределам как по ресурсам традиционных топлив , прежде всего дешевых углеводородов (нефтяной кризис 70-х) , так и по отравлению среды продуктами их горения.

Экономика отреагировала на повышение цен на топливо мерами и технологиями энергосбережения со значительным снижением реальных и прогнозируемых темпов роста энергопотребления развитых стран.

Однако большая часть населения земли довольствуется на порядок меньшим душевым потреблением энергии, что препятствует осуществлению стремления все новых развивающихся стран к росту экономики, благосостояния и культуры. Продолжается и рост населения этих стран с прогнозируемым уже к середине наступающего века удвоением народонаселения земли.

Многие страны Азии, включая великие Китай и Индию, демонстрируют высокие темпы роста экономики, в т.ч. энергетики, прогнозируемые и на следующий век. Поэтому уже к середине наступающего века вероятно утроения мировых потребностей в электричестве.

Сокращение огромного сейчас разрыва в уровнях экономики и благосостояния, служащего глубокой причиной существующих напряжений, благоприятно для всего мира, но требует общих усилий для преодоления порождаемых ростом энергетики глобальных проблем: истощение дешевых ресурсов углеводородного топлива, международные обострения вокруг его источников, климатические изменения из- за роста выбросов продуктов горения, особенно для угля.

Несомненно, необходимо максимальное распространение достижений энергосбережения, но не все, сделанное богатыми странами, приемлемо и для бедных. При неизбежном росте мирового производства энергии потребление традиционных топлив может быть стабилизировано лишь путем вовлечения новых источников энергии и освоения новых энергетических технологий.

Но при всех достижениях последних лет, крайне низкая и неравномерная географически и во времени плотность потока солнечной и других возобновляемых источников энергии ограничивает масштабы их экономически оправданного применения. Солнечная энергия традиционно используется при концентрировании её потоков самими природными силами в руслах рек (гидроэнергия) или при аккумулировании за счет фотосинтеза в растениях( биомасса). Но значительное расширение масштабов их применения пока проблематично.

Ядерная энергия деления уже почти полвека широко используется в энергетике многих стран. Она обладает потенциалом для экономичного решения проблем большой энергетики по ресурсам дешевого топлива, безопасности АЭС, накоплению радиоактивных отходов и по предотвращению использования энергетической технологии для получения материалов для ядерного оружия. Фундаментальным условием решения совокупности этих задач является достаточный для этого избыток нейтронов в цепной реакции деления сверх необходимого для её протекания. Избыточные нейтроны нужны для полного воспроизводства делящегося топлива, ядерного « сжигания » наиболее опасных и долгоживущих нуклидов, образующихся при работе реактора, для создания и поддержания равновесного состава топлива, необходимого как для предотвращения наиболее опасных реакторных аварий, так и для осуществления замкнутого цикла без избыточного производства и извлечения делящихся материалов.

Э. Ферми в США и А.И. Лейпунский в России и другие выдающее физики уже в 40-е годы оценили уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах с топливом и-Ри, около 2-х на одно «сгоревшие» делящееся ядро по сравнению с менее 1 для тепловых реакторов на и или Ри и несколько больше 1 для цикла ТЬ- и . Это послужило развитию в 50-е годы концепции развития ядерной энергетики в два этапа: л-э с

1-й этап - на тепловых реакторах на и, освоенных к тому времени для целей производства оружейных Ри и Т и для подводных лодок, 2-й этап - на быстрых реакторах в замкнутом цикле И-Ри, пускаемых на Ри, производимом тепловыми реакторами 1-го этапа.

Высокие темпы роста энергетики после войны и намерения построить ядерную энергетику в тысячи Гвт уже к концу XX века выдвинули в качестве одного из главных требований к быстрым реакторам достижение высоких темпов бридинга Ри, короткого времени удвоения Тг, что определило основные технические решения. В качестве теплоносителя был выбран легкий теплопроводный для ускорения же дела было использовано наиболее освоенное оксидное топливо. В 70-е-80-е годы были пущены первые опытные блоки АЭС с быстрыми реакторами БН-350, БН-600 в СССР, Феникс и суперфеникс во Франции, РБЯ в ЦК. БН-350 почти 30 лет, а БН-600 уже 20 лет успешно работает, но первые АЭС с быстрыми реакторами оказались много дороже АЭС Ь\\П, а их распространение в мире вызывает, особенно в США, опасения, связанные с расползанием ядерного оружия. После нефтяного кризиса 70-х годов мировой топливный рынок стабилизировался, темпы роста мировой энергетики снизились. Большие аварий на АЭС ТМ1 и в Чернобыле обострили антиядерную оппозицию в обществе, которое озабочено и проблемами накопления радиоактивных отходов и распространения ядерного оружия. Меры повышения безопасности АЭС привели к их удорожанию. Строительство АЭС на западе почти прекратилось, в последующие десятилетия ожидается снижение ядерной доли в мировом производстве энергии. Разработка быстрых реакторов в США, а теперь в западной Европе практически свернута. Наиболее заинтересованные в развитии ядерной энергетики страны Азии пока лишь повторяют путь, пройденный в этом веке на западе. Но решение на этом пути встающих перед ними и миром в целом энергетических и экологических проблем требует развития новой ядерной технологии, в полной мере учитывающей полувековой опыт и новые условия развития энергетики, отвечающей всей совокупности требований, как они видятся теперь.

Эта задача была поставлена в российском проекте БРЕСТ, разработка которого в настоящее время завершается. При ожидаемых умеренных темпах роста энергетики, накоплении тепловыми реакторами больших количеств Ри (тысячи тонн в мире) теперь нет необходимости в высоких темпах бридинге и в избыточном воспроизводстве Ри вообще, а значит в высокой энергонапряженности активной зоны, в КВ>1 , в урановом бланкете для увеличения КВ. Разработка следующего поколения быстрых реакторов может быть сосредоточено исключительно на достижении наивысших экономичности и безопасности, включая проблемы отходов и нераспространения. Этому отвечает выбор в проекте БРЕСТ вместо Ыа химически пассивного малоактивируемого высококипящего тяжелого теплоносителя РЬ на основе практического опыта использования эвтектики РЬВ! в реакторах подводных лодок и вместо Ш2- Р11О2 плотного теплопроводного топлива ИМ- РиИ, исследованного в реакторе БР-10 и в петлевых экспериментах.

Это позволяет поставить задачу исключения наиболее опасных аварий быстрого разгона, потери теплоносителя, пожаров и водородных взрывов при любых ошибках персонала или неисправностях оборудования, и даже при внешних воздействиях с разрушением контейнмента и крышки реактора, за исключением полного разрушения АЭС в результате падения крупного астероида или ядерной атаки.

Одна из важнейших задач обоснования ядерной и экологической безопасности реактора состоит в анализе протекания и результатов аварии, связанной с быстрым вводом положительной реактивности /?(/), вызывающим нейтронную вспышку мощности с ростом температуры топлива.

Задача диссертации состоит в разработке и расчетном обосновании упрощенной теории для описания подобной реактивностной аварии и в анализе её результатов при высоких скоростях ввода реактивности р до десятков $ /с . В быстрых реакторах с п коротким временем жизни нейтронов т ~ 10" с выделение энергии во вспышке оказывается(2~ л[рт ) много меньшим, чем в тепловом реакторе с т ~

10"3- 10"5с и авария протекает в виде последовательности относительно небольших вспышек с постепенным ростом температуры топлива. Процесс может быть описан путём его усреднения по вспышкам, что значительно упрощает это описание при резком уменьшении числа расчетных точек по времени.

Актуальность темы и практическое значение результатов исследования определяются необходимостью расчетного обоснования безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель. Разработка упрощенного метода расчета быстрого разгона реактора. При этом возникает возможность проведения анализа в широком диапазоне изменения условий задачи при использовании существующих кодов по реакторной динамике. Цель и задачи исследования. Расчет характеристик нейтронных вспышек возникающих при вводе реактивности в быстрых реакторов (мощность, ширина, энергия, частота следования) в общем случае и для конкретных проектов (БРЕСТ, БН-600). Обоснование приближенной модели разгона быстрых реакторов(приближение нулевого времени жизни нейтронов).

Методы исследования

Аналитическое решение уравнений реакторной кинетики в «одноточечном» приближении с обратными связями, действующими мгновенно с температурой топлива. Определение реакторных характеристик, влияющих на процессы, с помощью расчетных кодов SINVAR и PRECON и усреднения с весом потока и ценности нейтронов. Определение полей температур с помощью программа TEMPERATURE. Построение графиков и некоторых других вычислительных операции выполнятся с помощью пакета Mathcad.

Научная новизна результатов: состоит в нейтронно-физическом обосновании безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель, путем использования приближения «нулевого времени жизни нейтронов».

Апробация результатов работы состоит в их обсуждениях на семинарах в МИФИ, Курчатовском институте и НИКИЭТ.

Публикация: в ходе работы над диссертаций опубликованы 2 статьи в журнале «Ядерная энергетика» и одна статья находится в печати в этом журнале. Структура и объем работы: диссертации состоит из оглавления, введения, четырех глав, списка литературы, включающего 119 наименований и четырех приложений. Работа содержит 89 страниц машинописного основного текста и 22 рисунков и таблиц.

Заключение

1.Создание в наступающем веке крупномасштабной ядерной энергетики является наиболее подготовленным и реалистическим путем решения ресурсных и экономических проблем. Это требует разработки нового поколения быстрых реакторов, отвечающих совокупности требований по экономике, топливному балансу, безопасности, обращению с радиоотходами, предотвращению распространения ядерного оружия. Таким требованиям удовлетворяют быстрые реакторы с нитридном топливом и высококипящим свинцовым теплоносителем(БРЕСТ).

2. Проведено обоснование безопасности реактора БРЕСТ по отношению к реактивностным авариям, которое является одной из важнейших частей разработки реактора, Это вызывало необходимость совершенствования и упрощения расчетных моделей и методов, пока весьма громоздких для практического использования в ходе разработки.

3. Разработана методика оценки разгона на основе достаточно точного, и вместе с тем более простого описания процесса путем его усреднения по вспышкам, что соответствует приближению «нулевого времени жизни нейтронов». Использование такого приближения выполнено впервые в расчетном анализе быстрых реакторных процессов .

4. Для проведения нейтронно-физических расчетов использован комплекс программы SINVAR для гомогенизированного состава активной зоны реактора. Для расчета других параметров(стационарная температура топлива, теплоносителя, оболочки и средняя температура топлива) использована программа TEMPERATURE.

5. Изучение и сравнение поведения ректоров БРЕСТ-300 и БН-600 при разгоне с помощью одноточечной модели кинетики реактора и теплогидравлические расчеты дали следующие результаты:

- В результате ввода положительной реактивности в линейном виде и возникновения обратной связи в обоих случаях происходят серии вспышек и реактор становится критичным на мгновенных нейтронах.

- В то время как использование окисного топлива (UO2) в БН-600 приводит к высокой температуре топлива в центральной части топливного сердечника, использование нитридного топлива приводит к существенно меньшей рабочей температуре топлива.

- В то время как ввод реактивности со скоростью 10-50$/с и с полной реактивностью меньше 1$ в реакторе БН-600 может привести реактор к разрушению части твэлов, в реакторе БРЕСТ-300 это не происходит до 2. $.

- Использование окисного топлива в БН-600 приводит к высокой рабочей температуре топлива, и наоборот БРЕСТ работает при существенно более низкой температуре (по сравнению с БН-600), поэтому разгон в БН-600 быстрее, чем в БРЕСТ приводит к плавлению топлива.

6. Проведенный анализ показал, что реактор типа БРЕСТ имеет повышенную безопасность, т. к. в нем практический исключены быстрые разгоны, приводящие к авариям с катастрофическим последствием.

1. Т.Х. Маргулова, Атомные электрические станции, издат. Москва 1994,

2. Reference data series No. 2 Nuclear Power Reactors in the world, IAEA april 1998

3. Reference data series No. 1 Energy, Electricity and Nuclear power estimates for the period up to 2015 IAEA, july 1996

4. Б. А. Дементьев, Ядерные энергетические реакторы, Москва Энергоатомиздат, 1990, ст.47,75,80,88,112

5. Samuel Glasstone and Alexander Sesonske, Nuclear reactor engineering (third edition) pages 741-767,1986

6. В. В. Орлов, Плутоний и старт нового этапа ядерной энергетики, Атомнаяэнергия, 1994, т. 76, вып.4, ст.345-3488. См. 2 таблиц. 10,12

7. А. А. Макаров, Мировая Энергетика и Евразийское энергетическое пространство, Энергоатомиздат, 1998, ст.66-67

8. И. В. Блинова, В. А. Махова, И. Д. Соколова, Н. А. Шульга, Основные направления ниокр в промышленности ядерного топливного цикла за рубежом в 1994 г. м. Цнииатоминформ, 199611 См. 9 глава 2

9. А. Уалтер, А. Рейнольде, Реакторы- размножитель: на быстрых нейтронах, пер. с англ. Энергоатомиздат, 1986, ст.36

10. В. В. Орлов, Реакторы на быстрых нейтронах, Атомная энергия, 1974, т. 36, вып. 5, ст. 341-35514. См. 12 страниц. 12-14

11. Rodney Wheeler, A short history of the Decline and Fall of the Fast Reactor, The Nuclear Engineer, vol. 40,No. 1,page 19,1999,16. Cm. 3 таблиц. 1,3,417. См. 9 страницю100-104

12. А. А. Макаров, Мировая Энергетика и Евразийское энергетическое пространство ст.64, Энергоатомиздат, 199819. См. 9 страниц. 66-69

13. Сборник докладов Международного семинара Ядерного общества России «Уроки Чернобыля. Технические аспекты», 15-19 апреля 1996 г. Десногорск,

14. Charles W. Forsberg, William J. Reich," Worldwide Advanced Nuclear Power Reactors with passive and inherent safety: what, why, how, and who", ORNL/TM-11907., sep. 1991 и CM. 35

15. В. H. Михайлов, E. П. Велихов, А.Ф. Дьяков, E. О. Адамов, Смена концепции ядерного участия в решении мировых энергетических проблем, pro с. Of 16th WEC congress, Tokyo,1995.

16. Yoichi FUJIII-E, " Long term outlook of nuclear development". Bull. Res. Lab. Nucl. Reactor, Vol. 20,1996,

17. В. Н. Михайлов и др. Использование плутония в ядерной энергетике России, Атомная энергия 1994, т.76, вып. 4, ст. 326-332.

18. Эффективность и безопасность топливных циклов ядерной энергетики на основе плутония "Материалы X международного семинара по проблемам физики реакторов, Москва 2-6 сентября 1997 г."

19. Е. Adamov , V. Orlov, A. Filin, V. Leonov, A. SilaNovitski , V. Smirnov, V. Tsikunov -The next generation of fast reactors,, Nuclear Engineerig and Design 173(1997) page 143-150, См. 35 гл.З

20. B.B. Орлов, Е. Н Аврорин., Е. О Адамов, и др., " Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью ". Атомная Энергия, Т. 72, Вып. 4, апрель 1992 г, Стр.317-328

21. The first international " White land" chapter conference, Scientific and Technological Basis for Global Energy System, st. peterburg, Russia, february 47,1996.

22. Cm. 9 страниц. 63-82,120-122

23. E. Адамов, B.B. Орлов и др., Белая книга ядерной энергетики, Москва, гуп никиэт, гл. 1-2,1998 и тоже см. Energy in a Finite World. A Global systems Analysis, HAS A, Luxenbur, Austria, 199836.CM. 9, ct. 51-122

24. Cm. 33, cT.26-28 и См. 35 гл. 1

25. Е.О.Adamov, V.V. Orlov, " Nuclear power at the next stage:cost-effective, breeding, natural safety, radwastes, non-proliferation" .Nuclear Engineering and design 173 (1997) 33-41

26. Furukawa K. et al, Opening of rational safe Thorium utilization way-THORIMS-NES by Pu burning and U production, EEWW2 12-15 March, Sinta, Portugal (1995)

27. Rubia C., Rubio J.A.," A tentative program towards a Full scale Energy Amplifier. " CERN/LHS/96 11 (EET), Geneva, 15th July 1996

28. Harms A. A., " On the Technology of Benign Fission Reactor " .Department of engineering Physics McMaster University AAH-1 la, March 199342. Cm. 9 ст. 109-110

29. National energy data profile /wec/Islamic Republic of Iran/16th wee congress Tokyo 1995

30. В. В Наумов., B.B. Орлов, " Топливный баланс ядерной энергетики с быстрыми реакторами без уранового бланкета ". Атомная Энергия, Т. 76, вып. 4, Апрель 1994 г, Стр. 349-35045.ANL-7947, ст.1646. См. 4 глава 1447.См. 12 глава 13

31. David L. Hetrick, Dynamics of Nuclear Reactors, The university of Chicago press, 1971

32. Nyer W. E. Mathematical models of fast transients, in "the technology of Nuclear Reactor Safety" vol. I p. 417-445, T. J. Thopmson, J. G. Becerly(editors), The M.I.T. press,(1968)

33. Bethe H. A., Tait J. H., An estimate of the order of magnitude of the explosion when the core of a Fast Reactor collapses, British Report UKAEA- RHM(56/113) 195651.CM. 12 ст. 368-370

34. Wallach S., Solutions of the pile kinetic equations when the reactivity is a linear function of the time, WAPD-13, 1950

35. Smets H. В., Reactor dynamics at low power, Proc. Geneva Conf.l 1 -.327,1958

36. Wilkins J. E., The behavior of a reactor at prompt critical when the reactivity is a linear function of time., Nucl. Sci. Eng. 5:207,1959

37. Coveyou R. R., Mulliken T. W., solution of of the equation

38. N+ (a + b) xN+ (c + dxt)xN = 0, AECD-2407,1948

39. Fuchs K., Efficiency for very slow assembly, LA-596,1946

40. А. Я. Крамеров, Я. В. Шевелов, инженерные расчеты ядерных реакторов, Москва Энергоатомиздат, 1984

41. И. А. Кузнецов, Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах, Энергоатомиздат, 1987, Ст.55-62

42. Т. X. Маргулова, Экономичность и безопасность АЭС, высшая школа, 1984, Ст.79

43. Ю. Е. Багдасаров и др., Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах, Атомиздат 1969, гл. X, ст. 422

44. Е. Е. Lewis, Nuclear Power Reactor Safety, 1977, ch. 4, p. 157-204

45. E. E. Lewis, Nuclear Power Reactor Safety, 1977, ch. 4, p.

46. James J. Duderstadt, Louis J. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis, 1976

47. Keepin, Delayed Fission Neutrons, Proceedings of a panel conf./ Vienna, 1967

48. S. Das, Sensitivity study of a Fast Breeder reactor dynamics behaviour using point kinetic model, В ARC-1525,(1990)66.Cm. 12 гл.6

49. Г. Хаммел, Д. Окрент, Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах, пер. с англ., гл.8, Атомиздат, 1975

50. Д. Белл, С. Глесстон, Теория ядерных реакторов, пер. с Англ., Москва Атомиздат, ст. 413-417(гл. 9), 1974

51. H.H. Ошканов, А.Г. Шейнкман, П.П. Говоров, статический анализ надежности эксплуатации энергоблока с реактором БН-600, Безопасность эксплуатации Белоярской АЭС,(сб. Науч. Трудов) УрО РАН, 1994 Ст.61-7073. См. 72 Ст. 67-6874. См. 72 и 71 Ст.4275.См. 73

52. В.В. Мальцев, А.Н. Огородов, Росляков В.Ф. и др. Опыт эксплуатации твэлов и TBC реактора БН-600 , радиационное материаловедение , Тр. Междунар. Конф. По радиационному материаловед. Алушта, 22-25 мая 1990 г., Харьков, 1990. том. 4.

53. Ф.Г.Решетников, Ф.М. Митенков, Троянов М.Ф. Состояние и перспективы разработки в СССР радиационностойких конструкционных материалов, Атомная энергия 1991, том 70, вып. 2 , ст. 104-107.

54. С.Е. Асташов, Е.А. Козманов, Огородов А.Н. и др. Формоизменение элементов активной зоны, Атомная энергия ,1993, том75, вып. 3. Ст. 168-175.

55. Г.В. Бабенко, A.B. Гаврилов и др., Перевод реактора БН-600 на модернизированную активную зону с максимальным выгоранием топлива10% т.а., Физика и теплофизика реактора БН-600 (Сб. Науч. Трудов) УрО РАН,1994 ,ст.З-10

56. О. М. Сараев, Н. Н. Ошканов, В.В. Мальцев, В.Ф. Росляков, Ю.В. Носков, обеспечение безопасности энергоблока с реактором БН-600, Безопасность эксплуатации Белоярской АЭС,(сб. Науч. Трудов) УрО РАН, 1994 Ст.23-4081.См. 79 Ст. 3-4

57. IAEA-TECDOC-866,1996 и В.И. Матвеев, частное сообщение, 1998

58. Е. В. Виноградова и др. Двумерная многогрупповая программа SINVAR. Отчет НИКИЭТ- МИФИ, Инв.№ 65.491-07, 1975 г.

59. Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов, Энергоиздат,1982, Гл. 1,Ст. 28

60. Г. Б. Усынин, Е.В. Кусмарцев, Реакторы на быстрых нейтронах, Энергоатомиздат,1985,Ст. 160-167

61. Н.М. Бескоровайный, Б.А. Калин, П.А. Платонов, И.И. Чернов, Конструкционные материалы ядерных реаторов,Энергоатомиздат,1995,Гл.6-7

62. Г. Хаммел, Д. Окрент, Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах, пер. с англ., гл. 5, Атомиздат, 1975

63. М. М. EL-Wakil , Nuclear heat transfer, Ch. 5 , 1971, International Textbook Company, и тоже См. 63 гл. 12

64. П.Л. Кириллов , Ю.С. Юръев, В.П. Бобков, Сп. по теплогидравлическим расчетам, Энергоатомиздат,1990, Ст. 168

65. А.А. Шолохов, И.П. Загорин, В.Е. Минашин и др., Определение температуры в твэлах ядерного реактора, атомиздат, 1978, Гл.1

66. Е.Н. Щербаков, А.Н. Филонин, И.М. Костоусов, П.И. Яговитин, способ экспериментального определения полей температур в узлах активной зоны быстрого реактора, Физика и теплофизика реактора БН-600 (Сб. Науч. Трудов) УрО РАН, 1994 , Ст. 120-127

67. Б. А. Дементьев, Ядерные энергетические реакторы, Москва Энергоатомиздат, 1990, Гл. 899. См. 95, Гл. 7, Ст. 116100. См. 98, Ст. 217 и 166

68. Л.С. Кокорев, В.В. Харитонов, теплогидравлические расчеты и оптимизация ядерных энергетических установок, Энергоатомиздат, 1986, Гл.5, Ст. 172

69. См. 97, Ст. 166-168, и тоже 102 Ст. 268-70

70. Е.Е. Lewis, Nuclear power reactor safety, JOHN WILEY & SONS, 1977,page269

71. E.V. Krishnamurthy, S.K. Sen, Numerical algorithms computations in science and engineering,1995, ch.8

72. Cm. 88 ст. 460 и См. 90 Ст. 153-155 и См. 12 Ст. 141

73. И. А. Кузнецов, Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах, Энергоатомиздат, 1987, Ст. 77 и тоже 12 Ст. 144107. См. 68 Ст. 461-468108. См. 67, Ст. 130

74. М.Н. Зизин, расчет нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах, Атомиздат, 1978,Гл. 5, Ст. 60

75. Hargman, D.L., et al., 1980MATRO-Versionl l(revisionl): A Handbook of Material Properties for use in the Analysis of Light Water Fuel Rod Behavior, NUREG/CR-0497 TREE-1280,Revl111. См. 95, Ст. 252-255

76. Ганев И.Х., физика и расчет реактора, Энергоатомиздат(автор),1992, гл.7 ст. 275-290 и тоже См. 91 Ст.156 и См. 58 Ст. 80-81 и См. 63 Ст. 260116. См. 103 Ст. 197

77. Е. А. Адамов, В. В. Орлов и др., белая книга ядерной энергетики, издательство ГУП НИКИЭТ, 1999, гл. 4, ст. 109-164

78. Р. Б. Котельников, С. Н. Башлыков, А. И. Каштанов и др., Высокотемпературное ядерное топливо, Москва, Атомиздат, 1978, гл.1, ст. 34-43 и гл. 8

79. David L. Hetrick, Dynamics of Nuclear Reactors, The university of Chicago press, 1971, ch. 3.