автореферат диссертации по энергетике, 05.14.01, диссертация на тему:Повышение эффективности и безопасности АЭС с ВВЭР совершенствованием поглощающих материалов

Предисловие.

1. Повышение эффективности и безопасности АЭС путем использования поглотителей.

1.1. Улучшение характеристик выгорания топлива.

1.1.1. Поглотители систем регулирования и эффективность использования топлива.

1.1.2. Повышение выгорания топлива улучшением использования поглотителей.

1.2. Повышение маневренности и надёжности при работе АЭС в энергосистеме.

1.3. Безопасность и экономичность хранения и транспортировки отработавшего топлива.

1.4. Анализ выполненных исследований по эффективности поглотителей.

1.5. Цели и задачи исследования.

2. Анализ системной эффективности улучшения использования топлива на АЭС применением усовершенствованных поглотителей.

2.1. Принципы системного сравнивания эффективности решений по выгорающим поглотителям.

2.2. Выбор критерия эффективности топливоиспользования на АЭС с ВВЭР.

2.3. Анализ КПД паротурбинного цикла при компенсационных изменениях средней температуры теплоносителя в ходе выгорания топливной загрузки.

2.4. Системный эффект от расширения регулированного диапазона АЭС.

2.5. Экономичность и общая эффективность применения улучшенных систем нейтронных поглотителей.

3. Технико-экономический анализ модернизации средств транспортировки и хранения топлива путем использования поглотителей.

3.1. Новые конструктивные решения по бассейну выдержки и транспортному контейнеру.

3.2. Методика учета улучшенных характеристик бассейна выдержки

3.3. Методика оценки снижения риска аварий при хранении и транспортировке топлива.

4. Эффективность улучшения эксплуатации топлива на АЭС.

4.1. Экономическое обоснование совершенствования выгорающих поглотителей.

4.2. Эффект от повышения экономичности и безопасности хранения и транспортировки топлива.

Выводы

Реакторы водоводяного типа (ВВЭР) и их западные аналоги (Р"№Т1) сегодня в начале XXI века занимают ведущее место в программах развития атомной энергетики России и других стран. Вместе с ростом доли выработки на АЭС России возрастают цены на ядерное горючее. Однако еще большими темпами растут стоимости органического топлива для ТЭС и, в первую очередь, на газ и мазут. В таких условиях все более значимыми становятся вопросы более эффективного использования ядерного топлива, а также дальнейшего повышения безопасности АЭС.

Уже в 1999 году средний тариф на электроэнергию АЭС составил 157 рублей/(МВт*ч), что в 1,37 раза ниже усредненного тарифа ГРЭС РАО «ЕЭС России», равного 217 руб/(МВт*ч).

Одной из важнейших задач, определенных в Программе развития атомной энергетики до 2010 года /56/ является наращивание производства электроэнергии на АЭС (для замещения органического топлива с высвобождением ресурсов газа и нефти) благодаря повышению эффективности использования ее существующих мощностей.

В рамках этой конкуренции /21,56/ в сегодняшних условиях • не ослабевает, а скорее усиливается значение всех тактических путей совершенствования топливоиспользования для действующих и проектируемых реакторов.

Как правило это относительно малозатратные мероприятия, позволяющие получить эффект весьма скорый, не связанные с какой - либо серьезной диверсификацией уже отлаженных, или освоением сложных новых производств. Проведенные в Российском научном центре «Курчатовский институт» (в дальнейшем РНЦ «КИ»), в том числе с участием автора, проработки по повышению эффективности и безопасности АЭС путем использования поглотителей позволили улучшить топливоиспользование, существенно повысить вместимость бассейнов выдержки и транспортных контейнеров при обеспечении современных требований ядерной безопасности.

Настоящая диссертационная работа посвящена решению поставленных выше задач роста эффективности АЭС с ВВЭР на основе совершенствования поглощающих материалов и конструкций на этапах выгорания топлива в активной зоне, хранения отработавшего топлива в бассейне выдержки и при его транспортировке со станции на переработку.

Цель работы - научное обоснование повышения системной эффективности и безопасности АЭС с ВВЭР усовершенствованием поглощающих материалов.

Основными задачами исследования являются:

1. Обоснования обобщенного критерия эффективности топливо - и энергоиспользования на АЭС.

2. Разработка методики системного технико-экономического обоснования эффективности решений по совершенствованию выгорающих поглотителей.

3. Обоснование метода оценки системного эффекта от расширения регулировочного диапазона АЭС с ВВЭР при применении жидкостных и механических поглотителей

4. Разработка методических основ оценки эффективности улучшения характеристик хранения и транспортировки отработавшего топлива.

Научная новизна результатов исследования: 1. Разработаны теоретические положения эффективности топливо- и энергоиспользования при заданных фактических обогащениях топлива, термодинамических и энергетических параметрах и характеристиках: начальной температуре насыщенного пара/(с учетом возможного ее изменения в течении кампании), термодинамического и электрического КПД энергоблока.

2. Разработана технико-экономическая модель сравнения по результирующей эффективности различных выгорающих поглотителей в сравнении с базовой конструкцией. Модель учитывает изменение затрат в ядерное топливо, стоимость материалов, производственной базы, технологических процессов.

3. Предложены, нейтронно-физические и теплотехнические обоснованы новые способы работы легководного корпусного реактора, позволяющие снизить потери нейтронов на поглотителях (жидкостных или (и) механических) путем перехода к частичной компенсации запаса реактивности сдвигом спектра нейтронов сначала в сторону более высоких энергий, а затем, ближе к концу кампании - работой только на температурном, а далее и на мощностном эффекте реактивности.

4. Разработана методика сопоставления системной эффективности хранения отработавшего топлива в стеллажах уплотненного хранения с применением поглотителей взамен базового способа хранения реализованного в бассейнах выдержки, а также эффективности транспортирования топлива со станции в модернизированных контейнерах.

5. Разработаны теоретические основы выбора и обоснования конструкций и композиций поглотителей (в активной зоне, бассейне выдержки и транспортном контейнере) на основе критерия достижения системного эффекта и при условиях энергетической сопоставимости вариантов и выполнения требований по надежности и безопасности.

6. Предложены методики сопоставления СВП (стержневых выгорающих поглотителей) модернизированных конструкций с базовым вариантом, сопоставления базовых конструкций бассейнов выдержки и транспортных контейнеров с усовершенствованными конструкциями путем использования поглотителей.

Практическая значимость

Определена системная эффективность замены базовых выгорающих поглотителей на новые усовершенствованные для компенсации выгорания топлива, замены штатных стеллажей бассейнов выдержки на новые уплотненные с использованием поглощающих материалов.

Предложен способ работы энергоблока с увеличенной кампанией частичной загрузки за счет снижения потерь нейтронов на поглотителях.

Предложены практические методы оценки эффекта расширения регулировочного диапазона АЭС за счет рационального управления переходными процессами на ксеноне-135 в условиях регулирования мощности системой борного регулирования.

На защиту выносятся методические положения и результаты расчета топливной и общей эффективности применения усовершенствованных выгорающих поглотителей в активной зоне, использования поглотителей при хранении отработавшего топлива в бассейне выдержки и при транспортировке топлива в контейнере со станции; методика оценки эффекта расширения регулировочного диапазона АЭС с ВВЭР, повышения надежности и безопасности хранения топлива в бассейне выдержки и при транспортировке его со станции; новые технические решения по выгорающим поглотителям и новый способ работы блока с частичной заменой функций поглотителя и снижением потерь нейтронов (ростом глубины выгорания) за счет спектральной компенсации запаса реактивности.

Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснованы использованием методологии системных исследований в энергетике, применением фундаментальных законов технической термодинамики, теплопередачи, теплофизики и теории надежности систем энергетики.

Нейтронно-физические расчеты для различных конструкций поглотителей проведены с применением детальных апробированных расчетных комплексов. Проведено сопоставление полученных результатов и выводов исследований с имеющимися данными, полученными в других работах иными теоретическими подходами.

Личный вклад автора заключается в следующем:

1. Обоснованы критерии эффективности топливо- и энергоиспользования на АЭС с ВВЭР.

2. Предложена методика системного технико-экономического обоснования эффективности решений по совершенствованию выгорающих поглотителей.

3. Разработана методика оценки системного эффекта от расширения регулировочного диапазона АЭС.

4. Предложена методология повышения эффективности средств хранения и транспортировки отработавшего топлива.

5. Показана системная эффективность предложенных автором решений по использованию усовершенствованных поглотителей на всех стадиях обращения топлива на АЭС с ВВЭР.

Работа выполнена на кафедре «Тепловые электрические станции» Саратовского государственного технического университета и в Российском научном центре «Курчатовский Институт» в рамках основного научного направления развития науки и техники Российской Федерации «Топливо и энергетика», федеральной программы фундаментальных исследований в области «Физико-технические проблемы энергетики», раздел «Фундаментальные проблемы энергосбережения и эффективного использования топлива», а также программы 02В.06. Разработка научно-методических основ обеспечения безопасности функционирования объектов атомной энергетики.

Изложенные в диссертации материалы опубликованы в /14,26,42,44,45,47,52,54,70,71 / и докладывались на научных конференциях и семинарах Саратовского государственного технического университета в 1994

2001 гг. (г. Саратов), на межвузовском научном семинаре по проблемам теплоэнергетики в 1996 г. (г. Балаково), на Межвузовской научной конференции «Проблемы повышения эффективности и надежности систем теплоэнергоснабжения» (г. Саратов, 1-3 ноября 1999 г.), а также на семинарах Отделения Ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва) и др. семинарах, симпозиумах, конференциях.

Разработанные в диссертации методические положения и результаты -исследований могут быть использованы при повышении эффективности выгорающих поглотителей на уже действующих и (или) проектируемых энергоблоках АЭС с ВВЭР, а также проектными организациями для системного технико-экономического обоснования решений по совершенствованию использования топлива в реакторах, повышению безопасности и улучшению технико-экономических показателей средств хранения и транспортировки отработавшего топлива АЭС.

Автор выражает благодарность научному руководителю доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу за внимательное руководство и помощь при выполнении работы, а также академику МАВШ доктору технических наук, профессору Андрющенко Анатолию Ивановичу и академику МЭА, доктору технических наук, профессору Аминову Рашиду Зарифовичу за консультации и советы в процессе выполнения работы, коллективам кафедры «Тепловые энергетические станции», «Теплоэнергетика» и Проблемной научно-исследовательской лаборатории ТЭУ за советы и замечания, высказанные при подготовке и обсуждении диссертации.

Публикации. По материалам диссертации автором опубликованы 8 печатных работ.

Структура и обьем диссертации. Диссертация изложена на 136 страницах и состоит из предисловия, четырех глав, заключения, списка использованных источников 92 наименований, имеет 29 рисунков, 9 таблиц.

124 Выводы

Проанализированы пути и методы повышения эффективности и безопасности АЭС с ВВЭР большой мощности.

Показано, что значительные резервы в данном направлении находятся в области совершенствования поглощающих материалов на этапах обращения топлива на АЭС:

- выгорания активной зоне;

- выдержки отработавшего топлива в бассейне;

- транспортировки отработавшего топлива со станции. Совершенствование поглотителей, как работающих в активной зоне реактора (ПЭЛ, СВП, жидкостной системы борного регулирования), так и поглотителей, используемых при хранении и транспортно-технологических операциях с топливом при относительной малозатратное™ позволяет:

- существенно повысить экономичность использования топлива;

- повысить надежность и безопасность АЭС;

- обеспечить значительный системный эффект по маневрированию энергоблоков.

Указанные задачи решены согласованным научным обоснованием физических моделей совершенствования поглотителей и системным технико-экономическим анализом.

С использованием разработанных физических моделей с применением детальных нейтронно-физических программ предложены и научно обоснованы новые режимы работы реактора, конструкций органов регулирования (ПЭЛ, СВП) и средств транспортировки и хранения топлива.

Предложены обобщенные критерии эффективности топливо- и энергоиспользования на АЭС с ВВЭР. Критерии позволяют учитывать глубину выгорания топлива, обогащение, коэффициент воспроизводства топлива и электрический КПД а также взаимосвязи между ними. Разработана упрощенная методика анализа тепловой эффективности блока, работающего с плавно изменяющимися в течение кампании частичной загрузки начальными давлением и температурой насыщенного пара в парогенераторе. Такой режим физически обоснован, приводит к экономии использования топлива и защищен патентом России.

4. Разработана методика оценки системной эффективности применения усовершенствованных поглотителей, учитывающая разную их стоимость (по всем фазам производства ), надежность, сроки службы, и топливную эффективность. Исследованы пути улучшения процесса компенсационного поглощения при выгорании топлива. Обосновано повышение безопасности хранения топлива в бассейн выдержки, а также при транспортировке его со станции в контейнерах. Конструктивные решения по бассейну выдержки защищены авторскими свидетельствами и приводят у существенному росту экономичности обращения топлива на АЭС. Указанные решения позволяют увеличить на 2,5 - 3% эффективность использования топлива, в 1,7 раз увеличить вместимость бассейнов выдержки и до 2,2 раз вместимость транспортных контейнеров.

5. Оценен системный эффект от расширения регулировочного диапазона АЭС. В сравнении с альтернативной ГАЭС достигаемый эффект может составить до 1,5 млн. руб. в год на блок 1000 МВт в ценах до 1991 г.

6. Оценен системный эффект от применения усовершенствованных поглощающих элементов при выгорании топлива который составляет 8-10 млн. руб. на энергоблок в год, а также от улучшения за счет использования поглотителей характеристик бассейна выдержки и контейнеров для транс пор

126 тировки топлива. Для контейнеров эффект составляет около 5 млн. руб. на энергоблок в ценах 2001 года.

7. Показаны пути повышения безопасности за счет улучшения конструкции поглотителей на всех этапах обращения топлива на АЭС. На примере рассмотрения вероятных аварий в бассейне выдержки показано, что риск тяжелых аварий при использовании стеллажей новой конструкции снижается в 8-10 раз.

1. Андрющенко А. И. Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок 3-е изд. перераб. и доп.,- М.: Высшая школа. - 1986 - 319 с.

2. Андрющенко А. И. Показатели эффективности циклов АЭС./ Известия вузов СССР Энергетика,-1982-№ 9.-С. 44-47.

3. Андрющенко А. И., Попов А.И., Дьяков А. Ф. Учет социальной инфраструктуры при сравнении вариантов проектируемых электростанций. Электрические станции.- 1987,- № 40,- С. 49-56.

4. Андрющенко А. И., Аминов Р. 3. Оптимизация режимов работы и параметров тепловых электростанций. Москва. Высшая школа, 1983, 252 с.

5. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Об эффективности использования ядерного горючего на АЭС. Известия вузов Энергетика 1990, № 7. С. 91-94.

6. Аминов Р. 3., Хрусталев В. А. Мощные энергоблоки АЭС и покрытие пиковых нагрузок в энергосистемах . Энергетическое строительство.- 1988.- № 2,-С.62-65.

7. Аминов P. 3., Хрусталев В. А., Чертыков A.M. Ксравнению эффективности атомных и тепловых электростанций при работе по переменным графикам нагрузки. Изв. вузов. Энергетика,- 1988. № 4,- С. 55-59.

8. Аминов Р. 3., Хрусталев В. А., Борисенков А. Э. Оценка частоты внешнего обесточивания энергоснабжения АЭС с ВВЭР./ Атомная энергия, 1997, вып. 5, август.- С. 37-41.

9. Абагян А. А., Лесной С. А., Таратутин В.В. Надежность атомных электростанций и некоторые вопросы технического обслуживания и ремонта. Теплоэнергетика,-1988.-№ 5-6.-С. 8-11.

10. Авторские свидетельства №1549376 и №1683432 «Бассейн выдержки ядерного реактора». Сб. ВИНИТИ, 1993г, №4

11. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность/ Р. 3. Аминов, В. А. Хрусталев, А. С. Духовенский, А. И. Осадчий. М. Энергоатомиздат, 1990.

12. Аркадьев Б.А. Режимы работы турбоустановок АЭС М. Энергоатомиздат, 1986,- 264 с.

13. А. с. СССР 1261505. 1986 Способ эксплуатации полиблочной атомной электростанции (его варианты).

14. Безопасность ядерной энергетики, под ред. Дж. Раста и Л.Уивера,- М. Атом-издат, 1980 .- 153 с.

15. Букринский А. М. Современные требования к управлению запроектными авариями на АЭС // Теплоэнергетика, 1998, № 5- С. 22-25.

16. Буйнов Н. К., Каплун С. М., Попырин М.С. Учет надежности при оптимизации схем энергоблоков АЭС с ВВЭР. Атомная энергия,- 1984, № 57, Вып. 3, -С. 157-161.

17. ВВЭР: новый проект или ступень мощности? /Э. И. Пакх, В. А. Хрусталев, А. И. Осадчий и др. Атомная энергия 1991. т.70 вып. 2 с. 128-130.

18. Воронин Л. М. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI в. Теплоэнергетика, 2000, № 10 с. 14-18.

19. Воронин Л. М. Особенности эксплуатации и ремонта АЭС.- М.: Энергоиздат, 1981,- 168 с.

20. Вознесенский В. А., Воронин Л. М. Опыт эксплуатации и перспективы развития атомных электростанций с ВВЭР в Российской Федерации. Теплоэнергетика, 1988, № 5, С. 2-6.

21. Вопросы методологии управления безопасностью в регионах с высокорисковыми объектами. В.А. Хрусталев, А.И. Попов, Е.А. Ларин и др. Безопасность труда в промышленности, 1994, № 9,- С. 31-35.

22. Дисперсионные твэлы, в 2-х т., т. 1. Материалы и технология. М., Энергоиздат, 1982.

23. Духовенский A.C., Осадчий А.И., Хрусталев В.А. Совершенствование использования топлива в ВВЭР. Повышение эффективности атомных электростанций в перспективных энергосистемах: Межвуз. научн. сб. Сарат. политехи. ин-т, 1987 С. 58-62.

24. Ермолаев В.Ф. Повышение системной эффективности и надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР средней мощности: Автореф. дисс. канд. техн. наук -Иркутск. СЭИ СО АН СССР. 1984 22 с.

25. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. СПб.: Энергоатомиздат. 1994.с 384

26. Иванов В.А., Боровков В.М. Полиблочный принцип регулирования паротурбинных установок: АН СССР. Энергетика и транспорт 1985, №2. с 126-136.

27. Игнатенко A.A., Пыткин Ю.Н. Маневренность реакторов типа ВВЭР.- М.: Энергоатомиздат, 1985,- 83 с.

28. Клемин А.И., Тарасюк А.Ф., Зверева Г.А. Учет специфики полупиковых АЭС при выборе проектных показателей надежности их оборудования. Вопр. атомн. науки и техники, физики и технол. яд. реакт.- М.,1980, №1/10,-С. 7376.

29. Клемин А.И., Емельянов B.C., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок. Марковская модель. М.: Энергоатомиздат, 1982,- 208 с.

30. Козлитин A.M. , Попов А.И. Методы технико-экономической оценки промышленной и экологической безопасности высокорисковых объектов техносферы. Саратовский ГТУ. Саратов. 2000, 212 с.

31. Ларин Е.А. Технико-экономическая оптимизация высокотемпературных АЭС. Из-во Саратов, гос. ун-та. Саратов, 1989, -120 с.

32. Методика определения оптовых цен на новую машиностроительную продукцию производственно-технического назначения (временная).Москва, 1987, № 760 от 30.10.87.

33. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС./ Под ред. Анд-рющенко А.И. М.:- Высшая школа.- 1991.- 302 с.

34. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054- 96.2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Госсаэпиднадзор России М. 1996.

35. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Минздрав России. М. 2000, 97с.

36. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПНАЭГ-14-029-91, Москва, Энергоатомиздат, 1992г.

37. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) СП 2.6.1.799-99. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Минздрав России. М. 2000, 97 с.

38. Оценка эффективности мероприятий по снижению риска на АЭС с ВВЭР. Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.Э. Борисенков, H.A. Олейник Сб. науч. трудов .Совершенствование энергетических систем и комплексов. Изд-во СГУ, 2000, С. 82-85.

39. Окороков В.Р., Именкова С.А. Выбор оптимального покрытия суточного графика нагрузок электроэнергетических систем Энергетика. Изв. высш. учебн. заведений. 1987. № 4- С. 120-123.

40. Патент России № 2046406 «Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора» 1995 г.

41. Показатели эффективности ядерных установок в энергосистемах А.И. Анд-рющенко, В.Я. Онищенко, А.Б. Дубинин, Е.А. Ларин Известия вузов СССР -Энергетика, 1983, № 5 с. 47-51.

42. Повышение энерговыработки действующих энергоблоков АЭС с ВВЭР Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.И. Осадчий, A.C. Духовенский Теплоэнергетика, 1990, № 1 , с. 42-45.

43. Постановление Госплана СССР, ГКНТ, Госстроя, АН СССР, Госкомизобре-тений, № 12/18/61/10/2 от 20.01.84.

44. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ- 04-74. М., Атомиздат, 1997г.

45. Практическое руководство по методике оценки эффективности инвестиционных проектов АЭС. М. 1996. Минатомэнерго.

46. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 19982005 годы и на период до 2010 г., утвержденная Постановлением Правительства РФ № 815 от 21 июля 1998г.

47. Руководство по планированию и организации эвакуации населения при чрезвычайных ситуациях. М. ВНИИГОЧС-1994.

48. Рухманов Л.Н. Проблемы проектирования организации строительства АЭС Энергетическое строительство, 1988,-№ 12,-С. 15-17.бГРуденко Ю.Н., Ушаков И.А. Надежность систем энергетики. М. Энергоатом-издат. 1986.-252с.

49. Савченко В.А., Сковородько С.Н. Прекращение эксплуатации АЭС по истечению срока службы. Итоги науки и техники.: Атомная энергетика,- ВИНИТИ, М.: 1985.- Вып. 4.- 124 с.

50. Савченко В.А. Некоторые концептуальные вопросы управления сроком службы Российских энергоблоков АЭС . Теплоэнергетика, 2000, № 5 с. 2-8.

51. Состояние и перспективы обеспечения безопасности Балаковской АЭС. П.Л. Ипатов, В.И. Басов, Е.А. Ларин, В.А. Хрусталев. Безопасность труда в промышленности. 1996,- № 8.-С. 34-37.

52. Споров Д.М., Бычков Ю.Ф., Дашковский А.И. Реакторное материаловедение. Изд. 2-е, перераб. и доп., М., Атомиздат, 1997г.

53. Патент №1669310 «Способ эксплуатации бассейна выдержки и бассейн выдержки ядерного реактора». Сб. ВИНИТИ 1994г. №3

54. Стержень выгорающего поглотителя . Пояснительная записка к техническому проекту 2094.00.000ПЗ, инв. № Т3514.

55. Техническое задание на разработку технического проекта АЭС в Индии мощностью 2000 МВт, Киев, 1990.

56. Техническое задание на АЭС Ляньюньган, приложение 1 к Контракту на технический проект No LYG NPP-R-002/85-265-47100, М., 1997.

57. Хрусталев В.А., Духовенский A.C., Осадчий А.И. О новых концепциях PWR с улучшенным энергоиспользованием топлива. Атомная энергетика за рубежом, 1986, № 11 с. 17-20.

58. Хрусталев В.А. АЭС с ВВЭР в энергосистемах: пути режимной адаптации. Атомная энергия, т. 71. вып. 6,-1991 .-С.552-555.

59. Хрусталев В.А. Об оптимальном участии блоков ТЭС и АЭС в покрытии переменных графиков нагрузки. В сборнике «Энерготехн. использ. низкосорт. твердых топлив и защита окруж. среды. Саратов, 1988,- С. 104-107.

60. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Мишин В.Н. Вопросы формирования компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами. Известия вузов и энергообъединений СНГ- 1996.-№ 9,10.-С. 27-31.

61. Элемент поглощающий ПС СУЗ реактора ВВЭР-1000 увеличенной массы с повышенным сроком службы. Пояснительная записка к техническому проекту 2173.00.000ПЗ ГП МЗП, 1995.

62. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000. Ф.Я. Овчинников, В.А. Вознесенский, В.В. Семенов и др. М. Энергоатомиздат, 1992- Б-ка Эксплуатационника АЭС, вып. 12.-416 с.

63. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов/ Под ред. Ф.Я. Овчинникова .-М.: Атомиздат, 1988.- 279 с.

64. Эффективность создания корпусных реакторов с естественной циркуляцией. Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.Э. Борисенков, А.С. Духовенский. Атомная энергия, т.69. вып.4. октябрь 1990.-С.207-211.

65. NRPB recommends 15 mSv average annual dose, Nucl. News (USA), 1988, 31, №1. p. 56-60

66. Foden R.W., Lundberg P.K. The use of probabilistic analysis in the Sizewell "B" design process Implic. Probab. Risk Access: Proc. Int. Atom Energy Agency Se-win Blackpool, 18-22, March, 1985, London, New-York, 1987, 639-651.

67. The TMI-2 cleamip cost may end up less, then $ /billion/ Nucl. News (USA), 1988, 31, №6, 68a

68. Lekonen Y., Fahima Y., Combination of two spectral shift control methods for pressurised water reactors with improved power utilization. Nuclear Technology. -1984,-67,-№1.-p.46-55.

69. Заявка 253828. Франция. МКИ 621.07/08. Precede d'exlpoitation d'un reacteur necleaire modere et retroidi Par de lean legere Millot J.P. Framatome.

70. Brewer Sheldy T.C-E/s Advanced PWR for 1990sU Nucl. Eleeg. Vint-1987-32.-N 398.-c.59-60.

71. Sizewell В Power Station. Technical outline, 1995. Nuclear Electric. Suffolk.

72. Napolitano D.C. Criticality analysis of the cask drop accident. Trans. Amer. Nucl. Soc.-1989.-59.-c. 175-176.-Англ.136

73. Watts M.G. Enhancing PWR Operating Flexibility Through Variations in Moderator Temperature.-ENC'79, Conference, Hamburg, May, 6-11, 1979, Trans. Amer. Nucl. Sos., 1979, 31, 115-116.

74. Novak S. R poziadavkam na prevadzkovu pruznost jadrobychelectranzi a mozhosti ich Splenia lankovodnymi reactormi Jaderna energie, 1977, v. 23, №4, c. 121-126.