автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе МИР.М1

На правах рукописи

Ижутов Алексей Леонидович

РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР.М1

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

г. Димитровград - 2008г.

003461837

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации «Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Научный руководитель - доктор технических наук, А.Ф.Грачёв. Официальные оппоненты:

кандидат технических наук, В.А. Павшук (РНЦ «Курчатовский институт»); доктор технических наук, О.Б. Самойлов (ОАО «ОКБМ-АФРИКАНТОВ»),

Ведущая организация (предприятие): Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля.

Защита состоится: «24» февраля 2009г., в 13 часов на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в РНЦ «Курчатовский институт»

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_23» января 2009г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор В.Г. Мадеев.

Актуальность темы. В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» определены:

поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;

- постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности III и IV поколений и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет уверенного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличение экспортного потенциала.

Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надежности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и TBC, а также изучение влияния динамических характеристик реакторных установок на работоспособность твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырехгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной. Проводятся работы по обеспечению 4-х и 5-и годичных кампаний в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, соответственно, что требует повышения эксплуатационной надежности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на уровне (2-3)-10-5. Также необходимо решать задачи по улучшению технологии производства порошка диоксида урана, минимизации доспекания топливных таблеток, совершенствованию оболочечных циркониевых материалов, разработке твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители [1].

В ближайшей перспективе необходимо развернуть широкомасштабные исследования по созданию более экономичных, надежных, безопасных и конкурентоспособных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения.

Для экспериментального обоснования работоспособности твэлов в режимах нормальной эксплуатации, исследования поведения и обоснования их безопасности при отклонении параметров за рамки эксплуатационных пределов, а также определения параметров безопасной эксплуатации твэлов используются специализированные исследовательские реакторные установки и стенды. В настоящее время основным отечественным, испытательным, исследовательским реактором для обоснования работоспособности и безопасности топлива вновь создаваемых, а также совершенствования топлива существующих легководных ЯЭУ является реактор МИР.М1 [2].

При этом следует отметить, что на реакторной установке имеются петлевые экспериментальные установки со всеми перспективными типами теплоносителя. Экспериментальные возможности реактора позволяют проводить испытания элементов активных зон не только современных типов ЯЭУ, но и развернуть исследования по созданию реакторов следующего поколения. В настоящее время на реакторе МИР выполняются следующие программы исследований:

обоснование работоспособности топлива реакторов типа ВВЭР до глубины выгорания -70 МВт-сут/кги и более, в том числе, в режимах с маневрированием и циклированием мощности;

испытания твэлов реакторов типа ВВЭР с модифицированным топливом и оболочечными материалами;

реакторные испытания топлива реакторов типа ВВЭР с моделированием проектных аварийных ситуаций;

исследования поведения негерметичного топлива реакторов типа ВВЭР; Сравнительные испытания макетов твэлов по выбору конструкции и материалов твэлов транспортных водо-водяных энергетических установок;

испытания полномасштабных TBC с моделированием условий работы в штатных активных зонах новых типов транспортных ЯЭУ;

испытания топлива исследовательских реакторов на основе высокоплотного U-Mo топлива по российской и международной программе снижения обогащения топлива (RERTR).

Разрабатываются программы испытаний топлива с моделированием тяжелых аварий, а также модернизированных типов топлива для лицензирования усовершенствованных реакторов типа ВВЭР, испытания топлива реакторов типа KJTT-40 для плавучих энергоблоков, топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа Г'ТМГР.

Многопетлевой исследовательский реактор МИР.М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР.М1 имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных задач при проведении испытаний является определение тепловой мощности и выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах с учетом энерговыделения в замедлителе, конструкционных материалах и теплоносителе за счет ионизирующих излучений, сопровождающих процесс деления ядерного топлива, как в рабочих, так и экспериментальных каналах.

Представительность испытаний тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, прежде всего, определяется обеспечением заданных параметров испытаний и достоверностью их значений. Одними из наиболее важных параметров испытаний являются мощность тепловыделения и глубина выгорания топлива. При этом следует отметить, что значительное количество испытаний твэлов проводятся с целью определения допустимой глубины выгорания топлива при заданном уровне мощности и/или определения допустимого значения мощности при достижении заданного значения глубины выгорания. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность испытаний. Таким образом, актуальность работы заключается в улучшении точности и

представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов в реакторе МИР.М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.

Цель работы:

• улучшение представительности экспериментальных исследований и повышение безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 за счет повышения точности определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива.

Научная новизна:

. усовершенствование уравнений баланса энергии для повышения точности определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных TBC реактора МИР.М1 за счет учета поглощенной энергии нейтронов и фотонов в конструкционных элементах каналов и облучательных устройств;

• разработка усовершенствованных методик определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных TBC реактора МИР.М1 за счет уточнения эффектов переноса энергии нейтронами и фотонами, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• разработка методики определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с использованием специально изготовленных стандартных образцов, с учетом различного выхода Cs-137 при делении разных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

Практическая ценность работы:

• усовершенствование методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубины выгорания топлива, соответственно улучшить представительность, теплотехническую надежность и безопасность проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М 1;

• разработанные методики использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях томлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов;

• внедрение алгоритмов расчета тепловой мощности и энерговыделения топлива в рабочих каналах в информационно-измерительной системе

технологических параметров реактора позволяет рассчитывать, регистрировать, а также отображать эти параметры в цифровом и графическом виде в реальном масштабе времени операторам реактора, что улучшает условия проведения экспериментов и эксплуатации реактора.

Автор защищает:

• методику определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• усовершенствованную методику определения тепловой мощности экспериментальных TBC при испытании топлива в петлевых установках реактора МИР.М1 с водяным теплоносителем с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала;

• алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих каналах в процессе работы реактора современной электроно- вычислительной техники;

• методику определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах;

• автоматизированная установку гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов разрешением по длине активной части ~1 мм и определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1.

Апробация работы. Основные результаты работы доложены:

• на V Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, Россия, май 1997г.;

• на международной конференции «Теплофизика-2001», г. Обнинск, Россия, май 2001г.;

• на XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», г. Димитровград, Россия, июнь 2001г.;

. на 6-ой Международной тематической конференции по обращению с топливом исследовательских реакторов, Гент, Бельгия, март 2002г.;

• на отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», г. Димитровград, Россия, июнь 2004г.

Публикации. Основное содержание диссертации изложено в 8 печатных работах, всего по тематике диссертации выпущено 18 научных публикаций.

Личный вклад:

• автор разработал методические основы расчета тепловой мощности твэлов и TBC в рабочих и экспериментальных каналах реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• разработал и внедрил методики определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1, определения тепловой мощности и линейного энерговыделения в твэлах при испытании топлива в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1, определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учётом самопоглощения гамма-квантов в твэлах;

• разработал схему и участвовал в создании автоматизированной установки гамма-спектрометрических исследований твэлов;

• разработал алгоритмы и осуществлял техническое руководство при внедрении алгоритмов автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих TBC в информационно-измерительную систему реактора;

• непосредственно участвовал в проведении реакторных испытаний и послереакторных исследований топлива различного типа в реакторе МИР с использованием созданных методик в качестве ответственного исполнителя, научного или технического руководителя экспериментов.

Совместно с автором в разработке и усовершенствовании методик принимали участие сотрудниками научно-исследовательского института атомных реакторов: Овчинников В.А., Лобин C.B., Бурукин A.B., Кушнир Ю.А., Ванеев Ю.Е. и др.

Структура и объем работы. Диссертация изложена на 123 страницах машинописного текста, включая 10 рисунков, 14 таблиц, список литературы из 91 наименования, состоит из введения, 5 глав и выводов.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении приводится обоснование актуальности работы, сформулирована её цель и сущность разрабатываемых методик.

В первой главе проведен литературный обзор испытательных исследовательских реакторов, методов определения энерговыделения и выгорания топлива.

Во второй главе представлены конструктивные особенности активной зоны и экспериментальных каналов реактора МИР.М1, предназначенных для испытаний топлива ЯЭУ. Описаны средства контроля основных технологических параметров реактора и петлевых установок, методы определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах реактора.

По физической сущности реактор МИР.М1 - тепловой гетерогенный реактор с замедлителем и отражателем из металлического бериллия. Поперечное сечение реактора с основными элементами активной зоны показано на рис.1.

По конструктивному типу реактор МИР.М1 является канальным, который установлен в бассейне с водой. Каркас активной зоны сформирован из шестигранных бериллиевых блоков с размером под ключ 148,5 мм, установленных по треугольной решётке с зазорами между ними по 1,5 мм. В центральных осевых отверстиях блоков устанавливаются корпуса каналов для размещения рабочих TBC (37шт); перемещаемых, комбинированных с поглотителем, рабочих TBC (12шт); экспериментальных каналов (11шт). Направляющие трубы для размещения органов СУЗ расположены в отверстиях между соседними бериллиевыми блоками. Каждый экспериментальный канал окружён шестью каналами с рабочими TBC и (3-5) органами регулирования. Варьированием выгорания рабочих TBC при перегрузках и положением органов регулирования вокруг экспериментальных ячеек обеспечивается возможность одновременного поддержания условий испытаний практически во всех экспериментальных каналах.

Другой важной особенностью реактора МИР.М1 является то, что рабочие и экспериментальные TBC располагаются в отдельных каналах и теплоноситель подается независимо в каждый канал. На подводящих и отводящих теплоноситель трубопроводах, как рабочих, так и петлевых каналов, установлены датчики измерения давления, температуры и расхода. Таким образом, для определения тепловой мощности экспериментальных и рабочих каналов при проектировании реактора конструктивно был заложен метод теплового баланса (МТБ), основанный на измерении параметров теплоносителя на входе и выходе в каналы. В связи с тем, что активная зона реактора с рабочими и экспериментальными каналами и их подводящими и отводящими трубопроводами расположена в бассейне с водой, в методе теплового баланса для определения мощности энерговыделения каналов учитывались тепловые потери в бассейн реактора от каналов с трубопроводами. При этом постулировалось, что энерговыделение в каналах полностью обусловлено поглощенной энергией излучений генерируемых делением топлива в этих каналах, а доля остального реакторного излучения пренебрежимо мала или компенсируется уносом части энергии из канала фотонами и нейтронами. Для частных случаев, когда мощность энерговыделения, а также физический и

материальный состав каналов реактора подобен, мощность энерговыделения в каналах может отличаться не значительно от мощности тепловыделения твэлов в этих каналах. Так как при этих случаях обеспечиваются условия симметричного обмена энергией между каналами за счет фотонов и нейтронов. Известно, что при делении одного ядра урана 235 выделяется ~204 МэВ энергии из них: -165 МэВ - кинетическая энергия осколков деления, ~9 МэВ -энергия р-частиц, -5 МэВ - энергия нейтронов, ~15 МэВ - энергия мгновенного и запаздывающего у-излучений, ~10МэВ - энергия нейтрино. Длина свободного пробега осколков деления и заряженных а- и р-частиц в топливной композиции значительно меньше размеров твэлов ядерных реакторов, соответственно, их энергия полностью выделяется в объеме твэла. Нейтроны и фотоны имеют значительно большую длину свободного пробега чем размеры твэлов, поэтому они теряют энергию в пределах всей активной зоны, включая отражатель. Как видим, доля энерговыделения приходящаяся на фотоны и нейтроны составляет ~ 10 % на акт деления, поэтому в случае значительного отличия материального и физического состава каналов необходимо учитывать взаимное энерговыделение в каналах за счет проникающих компонент поглощаемой энергии реакторного излучения с учетом геометрических и физических особенностей каналов. Для наглядности можно привести следующий пример - исследование поведения топлива при глубоких выгораниях в экспериментах с моделированием режимов с циклическим изменением мощности или аварийных ситуаций, как правило, проводится в специальных инструментованных облучательных устройствах с единичными количествами твэлов с остаточным содержанием топлива при этом масса конструкционных материалов может превосходить массу делящихся изотопов на два порядка и более, поэтому в таких случаях мощность энерговыделения за счет фотонного и нейтронного реакторного излучения может существенно превосходить мощность энерговыделения за счет деления топлива в экспериментальном канале.

) - Ве - блок активной зоны ) - Ве ■ блок отражателя

- Рабочий канал

- Петлевой канал

- Канал с догрузкой

© - Стержень АЗ-КС

® - Стержень АР

О - бе - пробка активной зонь-:

О ■ Ве - пробка отражателя

@ - А! - пробка

О -тру&а СУЗ

- Ве - блок петлевого канала (м® - Ионизационная камера О ■ труба СУЗ с заглушкой

На рис. 2 представлена принципиальная схема проведения петлевых испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок (ЭТВС) в реакторе МИР на которой показан а функциональная роль и место этих методик.

Рис. 2 - Схема проведения петлевых испытаний в реакторе МИР

В третьей главе диссертации изложена усовершенствованная методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных петлевых каналах (ПК) реактора МИР.М1 на основе метода теплового баланса. Методика определения суммарной тепловой мощности твэлов в ЭТВС учитывает;

изменение энтальпии, определяемую по значениям расхода и термодинамических параметров теплоносителя ,на входе и выходе в канал;

- тепловые потери на гидравлическом тракте между точками контроля параметров на входе и выходе из ПК, которые включают конвективную и излучательную составляющие теплопередачи от канала в окружающую среду, а также изменение энтальпии за счет трения и потери давления в канале;

- радиационное тепловыделение в конструкционных материалах ПК и ОУ.

Твых

№Этвс:

Твх

Схема метода теплового баланса представлена на рис. 3.

Рис. 3 Схема МТБ Ы-лвс определяется по следующей формуле:

дг _ \г, , М _ ,у I V эт- - п .)пс + л П0Т , V г н ,

где: №.,т=М О -мощность, определяемая с использованием показаний приборов ПУ для контроля параметров теплоносителя; Л/' -/(ЛТ, Р) - приращение энтальпии; Р — давление теплоносителя на выходе из ПК; ЛТ- подогрев теплоносителя;

О = V ■ - фактический расход теплоносителя через I (К:

\>/у

О* - значение расхода по прибору;

поправка на отличие плотности воды при фактических значениях

температуры и давления от расчетной для расходомерного устройства;

^шп =/с|-(Г-Г,)- + д-,{Г-Гл)- мощность тепловых потерь в ПК на участке между

термометрами сопротивления на входе и выходе из ПК;

где: Т=Твх + А Т/2, Тб- температура воды в бассейне реактора;

NnKpa^ = кЗ-NpTBC - мощность радиационного тепловыделения в ПК,

обусловленная у-n излучением рабочих TBC (РТВС) реактора;

М°Урад = K4-NpTBC - мощность радиационного тепловыделения в

конструкционных материалах ОУ, обусловленная у-n излучением РТВС

реактора;

NTBpai - к5-Мптвс - мощность радиационного тепловыделения в элементах

конструкции О У и ПК за счет у-п излучения от твэлов ОУ;

где:

к1, к2, кЗ, к4 - эмпирические коэффициенты, определяемые экспериментально); к5 - расчетный коэффициент, определяемый с использованием программы MCU.

Относительная погрешность суммарной мощности твэлов (бМптвс) в общем случае определяется как среднеквадратичное значение погрешностей составляющих величин по формуле:

¿Мптвс +з2АТпш- +-7=1—([>*, -(Г-Гс)+л'2]2 •

^ + ^ X) ™ птж

. (г _тс)+(т-тсу ■ 1(г-т,У ■ + ДЧ] }+^ .5%, Г)

N

где: =

' "ТИС

"г.*

х = ——;

■"луж

Т1те+31<2ппк+8'к,)}"г

N ¡'ТИС

ДТртвс, Ортвс - перепад температуры и расход теплоносителя в РТВС реактора, окружающих данный ПК.

Определить коэффициенты к1, к2, кЗ можно путем статистической обработки экспериментальных данных. Ниже рассмотрен частный случай, в котором для упрощения принято, что к1=0 (как показывает опыт проведения экспериментов, такое допущение приемлемо).

Для получения массива первичной информации могут использоваться различные варианты стационарных режимов по мощности окружения и по

температуре теплоносителя. Также возможны режимы с изменяющимися параметрами.

Возможны два метода получения экспериментальных данных: проводить эксперименты с пустым каналом, в случае, если основная доля энерговыделения - в корпусе канала; при этом доля вклада в энерговыделение в конструкционных материалах ОУ, определяется расчетным методом; проводить эксперименты с устройствами без твэлов, в случае если в ОУ большое количество конструкционных материалов, то есть энерговыделение в конструкционных материалах ОУ соизмеримо с энерговыделением в массивном корпусе канала.

В последнем случае для получения значения энерговыделения в конструкционных материалах ОУ можно изготовить имитатор ОУ, в котором будет сымитировано распределение материалов. Затем полученные экспериментальные данные по соотношению мощностей энерговыделения в корпусе ПК и материалах ОУ сравниваются с расчетом по программе МСи. Если совпадение будет удовлетворительным, то в дальнейшем допускается отказаться от дорогостоящих экспериментов и значение энерговыделения в конструкционных материалах ОУ получать путем расчетов. При проведении экспериментов ИИС петель регистрируются температуры входа и выхода, давление и расход теплоносителя. Значения мощности РТВС окружения ПК в настоящее время регистрируются ИИС реактора.

Данные, полученные в ходе эксперимента с ОУ без твэлов аппроксимируются методом наименьших квадратов эмпирической зависимостью вида:

д = ■ -кг-{Т-Т0)^ где разность энтальпий на входе в канал и на выходе из канала, кДж/кг; С)- расход теплоносителя через канал, кг/с; кЗ-коэффициент пропорциональности между мощностью энерговыделения и мощностью окружения, кВт/МВт; Ыртвс - средняя мощность окружения, МВт; к2 - коэффициент пропорциональности между мощностью тепловых потерь и разностью между средней температурой теплоносителя и температурой воды в бассейне, кВт/ОС; Т - средняя температура теплоносителя Т=(Твх+Твых)/2, ОС.

Принимается : Р =А' • б = • -кг-(Т-Тб) =ртщ. Находятся частные производные функции Р по коэффициентам кЗ и к2 и приравниваются к нулю:

\к}*£и,.т:*(Т -Т^ + к^Т -Т,У^(Т -тв)*ы*а

Решая полученную систему уравнений, находятся искомые коэффициенты. Погрешности определения мощности тепловых потерь и энерговыделения в конструкционных материалах находят как среднеквадратичные отклонения расчетных от значений, определяемых с помощью показаний приборов (ЛЬв), на массиве зарегистрированных параметров при проведении эксперимента.

В данной методике кроме измеряемых параметров для определения фотонной и нейтронной составляющих энерговыделения, в качестве переменной величины используется Ыртвс ( средняя мощность рабочих TBC, окружающих этот канал), которая определяется расчетно-экспсриментальным методом

В четвертой главе представлена усовершенствованная методика определения мощности реактора МИР.М1, мощности каждой рабочей TBC и глубины выгорания топлива в них, также основанная на использовании усовершенствованного метода теплового баланса.

По измеренным значениям теплотехнических параметров теплоносителя (воды) в каждом из каналов рассчитывают тепловую мощность канала N„.„„ (где: п.пп - индекс канала), используя разность энтальпий на выходе из канала in.nn и на входе в него i(o), а также массовый расход G„ пп теплоносителя через канал. Так как штатная точка измерения температуры теплоносителя на выходе из канала отнесена от непосредственного выхода на заметное расстояние, причем, трубопровод контура погружен в бассейн реактора, часть тепла контура ANn „„ теряется в бассейне., Указанную потерю части тепла учитывают при помощи коэффициента К] тепловых потерь, численное значение которого устанавливают в специальном эксперименте.

В отличие от раннее использовавшихся методик, расчет тепловых потерь производится для каждого канала индивидуально с учетом температуры на выходе из этого канала и кроме этого мощность энерговыделения Nn.nn в канале рассчитывается, с учетом уноса энергии нейтронами и гамма-излучением за пределы канала.

Тепловую мощность Nn.nn канала в кВт рассчитывают по формуле: N„.m=C£p[tnJl)-t(0)]Gn.m + Ш„„„,

где: С)-пересчетный коэффициент, численное значение которого принимают равным Ci=l,163 [1]; при этом значение Nll nn получают в киловаттах (кВт); CD(t)~ среднее значение удельной теплоемкости теплоносителя (воды) в диапазоне изменения его рабочих параметров (температура, давление). При расчёте принимают Cp(t) = 1,002 ккал/кг.град = (4,195 кДж/кг.град). Допускаемая при использовании указанного значения погрешность не превышает 0,5% [1];

t„.n„- значение температуры теплоносителя на выходе из канала с индексом п.пп, °С, измеренное в штатной точке измерения;

t(0) - значение температуры теплоносителя на входе в каналы после холодного коллектора (ХК), °С;

Gn.nn - массовый расход теплоносителя через канал, кч/ч; AN„.,m - мощность тепловых потерь в бассейне аппарата от трубопроводов с теплоносителем канала п.пп на участке от штатной точки измерения температуры на входе в канал до штатной точки измерения температуры на выходе из канала, кВт.

Значение температуры t(0) рассчитывают по измеренным в штатных точках измерения значениям температуры tx„ и объемного расхода QXK теплоносителя на входных "нитках" холодного коллектора по формуле:

t(0) = (Qxiti " tx.«l+QxK2 "Чд) (Qxk1+Qxk2)

где: индексы 1 и 2 обозначают, соответственно, 1-ю и 2-ю "нитки" коллектора. Значение расхода Gn.nn рассчитывают по формуле:

G„r.n ~ p(t)Qn.nn,

где: p(t)-среднее значение плотности теплоносителя (воды) в рабочих диапазонах изменения .температуры и давления в каналах, указанных в разд. 1;

Значение ANlinn мощности тепловых потерь рассчитывают, используя соотношение,

ANnM=Klnn„( t6),

где: К1 г,[,„-коэффициент тепловых потерь от трубопровода канала в бассейн реактора на участке между штатными точками измерения температуры теплоносителя на входе и выходе из канала п.пп, кВт/град; численные значения коэффициентов К1п.пп определяют в специальном реакторном эксперименте при метрологической аттестации методики; tn.nn - средняя температура теплоносителя в канале, °С значение которой рассчитывают по формуле:

, - WnO) + t(0).

>п.пп 2 '

t6- средняя температура теплоносителя в бассейне аппарата, °С, значение которой рассчитывают по формуле:

Wai-Qex.Sl + tbx.62 Qbx.02 f

~ Л ' L вых.б J

vbx.61 + vbx.62

где: tax 6b tBX б2 - измеренные в штатных тачках измерения значения температуры теплоносителя на входе в бассейн аппарата соответственно в 1-й и 2-й "нитках" трубопровода, °С;

Qbx6i, Qbx.62 - измеренные в штатных точках намерения значения расходов теплоносителя на входе в бассейн соответственно по 1-й и 2-й "ниткам" трубопровода, м3/ч;

tnux.6- значение температуры теплоносителя на выходе из бассейна, измеренное в штатной точке измерения, °С.

Мощность энерговыделения Nn пп в канале (как в рабочем, так и в канале с догрузкой) рассчитывают, учитывая унос энергии нейтронами и гамма-излучением за пределы канала. Для расчета используют соотношение

N3n.nn = Kl'Nn.nn,

где: К2 - коэффициент поправки на радиационные потери, отн.ед., численное значение коэффициента К2 определяют в специальном реакторном эксперименте.

Энерговыработку в канале W„.m, рассчитывают нарастающим итогом в виде суммы

m

Wn.nn(t) = C2£NL„G). j-1

где: С2-расчетная константа, численное значение которой зависит от периодичности расчета значений N3n nn; при длительности периода т = 10 минут (отрезок времени между предыдущим и последующим расчетами) С2=10"2 (отн.ед.), при этом энерговыработка, рассчитываемая по формуле (10), получается в МВт.мин. j - индекс суммированиям j=l,2,...m;

m - количество периодов с длительностью т с момента выхода реактора на мощность до момента текущего времени t.

Количество выгоревшего в TBC канала п.пп топлива Мп пп с момента выхода реактора на мощность до момента времени t рассчитывают по значению энерговыработки Wn пп, используя соотношение:

Mn.nn^Cß'Wn rm

где: С3-расчетная константа, численное значение которой зависит от длительности периода т.

Интегральную балансовую тепловую мощность реактора NpS (в дальнейшем, балансовую TMP) рассчитывают по тепловому балансу в 1-м контуре охлаждения а.з. и в контуре охлаждения бассейна (КОБ) реактора.

Температуры воды в нитках на входе и выходе бассейна,

tut fil Z. i«hT* б

-t

Объемные расходы

теплоносителя в нитках 1,2 на входе в бассейн. О- ?

Константа

Плотность теплон. р

Усреднение

Расчет средней температуры теплоносителя в бассейне, te

Температура теплоносителя в нитках 1,2 на входе вХК,

Объем нь1е расходы

теплоносителя в нитках 1,2 на входе

BXK,0„,.0v„7

Объемные расходы теплоносителя в каналах, Qn.nn

Температура теплоносителя на выходе из канала, tn.nn

Расчет температуры на входе в каналы.

МА

Реакторные эксперименты

Константа

К1

Константа

K2

Расчет средней температуры теплоносителя в канале, tn.nn

Расчет потерь тепла от канала в бассейне, Nn.nn

Констант

Расчет поправочного коэффициента,

Расчет массового расхода, Gn.nn

Константа

Теплоемкость теплоносителя,

Расчет разности энтальпий,

in ш - ¡(о)

1

Расчет тепловой мощности канала, Nn.nn

Константа энерговыработки

Мощность энерговыделения в PK, N'n.nn

Запись значения в память Nn.nn ч/з 10

Расчет суммарной TMP

Константа Выгорания

Расчет энерговыработки канала нарастающим

Расчет выгорания топлива в TBC канала, Мп.пп

Запись в память значений выгорания за 6 час. (смену)

Рис.4. Блок-схема расчета энерговыделения и выгорания топлива в TBC

РУ МИР

Мощность теплосъема Nik 1-м контуром реактора рассчитывают по формуле:

N,k^C5 [Krt(0)}QMl+{t,,rt(0)j Q,k2}],

где: tiKh tX2 - измеренные в штатных точках измерения значения температуры

теплоносителя соответственно в 1-м и 2-м горячих коллекторах, °С;

Qai, 0,гк? - значения объемных расходов теплоносителя соответственно через 1 -

й и 2-й горячие коллекторы, м3/ч, измеренные в штатных точках измерения

расхода;

Cj- расчетная константа, учитывающая плотность и теплоемкость теплоносителя с упрощающими допущениями, указанными в разд.4, п.4.1; при расчете принимают С5=1,133х10'3 Дж/м3.град, при этом значение Дополучают в МВт.

Мощность теплосъема КОБ Nko5 рассчитывают по формуле:

N„o6= С6[0шх.б- hx.6l)x {2т.б1 + 0бых.б- tex.62)xQex.6zj где: Q- расчетная константа; Cg-I,J5-fxJ0'3 Дж/м3;

(еых.6-значение температуры теплоносителя на выходе из бассейна реактора, измеренное в штатной точке измерения, °С;

tex ßi, ta,2 - значения температуры теплоносителя на входе в бассейн реактора соответственно по 1-й и 2-й "ниткам" контура, измеренные в штатных точках измерения, °С;

Qex.6h О.ex.62 - значения объемного расхода теплоносителя соответственно по 1 -й и 2-й входным "ниткам" контура бассейна, измеренные в штатных точках измерения расхода, м3/ч.

При использовании указанного выше значения константы Сб значение NKOr, получают в МВт.

Значение интегральной балансовой TMP Np6 рассчитывают как сумму

Np6=N,k+Nko6 , МВт.

При оценке погрешностей расчета принимают во внимание не только не исключенные остатки систематических погрешностей при измерении теплотехнических параметров теплоносителя (расход, температура), а также погрешности, обусловленные упрощенными усреднениями значений теплоемкости и плотности теплоносителя (воды) в рабочих диапазонах температур и давлений. Последние из упомянутых погрешностей также рассматривают как систематические.

Проведена оценка и анализ погрешностей определения энерговыделения в каналах и мощности реактора и показано, что случайные погрешности при измерении параметров теплоносителя малы по сравнению с систематическими. Поэтому погрешности, в основном, определяются точностью регистрации основных технологических параметров теплоносителя, соответственно, для снижения погрешностей необходимо улучшение характеристик измерительных

каналов, повышение качества технического обслуживания. Кроме этого постоянная составляющая систематической погрешности может быть определена в подготовительных реакторных экспериментах и впоследствии учтена в виде поправок к значениям измеряемых параметров.

Пятая глава посвящена установке и методике гамма-спектрометических исследований облученных твэлов для определения распределений продуктов деления и выгорания топлива в твэлах. Приводится описание разработанной в рамках диссертационной работы автоматизированной гамма-спектрометрической установки с программным управлением от ЭВМ. Гамма-сканирование твэлов, включая перемещение твэлов, проведение измерений, обработку и хранение спектрометрической информации, производится в автоматическом режиме по заданной программе, причем управляющие параметры программы доступны для корректировки оператором.

Регистрация гамма-излучения от коллимированного участка твэла с минимальной шириной щели 1 мм проводится с помощью спектрометра с полупроводниковым детектором, энергетический диапазон анализируемого излучения от 50 кэВ до 2800 кэВ, максимальная длина активной части твэлов не более 1800 мм. Результаты распределения продуктов деления по длине активной части используются для расчетного определения энерговыделения и глубины выгорания топлива на единичной длине твэлов по известным значениям энерговыделения и мощности, определяемым по методикам, изложенным во 2 и 3 разделах.

Для определения абсолютных значений накоплений осколков деления на единичной длине твэлов была разработана методика, основанная на измерении интенсивности гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ, испускаемых при радиоактивном распаде Ва-137т (дочернего изотопа в цепочке распада С5-137), в стандартном образце с известным накоплением осколков и в исследуемом твэле, В отличие от ранее использовавшихся методик, были изготовлены стандартные образцы для различных типов твэлов и была разработана процедура учета эффекта самопоглощения гамма излучения в различных тинах твэлов.

Интенсивность гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ, обусловленных твэлами или СОП, рассчитывают по следующей формуле:

. „та(соп) „ф

^в(соп) __^___________^

„.тв(соп•),, ,, '

°ген О ген °гепчген

где £в(сш> - площадь ППП гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ при измерении, соответственно, твэла или СОП, ими;

5'л,,,11(СОи> - площадь генераторного пика при измерении, соответственно, твэла или СОП, имп;

З1' - площадь ППП гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ при измерении фона, имп;

- площадь генераторного пика при измерении фона, имп; /ген - частота генераторного пика, Гц.

Содержание осколков деления в исследуемом твэле без учета изменения коэффициента самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ из-за деления тяжелых атомов рассчитывается по следующему соотношению:

1 1 1-гС0П

Ш сэфф 1с0П ° (ктв)°

где: £,фф = I,- (s?g!" + sfg,6)-эффективный массовый выход Cs-137 на 1 акт деления тяжелых атомов, отн.ед.;

еГ , ¿¡6 - кумулятивный выход атомов Cs-137 на 1 акт деления i-ro тяжелого атома (U-235, U-238, Ри-239, Ри-241), ота.ед. (таблица 8.2.); g Г, g ? - Доля делений i-ro тяжелого атома соответственно тепловыми (т) или быстрыми (б) нейтронами, которые рассчитываются с помощью программ типа MCU;

А -, - массовое число разделившегося тяжелого элемента;

т0соп - содержание Cs-137 на единичной длине активной части СОП на

момент аттестации, г/см;

к: = e ir'"3M' lc"n> - коэффициент поправки на распад Cs-137 в СОП с момента аттестации (tco„) до момента измерения (t„JM);

(tUM - tcon) ~ период времени с момента аттестации до момента измерения, сут; X = 6,29027х-10'5 сут'1 - постоянная распада Cs-137, сопровождаемая вылетом гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ [3];

к2=Ты Я/ 2 r&e-K*3»^ _-X{tu3M4j-\)) _ поправка на распад Cs.l37 в

у=1

измеряемом твэле, отн. ед.;

Тм - суммарное время работы на мощности измеряемого твэла, сут:

к

§ - ] при Nj >0; 5=0 при Nj =0;

¿-количество кусочно-постоянных по мощности энерговыделения участков твэла во время испытаний;

j={l,...,k} - индекс соответствующий этапу испытаний; tj - момент времени, соответствующий завершению j-ro и началу j+1 этапа испытаний; N,/

п,= относительная мощность твэла на измеряемом участке на i-ом этапе испытаний, отн.ед.;

Ы/-погонная тепловая мощность твэла на измеряемом участке на ¡-ом этапе, кВт/м;

- к -I._,)

N = £ —1—----средняя во время испытаний погонная мощность твэла на

И % измеряемом участке, кВт/м;

КсС0и - фактор самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ в СОП; (Кств)° - фактор самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ в исследуемом твэле при глубине выгорания тяжелых атомов 0%.

Факторы самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ в СОП и твэле рассчитываются, как отношение интенсивности данного излучения в месте установки детектора с учетом ослабления к интенсивности - без учета ослабления его материалами, входящими в состав СОП и твэла. В общем виде фактор самопоглощения для цилиндрического источника можно представить следующим выражением:

ЯЬт

I. - <""'2' +р +ь -2рЬс05Ч

Кг — п 1. п

р<1-рс1ф(17 0(,1г2 +-рг +Ь2 -2рЬсозф

яь-

где:

р - рбссмр-лД (р'+Ь -2рЪсо&ф)~ р-Ь~ ып © -;———:-

----v-----+р- +Ь -2рЬсов(р ,

р +Ь~-2рЬсо$<р

Табл.1. Кумулятивный выход атомов Сз-137 на 1 акт деления основных делящихся нуклидов в %

Нуклид Выход атомов Сб-137 на 1 акт деления тепловыми (ет) и быстрыми (£°) нейтронами

£т 86

и-233 6.8194 6.6381

и-235 6.2685 6.2032

и-236 - 6.1288

и -238 - 6.0907

Нр-237 - 6.3049

Ри-239 6.7274 6.5049

Ри-240 - 6.4928

Ри-241 6.9346 6.6277

Ри-242 - 6.4304

По полученному значению рпП) рассчитывается фактор самопоглощеия (кс"')' и уточняется содержание осколков деления в твэле:

Ptb PXB^j,.

Доверительную границу результата измерений определяют по формуле

Д(Р)=к[е(Р)+е(Р)],

где: к - коэффициент, зависящий от доверительной вероятности Р и от отношения S; систематической и случайной погрешностей; е(Р), б(Р) - соответственно границы случайной погрешности и не исключенных остатков систематических погрешностей.

В результате метрологической аттестации методики гамма-спектрометрического определения линейной плотности продуктов деления установлено, что в диапазоне линейной плотности от 63 до 213 мг/см доверительные границы относительной погрешности не превышают 7%. Основной вклад в погрешность линейной плотности вносит погрешность констант эффективного выхода продуктов деления, которая составляет 5%.

Основные результаты и выводы

1. Обоснована необходимость учета всех компонент поглощающей энергии в расчетах энерговыделения и тепловыделения в активной зоне реактора МИР. 1. Предложен усовершенствованный метод определения мощности тепловыделения и энерговыделения твэлов в экспериментальных и рабочих каналах реактора МИР.М1 с учётом взаимного влияния фотонного и нейтронного излучений, создаваемых рабочими тепловыделяющими сборками (TBC) реактора и самими экспериментальными твэлами.

2. Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и линейного энерговыделения твэлов в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1 с учетом эффектов нейтронного и фотонного излучений. Проведен анализ систематических и случайных погрешностей и определены их доверительные границы. Разработаны способы поверки измерительных каналов контроля основных технологических параметров водяных петлевых установок, и способы минимизации систематических составляющих погрешностей измерений.

3. Создана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1 с более точным учетов теплообмена с бассейном реактора и элементами активной зоны за счет фотонного и нейтронных излучений. Разработаны алгоритмы расчетов этих параметров и реализован их контроль в режиме реального времени в модернизированной информационно- измерительной системе реактора. Внедрение методики позволило повысить точность контроля указанных параметров и улучшить эксплуатационные характеристики рабочих TBC., а

также точность определения энерговыделения в TBC в экспериментальных каналах.

4. Разработана и создана автоматизированная установка гамма-сканирования облученных твэлов для исследований распределений энерговыделения и осколков деления с разрешением по длине активной части ~ 1 мм, а также для определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1. Разработана методика определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с учетом самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

5. Внедрение методик позволило снизить погрешности определения тепловой

' мощности твэлов и глубину выгорания топлива при проведении испытаний в реакторе МИР .Ml, улучшить представительность исследований и повысить безопасность испытаний и эксплуатации реактора МИР.М 1.

Список опубликованных работ по теме диссертации:

1. А.Л. Ижутов, Ю.А. Кушнир. Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР.М1. Per. №74-94 ЦСМ, НИИАР, Димитровград, 1994. Государственный регистр методик «Информрегистр» под №0229804912.

2. А.Л. Ижутов, Н.П. Матвеев, В.А. Овчинников. Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР.М 1 . Per. №41-95, НИИАР, Димитровград, 1995. ЦСМ. Государственный регистр методик «Информрегистр» под №0229804912.

3. А.Л. Ижутов, C.B. Лобин, В.А. Овчинников и др. Методика определения содержания продуктов деления на единичной длине активной части облученных твэлов гамма-спектрометрическим способом. МВИ №72-91, НИИАР, Димитровград, 1991. Государственный регистр методик «Информрегистр» под №0229804912.

4. A.B. Бурукин, А.Л. Ижутов, A.A. Кашкиров и др. Совершенствование методик петлевых испытаний твэлов в реакторе МИР. Сборник докладов отраслевого координационного научно-технического совета (КНТС) по радиационному материаловедению. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1999.

5. А.Л. Ижутов, Ю.Н. Исаев, A.B. Туктабиев. «Устройство для облучения в ядерном реакторе». Патент на полезную модель №17815, 2000 г.

6. А.Л. Ижутов, В.А. Овчинников. «Основные направления работ и технико-методические возможности для испытаний топливных элементов на реакторе МИР», XII ежегодная конференция Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград, Россия, 25-29 июня 2001г.

7. А.В. Бунаков, AJI. Ижутов «Верификация расчетной модели реактора МИР .Ml по коду улучшенной оценки RELAP5/MOD3.2», Труды конференции «Теплофизика-2001» Обнинск, Россия, май 2001 г.

8. A.F.Grachev, A.L.Ijoutov, A.E.Novoselov et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience", 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21,2002.

9. A.F. Grachev, A.L. Ijoutov, A.L. Malkov et al. "Experimental capabilities of the MIR reactor for testing and qualification of research reactors fuel", 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ex-an-Provence, France, March 9-12,2003.

10. A.Jl. Ижутов, B.B. Калыгин, B.M. Махин, M.H. Святкин. «Испытания в реакторе МИР твэлов водоохлаждаемых реакторов в режимах аварий с потерей теплоносителя (методические вопросы)». Доклад на VII Российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, Россия, 812 сентября 2003г.

11. A.F. Grachev, A.L. Ijoutov, V.V. Kalygin et al. "Core safety increase and the MIR reactor operating life prolongation", 8th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Munchen, Germany, March 21-2 4, 2004.

12. A.L. Izhutov, N.G. Gataulin et al. "Conditions and preliminary results of low enrichment U-Mo pin type fuel testing in the MIR reactor" Proceedings of the 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Testing Reactors", Chicago, USA, October 5-10,2003.

13. А.Л. Ижутов, B.B. Калыгин, А.П. Малков. Способ эксплуатации исследовательского реактора.Патент на изобретение №2292093. Заявка №2005101868 . Приоритет от 26.01.05.

14. А.Л. Ижутов, С.А. Ильенко, В.В. Калыгин и др. Методы испытаний топлива реакторов типа ВВЭР в переходных и аварийных режимах. «Известия вузов. Ядерная энергетика», 2007, №3, вып.1, стр. 83-91.

Подписано в печать 23.01.09. Формат 60x84/16. Усл.печ.л. 1,4. Тираж 50 экз. Заказ 65.

Отпечатано в Открытом акционерном обществе «Государственный научный центр -Научно-исследовательский институт атомных реакторов» 433510, г. Димитровград-10 Ульяновской области

Перечень сокращений.

Введение. Общая характеристика работы.

Глава 1. Обзор литературы.

1.1. Основные типы и характеристики испытательных реакторов.

1.2. Методы определения тепловой мощности, энерговыделения в исследовательских реакторах.

1.3. Методы экспериментального определения выгорания топлива ядерных реакторов неразрушающими методами.

Актуальность

В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» определены:

• поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;

• постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности III и IV поколений и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет уверенного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличение экспортного потенциала.

Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надежности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и TBC, а также изучение влияния динамических характеристик реакторных установок на работоспособность твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырехгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной. Проводятся работы по обеспечению 4-х и 5-и годичных кампаний в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, соответственно, что требует повышения эксплуатационной надежности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на уровне (2-3)-10'5. Также необходимо решать задачи по улучшению технологии производства порошка диоксида урана, минимизации доспекания топливных таблеток, совершенствованию оболочечных циркониевых материалов, разработке твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители [1].

В ближайшей перспективе необходимо развернуть широкомасштабные исследования по созданию более экономичных, надежных, безопасных и конкурентоспособных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения.

Для экспериментального обоснования работоспособности твэлов в режимах нормальной эксплуатации, исследования поведения и обоснования их безопасности при отклонении параметров за рамки эксплуатационных пределов, а также определения параметров безопасной эксплуатации твэлов используются специализированные исследовательские реакторные установки и стенды. В настоящее время основным отечественным, испытательным, исследовательским реактором для обоснования работоспособности и безопасности топлива вновь создаваемых, а также совершенствования топлива существующих легководных ЯЭУ является реактор МИР.М1 [2]. При этом следует отметить, что на реакторной установке имеются петлевые экспериментальные установки со всеми перспективными типами теплоносителя. Экспериментальные возможности реактора позволяют проводить испытания элементов активных зон не только современных типов ЯЭУ, но и развернуть исследования по созданию реакторов следующего поколения. В настоящее время на реакторе МИР выполняются следующие программы исследований:

• обоснование работоспособности топлива реакторов типа ВВЭР до глубины выгорания ~70 МВт-сут/кг11 и более, в том числе, в режимах с маневрированием и циклированием мощности;

• испытания твэлов реакторов типа ВВЭР с модифицированным топливом и обо л очечными материалами;

• реакторные испытания топлива реакторов типа ВВЭР с моделированием проектных аварийных ситуаций;

• исследования поведения негерметичного топлива реакторов типа ВВЭР;

• сравнительные испытания макетов твэлов по выбору конструкции и материалов твэлов транспортных водо-водяных энергетических установок;

• испытания полномасштабных TBC с моделированием условий работы в штатных активных зонах новых типов транспортных ЯЭУ;

• испытания топлива исследовательских реакторов на основе высокоплотного U-Mo топлива по российской и международной программе снижения обогащения топлива (RERTR). Разрабатываются программы испытаний топлива с моделированием тяжелых аварий, а также модернизированных типов топлива для лицензирования усовершенствованных реакторов типа ВВЭР, испытания топлива реакторов типа КЛТ-40 для плавучих энергоблоков, топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа ГТМГР.

Многопетлевой исследовательский реактор МИР.М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР.М1 имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных задач при проведении испытаний является определение тепловой мощности и выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах с учетом энерговыделения в замедлителе, конструкционных материалах и теплоносителе за счет ионизирующих излучений, сопровождающих процесс деления ядерного топлива, как в рабочих, так и экспериментальных каналах.

Представительность испытаний тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, прежде всего, определяется обеспечением заданных параметров испытаний и достоверностью их значений. Одними из наиболее важных параметров испытаний являются мощность тепловыделения и глубина выгорания топлива. Следует отметить, что значительное количество испытаний твэлов проводятся с целью определения допустимой глубины выгорания топлива при заданном уровне мощности и/или определения допустимого значения мощности при достижении заданного значения глубины выгорания. Известно, что топливная составляющая стоимости производства электроэнергии на АЭС составляет ~15% [1], поэтому уточнение допустимого предела выгорания топлива даже на 1% может обеспечить значительный экономический эффект. Вследствие неопределенности значений выгорания отработавшего топлива на АЭС существует так называемая проблема «кредита выгорания», суть которой заключается в том, хранилища отработавшего топлива в настоящее время обеспечивают условия безопасности, как для свежего топлива. В конечном итоге это приводит к снижению допустимого количества отработавших сборок в хранилищах и, соответственно, к значительным экономическим издержкам при хранении топлива. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность эксплуатации топлива. В настоящее время в качестве одного из путей повышения эффективности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 рассматривается снижение излишнего запаса теплотехнической надежности на ~10%, при решении такой задачи необходимо экспериментально обосновать возможность эксплуатации топлива при тепловых нагрузках больших на 10%, чем обосновано к настоящему времени. При экспериментальном обосновании увеличения допустимой мощности на 10% саму мощность в экспериментах необходимо определять с более высокой точностью. Для обоснования работоспособности топлива в таких режимах необходимо выполнить комплекс факторных экспериментов с инструментованными облучательными устройствам, как правило, с одиночными твэлами, имеющими достаточно глубокую глубину выгорания. Как правило, тепловая мощность находится в пределах от 50 до 200 кВт. Штатные методики контроля тепловой мощности твэлов при значениях мощности в диапазоне от 500 до 1000 кВт в экспериментальных каналах могут обеспечить погрешности на уровне ~10%. Таким образом, актуальность работы заключается в повышении точности определения основных эксплуатационных характеристик топлива, а именно, глубины выгорания и допустимых тепловых нагрузок, в улучшении представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.

Цель работы:

• улучшение представительности экспериментальных исследований и повышение безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 за счет повышения точности определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива.

Научная новизна:

• усовершенствование уравнений баланса энергии для повышения точности определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных TBC реактора МИР.М1 за счет учета поглощенной энергии нейтронов и фотонов в конструкционных элементах каналов и облучательных устройств;

• разработка усовершенствованных методик определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных TBC реактора МИР.М1 за счет уточнения эффектов переноса энергии нейтронами и фотонами, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• разработка методики определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с использованием специально изготовленных стандартных образцов, с учетом различного выхода 137Cs при делении разных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

Практическая ценность работы:

• усовершенствование методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубины выгорания топлива, соответственно улучшить представительность, теплотехническую надежность и безопасность проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1;

• разработанные методики использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов;

• внедрение алгоритмов расчета тепловой мощности и энерговыделения топлива в рабочих каналах в информационно-измерительной системе технологических параметров реактора позволяет рассчитывать, регистрировать, а также отображать эти параметры в цифровом и графическом виде в реальном масштабе времени операторам реактора, что улучшает условия проведения экспериментов и эксплуатации реактора.

Основные положения, выносимые на защиту:

• методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• усовершенствованная методика определения тепловой мощности экспериментальных TBC при испытании топлива в петлевых установках реактора МИР.М1 с водяным теплоносителем с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала;

• алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих каналах в процессе работы реактора современной электроно-вычислительной техники;

• методика определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах;

• автоматизированная установка гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов разрешением по длине активной части ~1 мм и определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1.

Личный вклад автора:

• автор разработал методические основы расчета тепловой мощности твэлов и TBC в рабочих и экспериментальных каналах реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• разработал и внедрил методики определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1, определения тепловой мощности и линейного энерговыделения в твэлах при испытании топлива в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1, определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учётом самопоглощения гамма-квантов в твэлах;

• разработал схему и участвовал в создании автоматизированной установки гамма-спектрометрических исследований твэлов;

• разработал алгоритмы и осуществлял техническое руководство при внедрении алгоритмов автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих TBC в информационно-измерительную систему реактора;

• непосредственно участвовал в проведении реакторных испытаний и послереакторных исследований топлива различного типа в реакторе МИР с использованием созданных методик в качестве ответственного исполнителя, научного или технического руководителя экспериментов.

Основные результаты работы изложены в 18 научных публикациях. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, изложенных на 123 страницах текста. Работа включает 10 рисунков, 14 таблиц и список литературы из 91 наименования.

Заключение

• Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора. Использование методики позволило повысить точность определения указанных параметров, эксплуатационную надежность рабочих TBC, безопасность работы реактора. Оцененные границы погрешности определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC находятся в пределах -4,7%.

• Составлены алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и выгорания топлива в рабочих TBC для информационно-измерительной системы реактора. Контроль указанных параметров в реальном масштабе времени позволил улучшить условия проведения экспериментальных работ и эксплуатации реактора.

• Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности экспериментальных TBC (ЭТВС) при испытании топлива в каналах водных петлевых установок реактора МИР.М1 с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала. Внедрение методики позволило повысить точность определения параметров испытаний, улучшить представительность и безопасность проведения испытаний при относительно низких значениях тепловой мощности в диапазоне от -50 до 500 кВт. Оцененные границы погрешности определения тепловой мощности ЭТВС при значениях >100 кВт составляют -4, 2% и при значениях >500 кВт не превышают 2,0%.

• Создана автоматизированная установка гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов экспериментальных и рабочих TBC в защитной камере реактора МИР.М1. Установка позволяет измерять в непрерывном режиме протяжки интегральную интенсивность гамма-излучения и спектры гамма-квантов по длине твэлов с любым заданным шагом перемещения относительно коллиматора в энергетическом

115 диапазоне от 50 кэВ до 2800 кэВ. Максимальная длина активной части твзлов до 1800 мм, диаметр облученных изделий до 70 мм.

• Разработана методика определения накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с использованием стандартных образцов и с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и фактора самопоглощения фотонного излучения в твэлах. Изготовлены стандартные образцы и проведена метрологическая аттестация методики, доверительные границы погрешности определения линейного накопления осколков деления находятся в пределах 7%.

• Разработанные методики внедрены и используются при испытаниях и исследованиях твэлов различных типов в реакторе МИР.М1, методики и устройства использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов.

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XX1.века. Основные положения: Министерство РФ по атомной энергии, Москва, 2000.

2. Г. А. Бать, А.С. Коченов, Л.П. Кабанов. Исследовательские ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1972.

3. W. Wiesenack, Е. Kolstad. OECD Halden Reactor Project Fuel testing capabilities and Irradiation Techniques and Examples of Fuel Behavior and high Burn-up Effects. ANL-HRP Seminar, Argonne, USA, 1996.

4. B.A. Цыканов, Б.В. Самсонов. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком., М., Атомиздат, 1973.

5. J. Chatoux, et al. Siloe and Osiris. Доклад P/47, Труды 3-ей международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях, Женева, Швейцария, 1964.

6. D.R. de Boisblanc et al. NRTS Advanced Test Reactor. Доклад P/223, Труды 3-ей международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях. Женева, Швейцария, 1964.

7. С. Joly, J. Guides, et al. "OSIRIS Twenty seven of Experiments in a Multipurpose Research Reactor" IAEA Meeting, Budapest, November 22-26, 1993.

8. J-M. Baugnet, F. Leonard. Past, present and future uses of the BR-2 materials testing reactor. IAEA Seminar on Applied Research and Service Activities for Research Reactors Operations. Copenhagen, Denmark, September 9-13, 1985.

9. M. Crounes, С. Graslund and К. Skold. Studsvik's R2 Reactor Review of the Work at a multi-purpose Research Reactor. International Symposium on Research Reactors, ISRR-1988, Hsichu, Taiwan, Roc, December 6-9, 1988.

10. В.И. Владимиров. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1976.

11. Ю.А. Кушнир и др. Методика расчета тепловой мощности реактора СМ. Per. №42-94 ЦСМ, 1994г.

12. Ю.А. Кушнир, и др. Методика расчета тепловой мощности реакторов РБТ-10/1,2 Per. №689-94 ЦСМ, 1994г.

13. Ю.А. Кушнир. Методика расчета тепловой мощности реактора БОР-бО. Per. №201-94 ЦСМ, 1994г.

14. Краснов Ю.А., Малков А.П., Пименов В.В., Пименова О.В. Расчетно-экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ. Сборник трудов ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", вып. 3. с. 52-63. Димитровград, 2002.

15. Программа MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, вып. 3. с.55-62. М., 2001.

16. М.С. Юдкевич. Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании. Препринт. ИАЭ-6048/5. М., 1997.

17. В.А. Цыканов, Б.В. Самсонов. Методы испытания материалов в высокопоточном реакторе. Труды научно-технической конференции «Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение», стр. 140-206. Ульяновск, 5-10 октября, 1970.

18. Radiation dosimetry 2nd edition. Edited by F.N. Attix, W. C. Roesch. Acad. Press. N.Y.-Lond., 1968.

19. B.A. Неверов, Б.В. Самсонов, B.A. Цыканов. Разработка способов и регистрирующей аппаратуры для экспериментального определения энерговыделения в каналах высокопоточных исследовательских реакторов. Препринт НИИАР П-19. Мелекесс, 1968.

20. S.R. Gunn. Radiometric Calorimetry. Review Nuclear Instrumentation and Methods, v.85, p.l, 1970.

21. B.M. Коляда, B.C. Карасев. Калориметрия ионизирующих излучений. М., Атомиздат, 1974.

22. W.N. Bley, Е.А. Mason. Measurement of the neutron and gamma dose in a nuclear reactor. Transactions American Nuclear Society, v. 11, 1968.

23. James M.F. Energy release in fission. J.Nucl. Energy, v.23, p.517, 1969.

24. Дж. Хайн, Г. Браунелл. Радиационная дозиметрия. М., Издательство иностранной литературы, 1958.

25. Determination of Absorbed Doses in Reactors. Technical Report Ser. № 127, IAEA, Vienna, 1970.

26. B.A. Неверов. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. НИИАР, инв. №1683, Димитровград, 1974.

27. Б.А. Брискман, JI.H. Захаров. Расчет спектра гамма-излучения водо-водяного реактора методом Монте-Карло. Атомная энергия, 1974, т.37, № 3, с. 208.

28. А.А. Абагян, М.А. Барыба, Л.П. Басс и др. APMAKO-G-система обеспечения многогрупповыми константами расчетов полей гамма-излучения в реакторах и защите. Препринт ИПМ, №122. М., 1978.

29. Б.А. Брискман. Компоненты поглощенной энергии реакторного излучения. М., Атомиздат, 1976.

30. R.S. Forsyth, W.H.Blackadder, N. Ronquist, Burnup Determination by HighResolution Gamma Spectrometry: Fission Product Migration Studies, Aktiebolaget Atomenergy (Sweden): Report AE-272, April 1967.

31. R.W. Durham Burnup of Ceramic Fuel by Gamma-Ray Scanning, Atomic Energy of Canada Limited report AECL-2688, April, 1967.

32. D.G. Boase, J.D. Chen, L.T. Felawlca Gamma Spectrometry of Irradiated Reactor Fuels. Experience at the Whiteshell Nuclear Research Establishment. Atomic Energy of Canada Limited. Report AECL-3952, October, 1971.

33. Quantitative Determination of Fission Products in Irradiated Fuel Pins Using Nondestructive Gamma Scanning/ J.R. Phillips, G.R. Waterbury, N.E. Vanderborgh, Т.К. Marshall Anal.Chem. No. 47, p.71-75, 1975.

34. J.R. Phillips New Techniques in Precision Gamma Scanning, Application to Fast-Breeder Reactor Fuel Pins, Los Alamos Scientific Laboratory. Report LA-5260-T, July, 1973.

35. J.R. Phillips, G.R. Waterbury, N.E. Vanderborgh Distributions of 134 Cs and 137Cs in the Axial U02 Blankets of Irradiated (U, Pu)02 Fuel Pins. -J.Inorg.Nucl.Chem. No. 36, p.17-23, 1974.

36. T.N. Dragnev Experimental techniques for Measuring Burn-up Nondestructive techniques: Gamma Spectros-copy. IAEA/STR-48, 1974.

37. H. Nick, M. Lammer Interpretation of Gamma Spectrometric Measurements on Burnt Fuel Elements, in Safeguards Techniques, Proc.Symp.

38. EA,Vienna, 1970). Vol.1, p.533-537. Karlsruhe, July 6-10, 1970.

39. Gamma Spectrometric Determinations of Burnup and Cooling Time of Irradiated ECH-1 Fuel Assemblies / H. Graber, A. Keddar, G. Hofmann, S. Nagel Nuclear Safeguards Technology Proc. Symp. Vienna, October 6-10, 1978. Vol.1, p. 353-368, IAEA, Vienna, 1979.

40. The Application of Gamma and Isotopic Correlation Techniques for Safequards Identification and Verification Purposes, final report, IAEA research contract 1443, Bohunice Nuclear Power Plant, Bohunice, Czechoslovakia, 1975.

41. H.G. Mehner Bestimmung der Relativen Effektivität in y-Spektrometrischen Abbrandmesseinrichtungen.-Kernenergie, v. 19, No. l,p.3-5, 1976.

42. R.L. Heath The Potential of High-Resolution Gamma-Ray Spectrometry for the Assay of Irradiated reactor Fuel, safeguard Res.Devel., Proc.Symp. Argonne national Laboratory June 26, 1967. Report WASH-1076, p.115-129, 1976.

43. K.A. Александров, В.Т. Дворецкий, Г.Д. Лядов, В.П. Смирнов, А.П. Четвериков. Методики и оборудование для определения выгорания топлива в водоохлаждаемых реакторах. Доклад на совещании МАГАТЭ, ФРГ, Карлсруэ, 13-16 июня 1988.

44. В.Г. Дворецкий, И.В. Рогожина и др. Методика определения выгорания топлива в твэлах гамма-спектрометрическим методом. Отчет-методика 0-4054, 1991.

45. A.JI. Ижутов, С. В. Романовский, В.А. Свистунов и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР.М1, 1998, инв. № 87.

46. Ю.Е. Ванеев, Л.В. Булычева, А.Л. Ижутов и др. «Расчет радиационного энерговыделения в бериллиевых блоках реактора МИР.М1» Справка № 50-09/95 от 23.03.2000.

47. Описание применения и инструкция для пользователя программы MCU4/SM-2.2 расчета методом Монте-Карло полей нейтронов и фотонов в экспериментальных каналах исследовательского реактора СМ, Отчет ИЯР РНЦ КИ, № 36/1-215-97, М., 1997.

48. Ю.Е. Ванеев, М.Ю. Тихончев «Прогамма Bercli» Отчет ГНЦ НИИАР, О-4272, 1996.

49. И.Н. Алексеев Неразрушающие методы контроля облученного топлива. Обзорная информация. НИИАР, Димитровград, 1982.

50. В.А. Куприенко Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. НИИАР, Димитровград, 1976.

51. Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№1106 ДСП, Димитровград, 1987.

52. А.Л. Ижутов, Ю.А. Кушнир. Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР.М1. Per. №74-94 ЦСМ, 1994.

53. М.П. Вукалович., С.Л. Ривкин. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М. Изд-во стандартов, 1969.

54. A.B. Бунаков, А.Л. Ижутов Определение допустимой мощности рабочей TBC РУ МИР.М1 с учетом возможных отклонений параметров и механических коэффициентов. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4772, 1998.

55. A.B. Бунаков, А.Л. Ижутов Расчет критических тепловых потоков по коду RELAP5/MOD3 и эмпирическим корреляциям в режимах спринудительной циркуляцией в ТВС РУ МИР.М1. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4562, Димитровград, 1996г.

56. А.Л. Ижутов, М.Н. Святкин, А.В. Бунаков и др. Анализ эксплуатации рабочих ТВС реактора МИР. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4951, Димитровград, 2000.

57. A.F.Grachev, A.L.Ijoutov, M.N. Svyatkin et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience", Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management. P. 104-109, Ghent, Belgium, March 17-21,2002.

58. А.Ф. Грачев, A.Jl. Ижутов, М.Н. Святкин и др. «Комплекс работ по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реактора МИР», Доклад на совещании по использованию исследовательских реакторов, Димитровград, Россия, 4-6 июня 2004г.

59. Требования к проведению петлевых испытаний ТВС. ОСТ 95.10267-87.

60. А.Л. Ижутов, Н.П. Матвеев, В.А. Овчинников. Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР.М1 . Per. №41-95. ЦСМ.

61. Программа MCU-RR с библиотекой ядерных констант DLC/MCUDAT-2.1. Отчет ИЯР РНЦ КИ, инв. № 36/16-2000, М., 2000.

62. J. F. Breismeister, MCNP-A General Monte Cario N-Particle Transport Code, Versión 4B, LA-12625-M, 1997.

63. В.П. Исаченко, В.А. Осипова, А.С. Сукомел. Теплопередача. М.-Л. Энергия, 1965.

64. Технический проект ИИС ПУ ПВК-2 реактора МИР.М1. ГНЦ РФ НИИАР, per. № 5ТО. 1249.000.00 ОРК НИИАР, Димитровград, 1999.

65. Протокол метрологической аттестации устройства для измерения и регистрации подогрева теплоносителя в петлевом канале. ГНЦ РФ НИИАР, per. № 3-99 ОМИТ НИИАР, Димитровград, 1999.

66. А.Л. Ижутов, Ю.Н. Инкин, С.В. Лобин и др. Поверка и метрологическая аттестация расходомеров экспериментальных каналов водяных петель реактора МИР.Р. НИИАР. Отчет НИИАР инв. № 4195, Димитровград, 1993.

67. Г.И. Биргер. Ультразвуковые расходомеры. М. Металлургия, 1964, 382с.

68. A.J1. Ижутов, A.B. Чистов. Установка гамма-сканирования ГК-2 зд. 170, Программа GS версия 1.03. Руководство оператора, Димитровград, 1992.

69. ГОСТ 8.417-81. Единицы физических величин.

70. A.JT. Ижутов, C.B. Лобин, В.А. Овчинников и др. Методика определения содержания продуктов деления на единичной длине активной части облученных твэлов гамма-спектрометрическим способом. МВИ №72-91, НИИАР, Димитровград, 1991.

71. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. (Публикация 38 МКРЗ). ч.2, кн.1, М.: Энергоиздат, 1987.

72. JAERI 1320 INDC Nuclear Data Library of Fission Products Second Version, September 1990.

73. Н.Г.Гусев, Е.Е.Ковалев и др. Защита от излучения протяженных источников. М.: Госатомиздат, 1961.

74. Б.Р.Бергельсон, Г.А.Зорикоев. Справочник по защите от излучения протяженных источников. М.: Атомиздат, 1965.

75. Э.Сторм, Х.Исраэль. Справочник. Сечения взаимодействия гамма-излучения. М.: Атомиздат, 1983.

76. А.Л. Ижутов, A.B. Инчагов, И.В. Рогожина. Методика гамма-спектрометрического определения линейной плотности продуктов деления в облученных твэлах. Метрологическая аттестация. Отчет НИИАР, инв. № 4152, Димитровград, 1992.

77. Свидетельство № 156 о метрологической аттестации образца топлива №788, НИИАР, Димитровград, 1992.

78. Свидетельство № 157 о метрологической аттестации образца топлива №761, НИИАР, Димитровград, 1992.