автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Реактивность обратной связи как физическая основа самозащищенности быстрых реакторов

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1.

1.2. 1.3.

ГЛАВА 2 2.1. 2.1.1.

2.1.2 2.2.

2.2.1.

2.2.2.

2.2.3.

2.2.4.

РЕАКТИВНОСТЬ ОБРАТНОЙ СВЯЗИ В БН, ВЛИЯНИЕ ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ.

Основные критерии самозащищенности для реакторов БН (аварии типа ХЛГОРи ULOF) Влияние выбора параметров первого контура Авария с потерей теплоотвода

Традиционное оксидное топливо и концепция холодной активной зоны

Обратная связь по реактивности в быстрых реакторах различного объема и с различными видами топлива

Параметры нейтронной кинетики Заключение к Главе

ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ В АВАРИИ UTOP Натриевый пустотный эффект реактивности (НПЭР) Влияние компоновочного решения на НПЭР активной зоны

Гетерогенные компоновки активных зон Эффекты реактивности при изменении композиционного состава активной зоны в процессе ее разрушения

Ядерно-опасные конфигурации активной зоны в расплавленном состоянии при значительных объемах области разрушения

Эффекты реактивности при разрушении группы TBC - максимальная проектная авария (МПА) Экспериментальные исследования эффектов реактивности при запроектной аварии с разрушением активной зоны

Эффекты реактивности при разрушении реактора типа БН-800 - тестовая модель

2.3. Попадание в активную зону замедлителей 81 Самозащищенность в аварии UTOP за счет обратных связей

Характерные черты российской атомной энергетики России, исключающие полное ее сворачивание в области реакторов на быстрых нейтронах (БН), включают в себя [1,2,3,4]:

1) высоко развитый потенциал ядерно-энергетического комплекса при многонаправленности и наличии всей требуемой разветвленной инфраструктуры для реализации необходимых технологий;

2) значительные капитальные и интеллектуальные вложения;

3) наличие апробированных технических решений с соответствующей экспериментальной и промышленной базой, максимальная унификация стандартных узлов и оборудования с учетом длительного (-96 реакторо-лет) опыта разработки, сооружения и эксплуатации БН.

На перспективу развития быстрой энергетики в России могут оказать влияние и такие специфические факторы, как [5-6]:

1) Наличие действующих предприятий по переработке топлива ВВЭР и транспортных установок, высвобождающих плутоний при одновременном накоплении значительных объёмов сопутствующих радиоактивных материалов. Для их утилизации в ядерно-энергетических установках, включая значительную массу оружейного плутония, БН с технической точки зрения более подготовлены, чем ВВЭР (с учетом опыта работы БР-10 и БОР-бО с плутониевыми активными зонами, испытаний МОХ-топлива в БН-600).

2) Экономические показатели перспективных БН, в том числе и БН-800, и тепловых реакторов - типа НП-500 и ВВЭР-600 - практически близки.

Долгосрочное прогнозирование тенденций развития БН невозможно в связи с экономической неопределенностью (вид и объемы инвестиций в атомную промышленность и энергетику: государственно-централизованные, частно-корпоративные или их симбиоз). Это заставляет придерживаться традиционных тактических направлений, охватывающих значительный спектр реальных компоновок. Приоритет отдается реакторам мощностью 600-1000 Мвт(э), продолжаются концептуальные работы над реактором большой мощности повышенной самозащищенности (типа БН-1600) [7]. При этом учитываются программы утилизации плутония, трансмутации актинидов и выжигания осколков деления. Перспектива введения в строй БН зависит достаточно сильно от государственной стратегии по отработавшему топливу: для варианта с захоронением отработавшего топлива без его переработки БН могут оказаться не нужными [1,3,6].

Длительное прогнозирование ядерной энергетики в комплексе и развития БН, в частности, затруднено также из-за неопределенности роста потребностей в электроэнергии и, соответственно, в воспроизводстве ядерного топлива. Оценка различных стратегий развития ядерной энергетики в России до 2010 г и дальше демонстрирует следующее: до 2010 г все варианты развития ЯЭ не вызывают проблем с топливом. Однако, при возрастании роли ядерной энергетики после 2010 года без БН ее развитие становится проблематичным. Для ближайшей перспективы (10-20 лет) преимущества БН по параметрам воспроизводства, видимо, не будут востребованы.

Тем не менее, успешная эксплуатация российских БН (БОР-бО, БН-350, БН-600) решила поставленные перед ними задачи:

- демонстрация безопасной и надежной работы, проведение длительных ресурсных испытаний основного оборудования, работающего в натрии,

- освоена соответствующая натриевая и топливная технологии, технологии замены и ремонта оборудования, отработаны режимы эксплуатации.

Комплекс экспериментальных и расчетных исследований в процессе пуска и эксплуатации БН подтвердил высокую степень их безопасности по сравнению с реакторами других типов. Последнее говорит о том, что реализация программы БН может быть осуществлена в первую очередь с точки зрения их повышенной безопасности. В этой связи разработки БН нового поколения ведутся с учетом комплекса следующих приоритетов: максимальная безопасность и самозащищенность, конкурентоспособность. Работы над всеми проектами с БН в России жестко регламентируются сводом нормативных документов, определяющим условия лицензирования. В этих документах резко усилен акцент на основные правила обеспечения безопасности РУ, закладываемые в проекты; сформулированы правила проектирования и требования к основным физическим характеристикам активных зон. Значительное внимание уделяется реализации принципа саморегулирования за счет отрицательных обратных связей по реактивности. Преодолены требования Правил ядерной безопасности (ПБЯ РУ АЭС) по отрицательности натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР) и коэффициента реактивности по температуре и удельному объему теплоносителя. Эти требования, отражая чисто национальный норматив по безопасности, стали в России принципиальным моментом при лицензировании разрабатываемых БН. Практическая возможность создания БН с отрицательным или нулевым НПЭР продемонстрирована для традиционной оксидной загрузки [8,9] и перспективных видов топлива [8,10,11]. Концепция такой активной зоны (с натриевой полостью над ней) реализована в реакторе БН-800 [12,13] и предлагается для реакторов-утилизаторов плутония на основе реактора типа БН-600 [14], анализируется в европейских и японских работах [15,16].

Для реакторов большой мощности сохраняется традиционный подход расширенного воспроизводства (с КВА~1), при удовлетворении требований безопасности по отношению к основным постулируемым авариям (отключение насосов или ввод внешней реактивности при несрабатывании аварийной защиты - иЬОР и Х1ТОР, соответственно):

- НПЭР отрицательный или близкий к нулю;

- потеря реактивности от выгорания, близкая к нулю.

Наиболее реально эти требования удовлетворяются при переходе к нитридной загрузке реактора типа БН-1600 с натриевой полостью. Для реакторов с максимальной самозащищенностью за счет внутренне присущих параметров безопасности, в роли которых выступают в том числе и коэффициенты реактивности (КР), обосновывается возможность прохождения через типичные аварии без плавления топлива и кипения натрия. Это требует комплексной увязки соотношения компонент температурного коэффициента реактивности (ТКР) с теплофизическими свойствами топлива, линейной нагрузкой и теплогидравликой 1-го контура. При этом активная зона должна сохранять свои функции при реальных габаритах и конфигурации. В гипотетических авариях с разрушением активной зоны или ее части должна быть продемонстрирована невозможность образования нескольких локальных очагов вторичной критичности в том числе и для улавливающего поддона, способного принять всю разрушенную активную зону ( БН-800).

При таком рассмотрении разработка БН нового поколения в концепции максимальной самозащищенности и анализ КР, как критериев уровня самозащищенности, должны исходить из следующих основных позиций:

- определения области желаемых (оптимальных с точки зрения максимального уровня самозащищенности) соотношений между компонентами реактивности обратной связи, с учетом взаимосвязи теплотехнических параметров 1-го контура, теплофизических характеристик топлива,

- анализа соответствия реальных величин КР значениям, лежащим в области оптимальных значений; это позволит выбирать диапазоны единичных мощностей с равным уровнем самозащищенности (например, при сопоставлении различных типов активных зон, теплоносителя, топлива),

- оценки возможных возмущений по реактивности для аварии типа иТОР и соответствия их допустимым значениям. Анализ проявления эффектов реактивности (ЭР) в аварии с потерей циркуляции.

- выявления факторов, приближающих реальные значения КР к значениям оптимальным, включая поиск технических решений - в том числе и компоновочных - для достижения требуемых величин КР.

- учета влияния возможных погрешностей расчетных значений КР на обосновываемый уровень самозащищенности с последующим определением допустимых величин этих погрешностей.

В такой постановке целью настоящей работы является: выбор конструктивных, теплотехнических и основных нейтронно-физических параметров безопасности, обеспечивающих в своей взаимосвязи максимально возможный уровень самозащищенности перспективного БН; расчетное обоснование обеспечения данной совокупности характеристик, анализ основных возмущений по реактивности, анализ применимости стандартных инженерных программ для расчета КР при обосновании безопасности реактора.

В соответствии с поставленной целью диссертация разбита на следующие разделы, состоящие из введения, 4 глав, заключения и приложения.

Первая глава посвящена описанию общих закономерностей, увязывающих самозащищенность (по отношению к основным аварийным ситуациям) с соотношениями между реактивностью обратной связи и теплотехническими параметрами. Эти соотношения, рассматриваемые как условные критерии, позволяют сформулировать требования к величинам компонент реактивности обратной связи с учетом значений параметров 1 контура и свойствами топлива - его теплопроводностью и допустимыми предельными температурами. Описано влияние основных теплотехнических параметров на безопасность реактора. Представлены результаты параметрических исследований величин компонент реактивности обратной связи для БН различного объема (мощности) и компоновками активной зоны на примере традиционной оксидной и перспективной нитридной загрузок. Для сформулированных критериев безопасности дается оценка соответствия им наблюдаемых (расчетных) значений КР. Демонстрируются ограниченные возможности традиционной оксидной загрузки применительно к реакторам большой мощности. Отмечаются преимущества компоновочного решения с введением натриевой полости над активной зоной.

В Главе 2 рассматривается соответствие возможной реальной величины внешней реактивности (авария 1ЛГОР) полученным критериям и реальным значениям компонент реактивности обратной связи на примере большого быстрого реактора. В качестве основных источников ввода внешней реактивности рассматриваются: пустотный эффект (НПЭР), перекомпоновка материалов активной зоны в результате ее частичного разрушения, заброс в активную зону замедлителя. Исследовано влияние состава активной зоны и ее компоновки на такой важный показатель безопасности, как НПЭР. Обсуждаются возможные предельные величины этих эффектов и точность расчетных их значений с учетом экспериментальных данных. Отмечен диапазон применимости стандартных инженерных программ, основанных на диффузионном приближении в описании ЭР.

В Главе 3 исследуется поведение реактора в аварии с остановкой насосов 1-го контура (авария иЬОР). Описана роль отдельных компонент реактивности обратной связи, связь их с теплофизическими свойствами топлива, контактного подслоя и компоновкой активной зоны. Проведено сопоставление возможностей оксидного топлива в обеспечении самозащищенности с перспективным нитридным. Представлена необходимая информация по выявлению областей активной зоны, максимальным образом влияющих на протекание аварии. Обсуждаются возможности увеличения уровня саморегулирования и возможные резервы по реактивности обратной связи. Приводится сопоставление уровней самозащищенности реакторов типа БН-800 и ЕРЫ, предназначенных для выжигания плутония и малых актинидов.

В Главе 4 продемонстрированы возможные погрешности диффузионного приближения, принятого в практике стандартных инженерных расчетов КР. На основе экспертных оценок представлены максимальные наблюдаемые погрешности в интегральных значениях компонент РОС. Определены причины и диапазон этих погрешностей, связанных с наличием натриевой полости, представлено их влияние на расчетное описание протекания аварии типа иЬОБ. Оценено влияние модельной погрешности, связанной с неопределенностью описания термического расширения. Демонстрируется необходимость уточненного описания пространственного распределения основных компонент реактивности обратной связи{ РОС).

Практически во всех главах приведен краткий обзор основных концепций, направленных на решение проблем безопасности.

В заключении сформулированы основные выводы, вытекающие из представленных в диссертации расчетных исследований.

В приложении в виде таблиц и рисунков дана необходимая информация, полезная при анализе материала, представленного в основном тексте, и подтверждающая основные положения и выводы, изложенные в 1-4 Главах.

Основные материалы диссертации были опубликованы в журналах ВАНТ[38,43,165], Атомная энергия [75,92,104,125], докладывались на международных конференциях и семинарах в России [11,45,62,85,112,115,123,139, 156-158,163], Японии [7,81,113], США [10,61,136], представлялись в виде докладов в МАГАТЭ [122,124,126,135,160] и выпускались в виде препринтов [39,82,119] и внутренних отчетов ФЭИ [13,30,44,51,52,67,96,97,114,120,131, 134,137,141,149,150,155]. Применительно к водородному эффекту реактивности и основным коэффициентам реактивности реактора БН-800 приводимые значения прошли международное тестирование [122,135,136]. Некоторые технические решения, находящиеся в материалах диссертации, защищены авторскими свидетельствами на изобретения [105,107].

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

1. Обоснование существования оптимальных соотношений КР (критериев безопасности), формирующих обратную связь по каналу «температура-реактивность», для осуществления в быстрых реакторах принципа максимальной самозащищенности - прохождения реактором проектных аварий без изменения агрегатного состояния материалов активной зоны только за счет внутренне присущих реактору значений КР. Результаты расчетного анализа, демонстрирующие соответствие реальных величин основных КР требуемым значениям для типичных БН с различными компоновками и топливными загрузками в широком диапазоне мощностей.

2. Результаты расчетного анализа величин эффектов реактивности при несанкционированном ее вводе: НПЭР, попадание водородосодержащих веществ, перекомпоновка материалов при расплавлении активной зоны. Результаты расчетов КР для международной тестовой модели по обоснованию самозащищенности реактора типа БН-800 в процессе частичного расплавления его активной зоны. Демонстрация возможности реактора к саморегулированию при реальных значениях этих эффектов.

3. Демонстрация ограничений для традиционного оксидного топлива в авариях UTOP и ULOF и обоснование перехода на нитридную загрузку в перспективных БН для достижения самозащищенности. Реализация конструктивных решений, направленных на повышение безопасности (в реакторе типа БН-1300).

4. Анализ влияния точности расчета основных компонент реактивности обратной связи на предсказание поведения реактора в аварии 1ЛЛЖ

Личный вклад автора. Личный вклад автора в диссертацию - определяющий.

1. Выполнен с привлечением современных расчетных кодов и нейтронно-физических ядерных данных комплекс расчетно-теоретических исследований по оценке КР и выбору параметров безопасности для концептуальной активной зоны перспективного БН, обладающего максимальным уровнем самозащищенности. Выполнено расчетное обоснование значений основных физических параметров безопасности в быстрых реакторах с различными компоновками, составом и мощностями активной зоны.

2. Выполнено расчетное обоснование путей снижения НПЭР и достижения отрицательности натриевой плотностной компоненты в различных компоновках БН, что легло в основу разработки активных зон с натриевой полостью. Проанализированы возможные эффекты реактивности, связанные с попаданием в активную зону замедляющих веществ и перекомпоновкой материалов активной зоны при ее частичном разрушении.

3. Выполнены расчетные исследования по влиянию основных КР и их пространственных распределений на протекание основных аварий с учетом тепло физических свойств топлива, вида контактного подслоя, диапазона ограничений на теплотехнических параметры и компоновку активной зоны. Оценено влияние точности расчета КР на обоснование самозащищенности.

Научная новизна работы

1. На базе современных расчетных кодов и ядерных данных проведена ревизия и уточнены расчётные значения основных нейтронно-физических функционалов безопасности для широкого спектра мощностей и компоновок активных зон с различными видами топлива, включая проектный вариант реактора БН-800. На принципиальном уровне модели взаимодействия КР в основных авариях получены новые данные для выявления области соответствия значений КР,получаемых в БН, их желаемому оптимальному соотношению.

2. При сравнительном расчетном анализе взаимосвязи параметров первого контура, линейной нагрузки и КР на примерах основных аварийных ситуаций получены новые данные по ограничениям на эти параметры, демонстрирующие достижение предельных возможностей традиционного оксидного топлива по сравнению с перспективным нитридным при осуществлении самозащищенности в большом БН.

3. На примерах удаления натрия, попадания в реактор замедляющих веществ и перекомпоновки материалов активной зоны при ее разрушении оценены эффекты реактивности, рассматриваемые как источники ввода внешней реактивности. Проведены обширные исследования по влиянию различных факторов на НПЭР, позволившие впервые обосновать единственность пути достижения нулевого НПЭР в реальных компоновках введением натриевой полости. Впервые показана невозможность образования в быстрых реакторах двух и более независимых областей критичности при расплавлении активной зоны, включая улавливающий поддон. Для БН-800 продемонстрирована ограниченность диффузионных расчетов при описании динамики постразрушенного состояния, оценено влияние точности расчета КР. Получена новая информация о физической природе водородного эффекта реактивности и величине возможных эффектов реактивности в расплавленном состоянии активной зоны БН и, в частности, БН-800.

4. Получена новая информация, демонстрирующия величину и влияние погрешностей, возникающих при расчете КР на основе диффузионного приближения. Впервые представлены данные по влиянию неточности расчета основных КР на обоснование самозащищенности и описание протекания аварии с остановкой насосов 1 контура.

Практическая ценность работы

1. Разработанные принципы самозащищенности и полученные в процессе работы значения коэффициентов реактивности заложены в основу обоснования безопасности концептуальной перспективной активной зоны большого быстрого реактора с нитридной загрузкой (типа БН-1300).

2. Результаты расчетов и соответствующих экспериментов по эффектам реактивности использованы при проектировании реакторов БН-600, БН-800 и типа БН-1200-1600, при международном тестировании безопасности БН-800.

3. Продемонстрированы требования к точности расчета КР и необходимость детального описания их пространственных распределений для дальнейшего развития современных расчетных кодов.

Другие участники

Автору вместе с В.И.Матвеевым, В.А.Елисеевым, И.А.Кузнецовым совместно с сотрудниками ОКБМ (А.И.Кирюшин, С.Б.Белов, Б.А.Васильев) и ИАЭ (П.Н.Алексеев) удалось разработать основные принципы обоснования повышенной самозащищенности при создании перспективной активной зоны реактора. В обоснование физики эффектов реактивности существенный вклад внесли: В.И.Матвеев, М.Ф.Воротынцев, Г.М.Пшакин (ФЭИ), Б.А.Васильев, М.Фаракшин (ОКБМ), П.Н.Алексеев (ИАЭ); в осуществлении проверки расчетных величин эффектов и их пространственных распределений - физики-экспериментаторы ФЭИ: И.П.Матвеенко, С.П. Белов,

A.В.Шапарь, В.Ф.Ефименко и др. Работы по расплавлению активной зоны проведены под руководством Ю.К.Букши, И.А.Кузнецова и при участии

B.Ю.Стогова, А.С.Серегина. Практически все динамические исследования в обоснование самозащищенности реакторов БН к основным аварийным ситуациям выполнены совместно с Д.Г.Елистратовым. Влияние расчетной погрешности компонент реактивности обратной связи на предсказание поведения реактора в аварийной ситуации оценено совместно с Д.Г.Елистратовым и В.А.Грабежным.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

По итогам работы могут быть сформулированы следующие выводы: 1. Решена комплексная задача по возможности достижения в перспективном БН большой мощности максимального уровня самозащищенности, иерархически построенная по следующему принципу:

- определено соответствие необходимого соотношения компонент РОС значениям КР, наблюдаемым в реальных БН (с учетом фактора влияния выбранных теплотехнических параметров),

- проанализирована способность БН к самозащите от ряда возмущений, рассматриваемых как несанкционированный ввод реактивности,

- определена роль КР в аварии с потерей расхода и факторы, максимальным образом влияющий на прохождение данной аварии,

- оценено влияние возможной расчетной погрешности в КР на результат предсказания поведения реактора в аварии 1ЛХЖ

2. Для сформулированной задачи на базе современных вычислительных комплексов и библиотек ядерных данных проведена ревизия расчетных значений компонент РОС в реакторах с различными компоновками, составом и мощностями активной зоны. Для натриевых БН могут быть, как минимум, осуществлены требования отрицательности НПЭР (в соответствии с ПБЯ РУ АЭС) и минимизации эффекта выгорания. Продемонстрирована принципиальная возможность осуществления максимальной самозащищенности, выявлено наличие области оптимальных соотношений между компонентами РОС. Представлен результат комплексных исследований по выбору и обоснованию параметров безопасности перспективного БН с максимальной самозащищенностью, продемонстрирована необходимость увязки параметров 1-го контура с задаваемой теплонапряженностью и соотношениями основных КР. Показано, что требование снижения теплоперепада между топливом и натрием ориентирует на переход от оксидного к нитридному топливу при снижении линейной нагрузки на твэл.

3. Проведено расчетное обоснование путей достижения отрицательности НПЭР и натриевой плотностной компоненты в большом БН. Показана единственность решения, не приводящего к существенным деформациям конструкции и показателей активной зоны, за счет размещения натриевой полости над активной зоной. Проанализированы эффекты реактивности от попадания в активную зону замедляющих веществ и перекомпоновки ее материалов при частичном разрушении; показана возможность отработки реактором реальных величин этих эффектов в режиме саморегулирования.

4. Для перспективного БЫ большой мощности выполнены исследования по влиянию пространственных распределений основных КР на описание аварий UTOP и ULOF с учетом: вида топлива и контактного подслоя, ограничений на теплотехнические параметры и компоновку активной зоны. Показаны: больший запас по предельным температурам и большая гибкость к улучшению самозащищенности в аварии ULOF для нитридного топлива, практическая исчерпанность возможностей оксидного топлива. Для обеспечения допустимых температур необходимо снижение линейной нагрузки с уменьшением мощности реактора с 1600 до 1300-1400 МВт(э). Переход к натриевому подслою вызывает изменение знака натриевой плотностной компоненты, что полностью компенсирует улучшение теплофизических свойств твэла - для получения тех же экстремальных температур высота активной зоны должна быть уменьшена до <85 см. Выявлена область активной зоны, максимальным образом влияющая на прохождение аварии ULOF, предложены усовершенствования, направленные на повышение самозащищенности за счет небольших компоновочных изменений. Показано, что смещение вниз аксиальной ВЗВ (4 см для нитрида и ~ 8 см для окиси) или отказа от НТЭ снижает максимальную температуру натрия на >20°, использование в нижней части активной зоны 1/3 твэл с топливом без 238U обеспечивает выигрыш ~ 50° без качественных изменений других показателей реактора.

5. Исследовано влияние возможной расчетной погрешности в КР на максимальные температуры в аварии ULOF. Используемые в настоящее время методы для рассматриваемых активных зон расчета дают консервативные оценки. Показаны необходимость детального пространственного описания основных компонент ТКР и осколков деления и переход к приближениям более высокого порядка, чем диффузионное. Продемонстрировано влияние предельной оцененной погрешности в компонентах ТКР: возможный диапазон ее максимальных оценок вносит изменения в итоговую температуру натрия в аварии ULOF на уровне -50°.

1. В.А.Сидоренко. Концептуальные аспекты развития ядерной энергетики России до 2010 г. Атомная энергия, 1994, т.16, вып.4, стр.259.

2. Н.И.Ермаков, В.М.Мурогов, М.Ф.Троянов и др. Быстрые реакторы: опыт разработки, создания и эксплуатации, перспективы развития. Атомная энергия, том 76, вып.4, 1994, стр.339.

3. Е.О.Адамов, В.В.Орлов. Обновленная концепция ядерного участия в решении мировых энергетических проблем. В сб. докладов на 7-й конф.ЯО оссии «Новые энергетические технологии и роль ядерной энергетики деления и синтеза», 14-18 окт 1996, Москва, Россия.

4. В.И.Матвеев, В.М.Мурогов., В.М.Поплавский и др. Современная концепция развития реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

5. Теплоэнергетика, 1994, № 5 (май), стр.2.

6. Казачковский О.Д. Развитие и опыт эксплуатации быстрых реакторов в СССР.У/Атомная энергия, т.54(4), 1983.

7. В.Н.Михайлов. Возвращение оружейного плутония в ядерную энергетику.- Докл.на межд.конф.»Ядерные системы будущего: ядерный топливный цикл и способы обращения с отходами». 12-17 сент., 1993, Сиетл, США.

8. V.I.Matveev , A.V.Danilychev, V.A.Eliseev, M.F.Vorotyncev e.a. Physical Grounds for Further Improvement of Fast Sodium Power Reaktor Safety. In Proc.of Int.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.2, p.25.

9. Evaluation of benchmark calculations on a Fast Power Reaktor Core vith near zero sodium void effect.- IAEA-TECDOC-731, Viena,1994.

10. Расчетно-теоретические исследования по обоснованию модернизированной активной зоны реактора БН-800 с нулевым значением НПЭР, Отчет ФЭИ, инв.№ 7904, 1991.

11. В.А.Елисеев, И.Ю.Кривицкий, В.И.Матвеев. Эффективность выжигания плутония в активных зонах реакторов БН-600 иБН-800. Препринт ФЭИ-2598, 1997,10 с.

12. U.Wehmann et al. Core Safety Optimization of the European Fast Reactor EFR // Proceedings of Specialicts' meeting on "Passive and Active Safety Features of LMFBRs", PNC, Japan ,5-7 November 1991.

13. S.Itooka, M. Ohashi, K.Kaneto. Study of A Core Concept winh Enhanced Passive Safety for Commercializing FBR . Paprs for Japan-Russia Experts Meeting on Fast Reactors, Obninsk, Russia, March 8-10, 1995.

14. F.E.Tippes et al. PRISM: A Passively Safe, Economic and Testable Advanced Power Reactor. In Proc.American Power Conf. (1986), v.48, p.694.

15. P.R.P}uta e.a. PRIISM: An Innovative Inherently Safe Modular Sodium Cooled Breeder Reactor. -Advances in Nuclear Sociene and Technology, v. 19, 1987, p.109-202.

16. В.А.Елисеев, В.И.Матвеев. Оптимизация гетерогенной оксидно-металли-ческой активной зоны с аксиальной воспроизводящей прослойкой. -Докл. на сем. специалистов стран-членов СЭВ, Варна, Болгария, июль 1988.

17. В.А.Елисеев, В.И.Матвеев, И.В.Малышева. Выбор основныхпарамет-ров и характеристики перспективного быстрого реактора с натриевым теплоносителем,- Докл.на Российско-Японском семинаре по быстрым реакторам, Обнинск, 11-19 янв. 1999.

18. А.Уолтер, А.Рейнольдс. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах.- М.: Энергоатомиздат, 1986.

19. Г.Хаммел, Д.Окрент. Коэффициенты реактивности в больших быстрых энергетических реакторах. -М.: Атомиздат, 1975.

20. Р.М.Вознесенский, Н.В.Вьюнников, Б.Н.Габрианович, Ю.Е.Багдасаров. Разработка и расчетно-экспериментальные исследования сборки ПАЗ с гидравлически взвешенным стержнем для реакторов типа БН, Избранные Труды ФЭИ, 1997 г., стр .42.

21. Yu.E.Shvetsov, I.A.Kuznetsov, A.A.Volkov. GRIF-SM -the computer code for analysis of the severe beyond design basis accident in sodium cooled reactors. -(Ibb.8.,v.2, p.2-83)

22. Imke U., Struwe D., Niwa H., Caous F., Moxon D. Status of the SAS4-A-Code Development for Consequence Analysis of the Core Disruptive Accidents. In Proc. Int. Topical Meeting «Sodium cooled fast reactor safety», Obninsk, RUSSIA, 1994, v.2, p.2-242.

23. Влияние типа топливной загрузки на поведение реактора типа БН-800 в аварии LOF WS. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5216, 1992.

24. Активные зоны на нитридном топливе. Температурные параметры компонент твэла на разных уровнях мощности и расхода натрия. ТХС/ФЭИ, исх.№ 30-15/128 от11.09.1992.

25. В.Kunzmann. EXURS ein Model zur Abschätzung des Reactorverhaltens bei Storfallrasienten. - Arbeitbericht RPT-4/89. WA DDR, ZfK, Rossendorf, 1989.

26. Критериальный подход к оценке степени безопасности ядерных реакторов.- Отчет п/я Ф-7291, 1987

27. А.М.Кузьмин, В.С.Окунев. Использование вариационых методов для решения задач обеспечения и обоснования безопасности реакторов а быстрых нейтронах. М.:МИФИ, 1999.

28. Ю.Е.Багдасаров, Ю.М.Ашурко., И.А.Кузнецов Роль физических характеристик безопасности быстрого реактора в ограничении последствий гипотетических аварий. Атомная энергия,(1983), т.54, вып.2, стр.103.

29. Н.Р.Planchón, J.I.Sackett, G.H.Golden, R.H.Sevy. Implications of the EBR-II Inherent Safety Demonstra tion Test. -Nucl. Eng. and Design, v. 101, №1(1987), p.75-90, Amsterdam, North-Holland.

30. А.В.Данилычев, В.И.Матвеев, Г.М.Пшакин. Эффекты реактивности в быстрых реакторах с гетерогенной активной зоной. -Вопросы атомной науки и техники, сер.Ядерные константы, вып.4(53), 1983, стр.56-63.

31. А.В.Данилычев и др. Взаимосвязь теплотехнических данных и физических параметров безопасности при осуществлении принципа максимальной самозащищенности в быстрых реакторах. Препринт ФЭИ-2813, 2000 г.

32. Белов С.Б., Васильев Б.А. Окись, карбид, нитрид, металл. Сравнение видов топлива по параметрам безопасности. (см.37.).

33. Г.М.Пшакин. Исследования физических вопросов безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Кандидатская диссертация, изд .ОНТИ ФЭИ, Обнинск, 1979.

34. Багдасаров Ю.Е. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. -М., Атомиздат, 1969.

35. В.А.Грабежной, А.В.Данилычев, Д.Г.Елистратов и др. Эффекты кинетично-сти при расчете коэффициентов реактивности в большом быстром реакторе с натриевой полостью. \\ Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, вып.2, 1996.

36. Расчетный анализ тяжелых аварий с кипением натрия в различных компоновках быстрого реактора большой мощности. -Отчет/ИАЭ-ФЭИ, Инв.№ 014/1-1241-90.

37. P.Б.Котельников и др. Высокотемпературное ядерное топливо. М., Атомиздат, 1978.

38. В.М,Мурогов, А.А.Ваньков, В.Г.Илюнин. Перспективы использования металлического топлива в быстрых реакторах. Препринт ФЭИ-1913, Обнинск, 1988.

39. C.Ganduly, P.Hedge, G.Jang е.a. Development and Fabrication Pu-C-UC Fuel for the Fast Breeder Reactor in India.// Nucl.Technology, v.72,1986, p.59-69.

40. А.А.Ваньков. Карбидное смешанное топливо как возможная перспектива для быстрых реакторов. Обзор, ФЭИ-0217, -М:. ЦНИИАтоминформ, 1987, 34стр.

41. C.Pruner, P.Bardelle e.a. European Collaboration on Mixed Nitride Fuel. -In Proc.Int.Conf. on Fast Reactor and Ralated Fuel Cycles. Kioto (Japan), Okt.1991, v.2, p.15.,9-1.

42. Быстрые реакторы с металлическим топливом: прогнозы и перспективы (Обзор по материалам зарубежных публикаций). Отчет/ФЭИ Инв.№7871, 1991.

43. Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей по реактивности быстрых реакторов с загрузкой активной зоны нитридным топливом. Отчет/ФЭИ Инв.№8315, 1992.

44. A.Bauer. Nitride Fuels. -J.Reactor Technology, 1972, v. 15, N.2, p.87.

45. C.E.Till, Y.I.Chang, M.J.Lineberry. The IntegralFast Reactor. TNS, v.61(1990), p.449.

46. M.Suzuki. Physics Aspect of the Transformation from MOX-Core to Metal Fueled Core in a Large LMR. -JALF-GKAE Seminar on Calculation an Experiments on Physical Problems of Designing FBR's. Obninsk, Russia, 1989.

47. M.Miura, T.Inagaki, M.Kuroha, T.Hida. Study on Commercial FBR Concept by Combining Innovative Technologies. Present. Paper for Japan-Russia Experts Meeting on Fast Reactors, Obninsk, Russia, 8-10 March 1995.

48. P.Bergeonneau e.a. Advanced Fast Reactir core Design studies aiming at improving economy and safety. In Proc.Int.Conf.on Fast Reactor and Related Fuel Cycles. Oct.,1991, Kyoto, Japan,v.l, p.3.1-1.

49. A.Padilla, Jr.S.F.Kessler e.a. Fuel Aspects of Beyond Design Basis Event Analyses for the Fast Flux Test Facility (FFTF). In Proc.of Int.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.3, p.99.

50. P.Chellapandi e.a. Comparative Evaluation of Different Fuel Options for a Fast Breeder of 500 Mwe.- In Proc.of Int.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.4, p.119.

51. W.D.Legget, R.D.Legget. A Decade of Progress in Fast Reactor Fuel. -In Proc. ANS Winter Meeting, Nov.10-15, 1990, Washington D.C., USA.

52. В.И.Матвеев, А.В.Данилычев, И.В.Бахлаев, С.Б.Бобров, В.В.Коробейников. Проблема натриевого пустотного коэффициента реактивности в быстрых реакторах и пути ее решения. (см.37.).

53. V.I.Matveev,A.V.Danilytchev, D.G.Elistratov e.a. Studies, development and justification of core with zero sodium-void reactivity effect of the BN-800 reactor.- In

54. Proc.Int.Topical Meeting "Sodium cooled fast reactor safety. Obninsk RUSSIA, Oct.3-7 1994, v.3, p.4-37.

55. Расчетные исследования по определению и обоснованию основных параметров активной зоны на нитридном топливе перспективного быстрого энергетического реактора большой мощности. Отчет/ФЭИ N9868 1998 г.

56. Выбор компоновки реактора типа БН-1600 с нулевым НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание.-Отчет/ ФЭИ, hhb.N6180, 1991.

57. Расчетно-теоретические исследования по обоснованию концепции быстрого реактора большой мощности нового поколения. Отчет/ФЭИ, инв. N 7994,1991 г.

58. Исследования активной зоны реактора типа БН-1500 с высоким выгоранием топлива и умеренными тепловыми нагрузками на твэл отчет/ФЭИ, инв.№9643, 1997.

59. Расчетный анализ самозащищеннности к запроектным авариям ряда быстрых реакторов, отличающихся мощностью (малая, средняя, большая). Отчет/ ФЭИ, Инв.№ 9788,1998.

60. Chr. Reiche. Principles of the Reactor Code System RHEIN. ZfK-286, 1975

61. Б.Кунцман. Расчет эффектов реактивности с помощью теории возмущений в системе программ RHEIN.- Отчет АН ГДР, ZfK, РПТ-7/80, 1980.

62. Новая библиотека групповых констант БНАБ-90, Отчет/ФЭИ, инв.№ 7656, 1989.

63. Е.Ф.Селезнев. Аннотация программы SYNTEZ. //ВАНТ, сер.Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып.6(43) с.56-58.

64. В.В.Хохлов, М.Н.Николаев, М.М.Савоськин. Комплекс АРАМАКО для расчета групповых макро- и блокированных микросечений на основе 26-групповой системы констант в подгрупповом представлении. //ВАНТ Сер. «Ядерные константы», вып.8, 1972.

65. С.Б.Шихов, А.Н.Шмелев. К вопросу о расчете возмущений в размерах реактора и его конфигурации. //ВАНТ, сер. «Ядерная физика низких и средних энергий. Реакторная физика», 1973, вып.2, с.45.

66. М.Н.Зизин. Расчет нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат,1978.

67. В.В.Орлов, М.Ф.троянов, В.И.Матвеев, А.В.Данилычев и др. Эффекты реактивности в реакторе БН-350. //Атомная энергия, т.42, выи.1,1977.

68. Ю.А.Казанский, М.Ф.Троянов, В.И.Матвеев, А.В.Евсеев и др. Исследование физических характеристик реактора БН-600. //Атомная энергия, т.55, вып. 1, 1983.стр.9.

69. Ю.Е.Багдасаров, Ю.К.Букша, Г.М.Владыков и др. Опыт эксплуатации и подход к оценке безопасности будущих быстрых реакторов в СССР. In Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lion (FRANCE), 1982, v.l, p.1-289.

70. W.Kwant et.al. PRISM Reactor Desigh and Development. Proc.Int. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Washington, USA, May 1-5, 1988.

71. Общие правила безопасности атомных электростанций (ОПБ-82). Гос-проматомнадзор.

72. Правила безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Госпроматомнадзор.

73. В.И.Матвеев, И.В,Бахлаев, С.Б.Борбов, А.В.Данилычев,В.А.Черный. Расчетно-теоретические исследования НПЭР. -Докл.на семинаре СССР-Япония «Проблемы бридинга ядерного горючего», (июль 1988), Токио (Япония).

74. А.В.Данилычев, В.И.Матвеев, Б.Ф.Шафрыгин, И.Д.Шоринова. Концепция гетерогенной активной зоны. Часть 2 параметры безопасности. -Обзор ФЭИ-0194, М., ЦНИИАтоминформ, 1984.

75. K.Dobbin et al. Comparative Sodium Void Effects for Different Advanced Liquid Metal Reactor Fuel and Core Designs.-(см.57., Y.2, p. 15.9-1).

76. H.S.Khalil, R.N.Hill. Evaluation of liquid metall reactor desigh options for reduction of sodium void worth. Nucl.Sc.andEng/ (1991), v. 109, № 3.

77. А.И.Новожилов, Б.Ф.Шафрыгин Применение замедлителей в быстрых реакторах, (реферативный обзор). / Препринт ФЭИ Е-21/ОБ-54, 1978.

78. И.Ю.Кривицкий. Выбор и обоснование физических характеристик активной зоны реактора БН-800 с отрицательным значением натриевого пустотного эффекта. Кандидатская диссертация, изд. ОНТИ ФЭИ, 1996.

79. М.М.Савоськин, Т.Б.Морозова, Е.И.Новиковская и др. Аннотация пакета программ КРАБ-1. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып.6(43), стр.44.

80. В.А.Корнеев, А.В.Жуков. Программный комплекс CAFR для расчета физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Препринт ФЭИ-2580, 1996.

81. С.П,Белов, П.В.Герасимов, Ю.А.Казанский, В.И.матвеев, Г.М.Пшактн, П.Л.Тютюнников. Расчетно-экспериментальные исследования натриевого пустотного эффекта реактивности. // Атомная энергия,т.47,вып.3, 1979,стр.161-164.

82. С.Б.Бобров, А.В,Данилычев, В.А.Елисеев и др. Пути развития быстрых энегретических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства. Атомная энергия, (1983), т.54, вып.4, стр.269.

83. М.В.Беляев, А.И.Воропаев. Концепция гетерогенной активной зоны в быстрых реакторах. Аналитический обзор Е-26. ОБ-63, Обнинск, 1978.

84. З.Эйвери. Теория связанных реакторов. -Докл.№ 1858 на II Межд.Конф. по мирному использованию атомной энергии, Женева, 1958.

85. J.Chandler, D.Marr. Design Configurations for Controlling Sodium Void Worth in Large FBR Cores. ANS Transaction, v.27, p.751.

86. Физические вопросы безопасности в быстром реакторе с кольцевой гетерогенной компоновкой активной зоны. Возможности системы СУЗ. -Отчет/ФЭИ Инв.№3985, 1984.

87. W.Barthold, J.Beitel, E.Kan, C.Tzanos. Potential and Limitation of the Heterogeneous Reactor Conceht. FNS Transaction, v.26, p.552 ,

88. H.Hayashi e.a. A conceptual design study of a large FBR plant enhancing passive safety. -In Proc.Int.Meeting "Sodium cooled fast reactor safety", Obninsk, Russia, Oct.3-7,1994

89. А.В.Данилычев, В.И.Матвеев, Г.М.Пшакин. Исследование параметров безопасности гетерогенной компоновки активных зон быстрых реакторов.-Докл. на советско-французском семинаре по безопасности быстрых реакторов. Обнинск, 6-8 дек., 1983.

90. Takanobu К. e.a. Nuclear Technology, v.71, р.548, 1985.

91. J.Cahalan, R.Wigeland. Performance of metall and oxide fuels during accidents in a large liquid metal cooled reactor. -(Ibb.37.).

92. Э.Франке, К.Гертнер, Б.Кунцманн, Р.Бланк, Г.Пшакин, И.Суслов. Исследование натриевого пустотного эффекта реактивности и допплер-эффекта для реактора типа БН-1600 с различными компоновками активной зоны. -Совм.отчетФЭИ/ZfK, РТФ-2/82, Россендорф, ГДР.

93. С.Б.Бобров, А.В.Данилычев, В.И Матвеев, М.Ф.Троянов и др. пути развития энергетических реакторов на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства. //Атомная энергия, т.54, вып.4, 1983.

94. А.В.Данилычев, Б.Ф.Шафрыгин, С.И.Щербаков. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора. -А/с № SU 1225400 ioi.G21C 3/00, 1985

95. Расчетные исследования физических характеристик модульного реактора с оксидным, металлическим и нитридным топливом. ТХС/ФЭИ исх.№ 3015/39 от 05.04.1989.

96. А.В.Данилычев, В.И.Матвеев, А.И.Новожилов, Б.Ф.Шафрыгин.Тепловыделяющая сборка быстрого реактора. -А/с № SU 1245129, Kn.G21c 3/24, 1986.

97. H.Hayashi e.a. A conceptual design study of a large FBR plant enhancing passive safety: -In Proc.Int.Meeting "Sodium cooled fast reactor safety", Obninsk, Russia, Oct.3-7,1994.

98. T. Kawashima et al. Trends of Axially Heterogeneous LMFBR Core Performance with Reactor Size // Transactions of European Nuclear Conference: ENS'90, Lyon, France, 1990, vol.2.

99. Натриевый пустотный эффект реактивности в реакторах типа БН. -Отчет ФЭИ по контракту СССР-Япония (Марубени), 1992 г.

100. A.V.Danilytchev et al. LMFBR self-protection nitride core with gas or sodium bonded fuel.- In Proc.Russian-Japanese Fast Reaktor Siminar, Obninsk, Russia, 7-10Mach 1995.

101. Анализ процессов повреждения активных зон реакторов типа БН и возможности образования вторичных критмасс при разрушении (расплавлении) топлива. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 7567, 1989.

102. Yu.K.Buksha, A.V.Danilytchev et al. Analysis of the fast reactor core re-criticality at beyond design basis accidents.- In Proc.Int.Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety.RF, Obninsk, 3-7 Oct.,1994.

103. P.Anzieu, J.P.Van-Dorsselaere. Total Instantaneous Blockage Calculation with the Surfass Code for Fast Reactor Subassemblies. In Proc.Int.Conf.British Nucl.E.S. 4.06.1990, London, p.105.

104. M.A.Perks e.a. State of the Art Reviewon the Mechanical Response of Fast Reactor Subassemblies in Local Accident Codition. Amsterdam, North-Holland, NE and D. 97(1986), p. 117.

105. Ю.К.Букша, А.В.Данилычев, А.П.Иванов и др. Анализ запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах.- Препринт ФЭИ-2775, 1999.

106. Анализ возможностей образования критических конфигураций активной зоны при запроектных авариях. Отчет/ФЭИБ Инв.№ 7870, 1991.

107. Определение вероятностных ситуаций возникновения парового взрыва и исходных параметров для расчета системы расплав топлива-теплоноситель. -ТХС/ФЭИ, 1992.

108. Transient and accident analysis of BN-800 type LMFR with near zero void effect./ Final report on an international benchmark programm supported by the IAEA and EC 1994-1998, IAEA-TECDOC-1139, Viena, Austria, 2000.

109. С.П.Белов, В.П.Герасимов, А.В.Данилычев, В.Ф.Ефименко и др. Эффекты реактивности при моделировании расплавления топлива IAEA-SM-244/80, «Fast Reactor Physics 1979», vol.1, p.345-359, Vienna, 1980.

110. О.Д Казачковский. Реакторы на быстрых нейтронах взгляд в будущее. - Атомная энергия, 1987, т.З, вып.5.

111. П.Н.Алексеев, К.О.Микитюк, М.В.Цуцков. Исследование безопасности перспективны реакторов с теплоносителем на основе свинца. -Труды X ежегодной конференции Ядерного Общества России, 28 июня-2 июля 1999, Обнинск

112. Б.Ф.Громов, Ю.С.Беломытцев, В.А.Губарев, А.Г.Калашников, М.П.Леончук и др. Реакторные установки, с внутренне присущей безопасностью, охлаждаемые сплавом свинец-висмут. //Атомная энергия, т.76, вып.4, стр.332-339, 1994.

113. Эффекты реактивности при попадании водородосодержащих веществ в активную зону быстрых реакторов на примере БН-350. Отчет/ФЭИ ТР-1086, 1974.

114. G.Ingram, D.W.Sweet. Studies of the Reactivity Effects of Hydrogeneous Material in a Sodium Cooled Fast Reactor. In Proc.Inter.Symp. Aix-en-Provence, France, 1979. IAEA-SM-244/41.

115. Исследование водородного эффекта реактивности в быстрых натриевых реакторах. Отчет/ФЭИ, Инв.№4635, Обнинск, 1986.

116. M.F.Vorotynsev, A.V.Danilychev, V.I.Matveev, H.-U.Barz, B.Bomer e.a. Reactivity Effects caused by Penetration of Hydrogen into LMFBR Core. Paper from AW der DDR, Rossendorf, ZfK-708, 1990.

117. Воротынцев М.Ф., Данилычев А.В., Миронович Ю.И., Стогов В.Ю., X.-У.Барц, Б.Бёмер, Э.Франке. Эффекты реактивности при попадании водородосодер

118. Исследование водородного эффекта реактивности в быстрых энергетических реакторах с различными видами топлива.- Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5782, 1989.

119. Расчетно-экспериментальные исследования водородного эффекта реактивности в критической сборке БФС-49-4. -Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5248дсп, 1987.

120. А.Д.Франк-Каменецкий. Геометрический модуль для расчетов методом Монте-Карло. -Препринт ИАЭ-2416, М., 1974.

121. Расчетно-экспериментальные исследования водородного эффекта реактивности в критической сборке БФС-49-4. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5248, 1987.

122. И.А.Кузнецов. Аварийные и переходные режимы работы в быстрых реакторах. М.:Энергоиздат, 1987.

123. Y.U.Barz, U.Rode. Das Programm TEMCAL zur Bereschnung der Stationaren Temperaturferteilung in einem natriungekulten SBR.- Arbietsberict/ZfK, RPT-7/82, 1982.

124. Отчет по программе KIR. Отчет/ОКБМ, инв. № 712э, 1981.

125. DINROS- программа для расчета аварийных и переходных процессов в быстрых реакторах.- Отчет/ФЭИ, Инв.№5003, 1987.

126. Расчетные оценки температурных состояний компонент твэла на основе металлического легированного и в сравнении с оксидным топливом при набросах мощности и изменении расхода теплоносителя. ТХС/ФЭИ, исх.№ 30-15/38 от 06.04.1992.

127. А.В.Данилычев, С.Б.бобров, В.И.Матвеев, Б.Ф.Шафрыгин. Сравнительный анализ физических характеристик безопасности быстрого модульного реактора и реактора большой мощности. Отчет/ФЭИ, инв.6002, 1990.

128. W.D.Legget, RD.Legget. A Decade of Progress in Fast Reactor Fuel. Proc. ANS Winter Meeting «LMR Progress and Promise», Washington, D.C., USA, Non. 11-15, 1990.

129. Сравнительный анализ компоновок и характеристик активной зоны на нитридном топливе при использовании твэл с газовым и натриевым подслоем- отчет/ФЭИ, инв.10361,2000.

130. Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей большого быстрого реактора с нитридной загрузкой активной зоны при различных видах контактного подслоя (гелиевого и натриевого).- Отчет/ФЭИ, Инв.№ 8947,1994.

131. Yoshio Watari. Study on high burnup and long operating cycle core concepts for large LMFRs. Proc.JAIF-GKAE Sem. On Calculation and Experimenst on Physical Problems of Designing FBRs, Obninsk, July, 1989, Text of Japanese Presentations, p. 2.1-2-27.

132. K.Kawashima e.a. Study of the advanced design for axially heterogeneous LMFBR cores. (ibb. 57.).

133. Доплеровская компонента реактивности обратной связи при реализации принципа самозащищенности большого быстрого реактора (сопоставление оксидной и нитридной загрузок). ТХС/ФЭИ, исх.№29-19/97 от 29.09.2000 г.

134. В.В.Наумов, В.В.Орлов, В.С.Смирнов. Топливный баланс ядерной энергетики с быстрыми реакторами без уранового бланкета. //Атомная энергия,т.76, вып.4,1994, стр.349-350.

135. Сравнение характеристик безопасности реакторов типа БН-800 и EFR, предназначенных для выжигания плутония. Отчет/ФЭИ, Инв.9353, 1996.

136. D.G.Elistratov, A.V.Danilytchev, V.Yu.Stogov. Fast Plutonium Reactors. Self-Protection principle realisation. //Trans.Int.Forum «Yuoth and the Plutonium Challenge», Obninsk, Russia, July 5-10, 1998.

137. А.В.Данилычев, В.Ю.Стогов и др. Влияние точности расчета доппле-ровской компоненты ТКР на обоснование безопасности быстрых реакторов.- В сб.трудов семинара к 30-летию реактора БОР-бО, Димитровград, ноябрь 1999.

138. Пшакин Г.М. Анализ экспериментов по измерению Доплер-эффекта в реакторе SEFOR. //ВАНТ серия «Ядерные константы», вып. 21, 1976.

139. Б.Д.Абрамов. О связи эффектов реактивности в кинетической и диффузионной теориях возмущений. II Атомная энергия, т.84, вып.2, стр.98-102, 1998.

140. Пространственные распределения эффективностей компонент активной зоны для анализа эффектов реактивности от изгибов ТВС реактора БН-800 в нестационарных температурных полях.-ТХС/ФЭИ,исх.№30-13/48 от28.05.1992.

141. А.С.Серегин. Частное сообщение.

142. С.П.Белов, П.В.Герасимов, В.А.Грабежной, А.В.Данилычев и др. Исследование натриевого пустотного эффекта реактивности на модели гетерогенной активной зоны большого быстрого реактора. //ВАНТ сер. «Ядерные константы» вып.4, 1990, стр.82.

143. А.С.Серегин. Аннотация программы ТРИГЕКС для малогруппового нейтрон-но-физического расчета реактора в трехмерной геометрии // ВАНТ, Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып.4(32), 1983.