автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Технико-экономическая оптимизация параметров активной зоны и теплогидравлическая характеристика оборудования энергоблока с реактором БН

Введение

Глава 1. Методика определения параметров натриевых контуров и паросилового цикла энергоблока с реактором типа БН с учетом ограничений на теплогидравлические характеристики и конструкцию основного технологического оборудования и элементов активной зоны при фиксированной тепловой или электрической мощности.

1.1. Постановка задачи.

1.2. Математическая модель. Методика и алгоритм расчета.

1.3. Характеристика комплекса программ.

Выводы.

Глава 2. Оптимизационные исследования по улучшению технико-экономических показателей энергоблока средней мощности с РУ типа БН-800 за счет увеличения тепловой мощности и повышения выгорания топлива.

2.1. Постановка задачи. Исходные данные и ограничения.

2.2. Характеристика энергоблока с РУ БН-800М (I) тепловой мощностью 2100 МВт.

2.3. Характеристики энергоблока с РУ БН-800М (II) с увеличенной тепловой мощностью.

2.4. Технико-экономические показатели вариантов энергоблока с РУ БН-800М (I) и БН-800М (II) с различной тепловой мощностью.

Выводы.

Глава 3. Оптимизация энергоблока с реактором большой мощности типа БН-1600М исходя из достижения высоких выгораний топлива.

3.1. Влияние давления острого пара и вида тепловой схемы пароводяного контура на технико-экономические показатели парогенератора и турбоустановки.

3.2. Зависимость максимальной температуры оболочек, ресурса твэла и металлоемкости РУ типа БН-1600М от параметров натриевых контуров и температуры острого пара.

3.2.1. Характеристики активных зон с оболочками твэлов из аустенитных сталей.

3.2.2. Характеристики активных зон с оболочками твэлов из ферритно-мартенситных сталей.

3.2.3. Параметры активной зоны и РУ типа БН-1600М с высоким выгоранием топлива.

Выводы.

Глава 4. Исследование возможности существенного улучшения характеристик безопасности и натуральных показателей топливного цикла активной зоны РБН с КВА-1.0 при снижении требований по НПЭР.

4.1. Зависимость нейтронно-физических (в том числе НПЭРдз+верх) и теплогидравлических характеристик активных зон с КВА=1. от величины относительного шага пучка твэлов.

4.2. Улучшение натуральных показателей топливного цикла активной зоны с КВА~1 при снижении требований по

НПЭРдз+верх.

Выводы.:.:.:.;.

Вплоть до 80-ых годов в России (как и в ряде других стран, интенсивно развивающих ядерную энергетику) была принята стратегия топливообеспечения ядерной энергетики на долгосрочную перспективу, заключающаяся в развертывании замкнутого уран-плутониевого топливного цикла и расширенном воспроизводстве плутония в реакторах-бридерах. При этом исходили из соображений, что запасы дешевого природного урана ограничены, и при прогнозируемых темпах ввода АЭС на урановом топливе данных запасов хватит на весьма ограниченный период времени.

В рамках указанной стратегии топливообеспечения ядерной энергетики реакторам-бридерам отводится важное место. В настоящее время в мире разрабатываются несколько вариантов реакторных систем, обладающих свойством избыточной наработки плутония. В качестве одного из перспективных направлений создания реактора-бридера рассматривается разработка реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем - РБН. Реакторные установки данного типа прошли этапы экспериментального обоснования и промышленного освоения. В конце 80-ых - начале 90-ых годов в России приступили к созданию проекта серийного РБН большой мощности (~1600 МВт (эл)), работающего в бридерном режиме, экономически конкурентоспособного по сравнению с перспективными ВВЭР и обладающего высоким уровнем безопасности.

Работы над проектом серийного РБН совпали по времени с возникновением новой ситуации в сфере топливообеспечения ядерной энергетики страны, характеризующейся следующими моментами:

- замедлились темпы роста энергопотребления;

- снизились темпы ввода АЭС, и сократилась прогнозируемая доля ядерной энергетики в структуре энергообеспечения страны в будущем;

- сформировался стабильный рынок уранового топлива с относительно невысокими ценами;

-разведка и освоение новых месторождений органического топлива при низких темпах его потребления привели к снижению цен на органическое топливо;

- на предприятиях внешнего топливного цикла скопилось значительное количество невостребованного энергетического плутония, и в ближайшие годы ожидается высвобождение десятков тонн оружейного плутония.

В создавшейся ситуации общего замедления развития ядерной энергетики большинство экспертов считают нецелесообразным развертывание в ближайшее время топливного цикла с расширенным воспроизводством плутония и предлагают отодвинуть сроки массового ввода реакгоров-бридеров на неопределенный период (после 2030 года).

В соответствии со сложившейся ситуацией и, в первую очередь, для решения проблем, связанных с наличием значительных количеств невостребованного плутония, предложено использовать РБН для выжигания плутония и малых актинидов (МА).

Появление дополнительных функций РБН открывает новый этап в развитии РУ данного типа и предполагает корректировку технической концепции последней и формулировку дополнительных требований к ее характеристикам. В настоящее время в качестве основного направления развития РБН рассматривают создание РУ, работающей в составе энергоблока, конструкция которой допускает реализацию активных зон как со свойствами выжигателя, так и со свойствами бридера. При этом остаются актуальными такие проблемы как обеспечение высокого уровня безопасности РБН и достижение экономической конкурентоспособности последних по сравнению с перспективными источниками электроэнергии.

Решение перечисленных проблем подразумевает выполнение комплекса научно-исследовательских работ с целью обоснования возможности и целесообразности использования в проекте различных технических, конструкторских и схемно-компоновочных решений, оптимизации параметров РУ и определения влияния на них различных факторов.

Важное место в комплексе научно-исследовательских работ отводится решению задач оптимизации и обоснования вида тепловой схемы энергоблока, параметров натриевых и пароводяных контуров, теплогидравлических характеристик активной зоны и основного технологического оборудования, от которых зависят значения ряда показателей, определяющих экономичность, безопасность и надежность работы РУ.

Решение указанных задач становится особенно актуальным на этапе создания коммерческого РБН, когда для достижения высокого уровня безопасности, экономической конкурентоспособности и многофункциональности РУ требуется оптимальным образом выбрать технические, конструкторские и схемно-компоновочные решения и определить условия их реализации.

Основная цель работы заключается в комплексной оценке влияния на технико-экономические показатели РБН (параметры натриевых и пароводяных контуров, к.п.д. цикла, выгорание топлива, металлоемкость РУ и т.д.) ограничений на рабочие характеристики и габариты элементов активной зоны и основного технологического оборудования РУ и требований к нейтронно-физическим характеристикам и мощности энергоблока с реактором БН.

В соответствии с поставленной целью решен ряд задач, основными из которых являются:

- сравнительный анализ двух направлений улучшения технико-экономических показателей энергоблока с РУ средней мощности типа БН-800 - увеличение электрической мощности и повышение выгорания топлива;

- оптимизация параметров натриевых контуров, характеристик и вида тепловой схемы энергоблока с реактором большой мощности типа БН-1600М с целью снижения металлоемкости РУ при условии достижения высоких выгораний топлива (15-20% т.а.) и заданной электрической мощности;

-исследование зависимости теплогидравлических характеристик, конструктивных особенностей и натуральных показателей топливного цикла активной зоны РБН большой мощности от ограничений на величину пустотного эффекта реактивности и изменения реактивности при выгорании топлива за микрокампанию.

Для решения указанных задач, а также автоматизации инженерных расчетов, разработаны методика и алгоритм, и создан комплекс программ, позволяющие выполнять взаимосогласованный расчет параметров I, II и III контуров (температуры, расходы), теплогидравлических характеристик основного технологического оборудования и элементов активной зоны, к.п.д. паросилового цикла энергоблока с РБН с учетом ограничений на рабочие характеристики и габариты оборудования при фиксированной тепловой или электрической мощности; разработаны методика, алгоритм и программа теплогидравлического расчета TBC с пучком тепловыделяющих элементов, содержащим помимо топливных элементы иного типа (воспроизводящие, стальные, поглощающие и т.д.), с различными типами дистанционирования твэлов в пучке и различными моделями пучка твэлов (плотно сжатый, равномерно-распределенный и раздвинутый пучки); разработана инженерная методика теплогидравлического расчета парогенератора натрий-вода при закритических давлениях воды/пара.

Параметры контуров определяются с использованием методик и алгоритмов расчета тепловой схемы турбоустановки и теплогидравлических характеристик активной зоны и ее элементов (TBC, твэл), основного технологического оборудования (ПТО, ПГ, ГЦН-I, ГЦН-Н, и т.д.) энергоблока с РБН, позволяющих получать детальные распределения температур в элементах конструкции.

Решение перечисленных выше задач, обсуждение полученных результатов и их практическая реализация выполнены с использованием методических разработок и результатов, близких по содержанию к исследованиям других организаций при непосредственном участии их сотрудников. Характеристика использованных методических разработок и результатов близких по постановке исследований дана по тексту диссертации. Автор защищает:

Постановку задачи, методику и алгоритм комплексного взаимосогласованного расчета параметров натриевых и пароводяного контуров, к.п.д. цикла, теплогидравлических характеристик активной зоны и основного технологического оборудования РБН с учетом ограничений на рабочие характеристики (максимальные температуры топлива и оболочки твэла, температура теплоносителя на входе в парогенератор, напорные и кавитационные характеристики насосов I и II контуров) и габариты оборудования (радиальные и—аксиальные габариты ПТО, длина теплообменных трубок модулей парогенератора) при фиксированной тепловой или электрической мощности.

- .Инженернуюметодику и алгоритмтеплогидравлического расчета парогенератора натрий-вода на закритические параметры рабочего тела.

- Инженерную методику и алгоритм теплогидравлического расчета TBC с пучком твэлов, содержащим топливные, воспроизводящие и поглощающие элементы с различными типами дистанционирования твэлов в пучке (решеточное, проволочное) и различными моделями пучка твэлов (плотно сжатый, равномерно-распределенный, раздвинутый).

- Результаты и рекомендации расчетных исследований по определению параметров контуров, к.п.д. цикла, теплогидравлических характеристик активной зоны и основного технологического оборудования и т.д. для двух вариантов энергоблока с РУ типа БН-800: с увеличенной тепловой мощностью и с увеличенным выгоранием топлива; результаты сравнительного анализа двух направлений улучшения технико-экономических показателей энергоблока с РУ средней мощности.

- Постановку задачи и результаты исследований по оптимизации параметров натриевых контуров, характеристик и вида тепловой схемы третьего контура, к.п.д. цикла, теплогидравлических характеристик основного технологического оборудования (ПТО, ПГ, ГЦН-1, II) и активной зоны энергоблока РБН большой мощности типа БН-1600М при условии обеспечения высоких выгораний топлива и заданной электрической мощности.

Результаты и рекомендации расчетных исследований по определению зависимости теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик, конструктивных особенностей и натуральных показателей топливного цикла активной зоны РБН большой мощности от ограничения на величину НПЭРаз+верх при условии сохранения нулевого значения изменения реактивности при выгорании топлива за микрокампанию. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и приложений.

Основные результаты работы и выводы сводятся к следующему:

1. Сформулирована задача и разработаны математическая модель, методика, алгоритм и комплекс расчетных программ определения параметров натриевых и пароводяного контуров, к.п.д. цикла и теплогидравлических характеристик активной зоны и основного технологического оборудования энергоблока с реактором на быстрых нейтронах с учетом ограничений на рабочие характеристики и габариты оборудования при заданной тепловой или электрической мощности.

Разработаны методика, алгоритм и программа теплогидравлического расчета парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем на закритические давления рабочего тела.

2. На примере энергоблока с реактором средней мощности типа БН-800 выполнен сравнительный анализ двух направлений улучшения технико-экономических показателей реакторной установки:

- увеличение тепловой мощности при сохранении максимальных температур оболочек твэлов из аустенитных сталей на уровне ~700°С;

- повышение выгорания топлива за счет снижения температур оболочек до уровня ~660°С и применения ферритно-мартенситных сталей при сохранении проектного значения тепловой мощности 2100 МВт. Получено, что в рамках проектных и технических решений энергоблока с реактором типа БН-800 более эффективным способом улучшения технико-экономических характеристик является увеличение тепловой мощности с 2100 до 2350 МВт и, соответственно, электрической мощности до 960 МВт(эл).

3. Выполнено сравнение технико-экономических характеристик вариантов турбоустановок и парогенераторов энергоблока с реактором большой мощности типа БН-1600М с умеренными (130 ат) и закритическими (240 ат) давлениями острого пара и схемами с паровым и натриевым промперегревом. Показано, что при фиксированной электрической мощности на клеммах генераторов 1675 МВт, уровне температур оболочек твэлов б90-^705°С, заданных параметрах II контура (345/530°С) и фиксированной температуре острого пара 500-г-505°С переход с умеренных на закритические давления и от схемы с паровым промперегревом к натриевому приводит к увеличению суммарной металлоемкости и стоимости турбоустановок и корпусных парогенераторов (как с прямыми, так и с витыми трубками).

С целью снижения суммарной металлоемкости основного оборудования III контура (корпусных парогенераторов, турбоустановок) для энергоблока с реактором типа БН-1600М в качестве основного рекомендован цикл на умеренные давления острого пара (130 ат) с паровым промперегревом.

4. Выполнена технико-экономическая оптимизация параметров энергоблока с реактором большой мощности типа БН-1600М исходя из требований по достижению высоких выгораний топлива и снижению металлоемкости оборудования.

Рассматривались оксидные и нитридные активные зоны (гомогенного типа и с аксиальной гетерогенностью) с оболочками твэлов из аустенитных и ферритно-мартенситных сталей, удовлетворяющие требованиям: НПЭРАз+верх< 0 и доля топлива не менее 0.47.

Для схемы с паровым промперегревом и умеренным давлением острого пара определены тепловая мощность энергоблока и параметры натриевых и пароводяного контуров, при которых обеспечивается достижение высоких выгораний топлива:

- тепловая мощность блока, МВт 4060

- параметры II контура,°С 340/515

- параметры острого пара (перед турбиной) давление, ат 130 температура,0 С 485

- температура питательной воды,°С 250

- мощность на клеммах генераторов, МВт 1667.

Получено, что для твэлов с нитридным топливом (гелиевый подслой) и оболочками из улучшенных аустенитных сталей выгорание топлива составляет 13.2+14.6% т.а. при ресурсе 1720+1890 эфф. суток (активная зона с аксиальной гетерогенностью). В случае оболочек из ферритно-мартенситных сталей (типа ЭП-450) выгорание нитридного топлива составляет 12.7% т.а. при ресурсе 1585 эфф. суток. Для твэлов с оксидным топливом и оболочками из аустенитных сталей выгорание топлива составит 17.1+18.7% т.а. при ресурсе 1430+1560 эфф. суток (активная зона с аксиальной гетерогенностью), а в случае оболочек из стали ЭП-450 выгорание составит 23% т.а. при ресурсе 1600 эфф. суток.

135

Показано, что дальнейшее снижение параметров II и III контуров равно как и увеличение расхода в I контуре с целью уменьшения температур оболочек и повышения ресурса твэлов нецелесообразно из-за ухудшения технико-экономических показателей энергоблока: возрастают затраты мощности на прокачку теплоносителя II контура, увеличивается металлоемкость ПГ и энергоблока в целом.

5. На примере энергоблока с РУ большой мощности типа БН-1600 исследовано влияние на теплогидравлические характеристики и натуральные показатели топливного цикла активной зоны с КВА ~ 1 ограничения на величину пустотного эффекта реактивности. Показано, что отказ от ограничения НПЭРАЗ+верх < 0 позволяет помимо сокращения годового потребления твэлов (в 1.30 + 2.2 раза в зависимости от материала оболочки твэла, вида топлива, компоновки и состава активной зоны) существенно снизить (примерно в 10 раз) гидравлическое сопротивление и затраты мощности на прокачку теплоносителя I контура и улучшить ряд характеристик, важных для обеспечения безопасности:

- увеличить расход естественной циркуляции в I контуре с -2.5% до -12+14%;

- увеличить постоянную выбега ГЦН-1 с 5 сек до 25+30 сек.

Определены оптимальные с точки зрения расхода естественной циркуляции состав и характеристики активных зон с КВА - 1.0 с нитридным и оксидным топливом РУ типа БН-1600.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Комплекс программ для расчета основного оборудования и тепловой схемы АЭС с реактором на быстрых нейтронах: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. 4540 дсп, Обнинск, 1985.

2. А.Ф.Лашин, Ю.В.Наумов., Л.С.Попырин. Оптимизация АЭС с быстрым натриевым реактором. Сборник "Системный подход к выбору параметров оборудования АЭС", Иркутск, СЭИ, 1982, стр.53-61.

3. Г.Б.Усынин, А.С.Карабасов, В.А.Чирков. Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах. Москва: Атомиздат, 1981.

4. Пути улучшения характеристик воспроизводства реактора БН-800: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № ИН-20184с, Обнинск, 1985.

5. Теплогидравлические характеристики активной зоны реактора БН-800 с различной степенью гетерогенности кольцевого типа: Тех.справка/ФЭИ, исх. № 33-10/111 дсп от 27.09.88, Обнинск.

6. Низкотемпературный быстрый реактор с металлическим топливом для теплофикации: Отчет о НИР/ФЭИ, инв.№ Е-10333с, Обнинск, 1982.

7. Физические . и теплогидравлические расчеты гетерогенных окисно-металлических активных зон кольцевого и аксиального типов: Отчет о НИР/предприятие п/я А-7755, В-2679, инв. № 2053, Горький, 1982.

8. Расчетно-теоретические и экспериментальные исследования в обоснование физики активной зоны, биологической защиты и теплогидравлики реактора БН-1600: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 4235 дсп , Обнинск, 1985.

9. Багдасаров Ю.Е., Камаев A.A., Ринейский A.A. и др. Пути улучшения экономических и физических показателей быстрых реакторов //PROCEEDINGS OF AN INTER. SYMPOS. "FAST BREEDER REAKTORS: EXPERIENCE AND TRENDS", Lyons, 22-26 July, 1985, Vol 1, стр. 301-315.

10. Расчетные исследования физических и термогидравлических характеристик реактора БН-1600 при использовании твэл диаметром 7.4x0.45 мм: Отчет о

11. НИР/ФЭИ, инв. № 4846 дсп, Обнинск, 1986.

12. Научно-техническое руководство разработкой АЭС и реакторной установки БН-1600 на стадии технического и рабочего проектирования: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 5162 дсп, Обнинск, 1987.

13. Расчетно-экспериментальные исследования по обоснованию физики, радиационной безопасности и теплофизики проекта реактора БН-1600 с традиционной и усовершенствованной гетерогенной активными зонами: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 5509 дсп, Обнинск, 1988.

14. Технические предложения по реактору типа БН-1600 на металлическом топливе: Тех. задание/ФЭИ, НИИАР, инв. № Г-3297, Обнинск 1982 (исх. № 31-06/52 дсп от 25.05.82).

15. Нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны РУ ОК-5Ю с увеличенным диаметром твэл и пониженным уровнем температур: Тех. справка/ФЭИ, исх. № 33-09/14 дсп от 14.03.89, Обнинск.

16. Техническое задание на разработку активной зоны БН-1600 в традиционной компоновке при использовании твэл диаметром 7.4x0.45 мм: Тех. задание /ФЭИ, исх. № 30-05/183 дсп от 30.12.85, Обнинск.

17. Техническое задание на разработку гетерогенной оксидно-металлической активной зоны реактора БН-1600 с внутрикассетной гетерогенностью (ВКГ): Тех. задание/'ФЭИ, исх. № 30-05/89 дсп от 22.07.85, Обнинск.

18. К вопросу количества турбин и некоторых схемных решений по III контуру энергоблоков БН-800: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 4041 дсп, Обнинск, 1984.

19. Обоснование тепловой схемы и основных параметров III контура АЭС с реактором БН-1600: Отчет о НИР/ФЭИ. инв.№ 4380 дсп, Обнинск, 1985.

20. Оптимизация проекта БН-1600 с учетом экономических критериев: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 5512 дсп, Обнинск, 1988.

21. Основные теплотехнические и нейтронно-физические характеристики РУ БН модульного типа электрической мощностью 100 МВт: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 5630 дсп, Обнинск, 1989.

22. Расчетные исследования сравнительных физических характеристик модульного реактора с различными топливными композициями: Тех.справка/ФЭИ, инв. № Г-4608 дсп, Обнинск, 1989.

23. Модульный реактор, перевозимый железнодорожным транспортом (основные характеристики и принципиальные решения): Тех. записка / ФЭИ, инв. № Г-3273. Обнинск, 1989.

24. Характеристики активных зон и конструктивные особенности РУ типа БН-1600 с низким гидравлическим сопротивлением I контура и увеличенным расходом естественной циркуляции: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 6024 дсп, Обнинск, 1990.

25. Камаев A.A., Ринейский A.A., Чушкин В.Н., Ошканов H.H., Потапов O.A. Влияние опыта эксплуатации реактора БН-600 на выбор проектных и конструкторских решений разрабатываемых быстрых реакторов// Доклад на советско-французский семинар, март 1988, Обнинск.

26. Оценка уровня тепловой мощности модульного реактора, перевозимого железнодорожным транспортом, с учетом возможностей пассивных систем снижения мощности и расхолаживания реактора: Тех. справка/ФЭИ, исх. № 33-15/64 от 14.04.92, Обнинск.

27. Технические требования и рекомендации к разработке техническихпредложений по РУ и энергоблоку.с реактором на быстрых нейтронахмодульного типа: Тех. задание/ФЭИ, исх. № 33-23/12 дсп от 09.03.89, Обнинск.

28. Анализ возможности использования TBC с чехлом и оболочками твэл из стали ЭП-450 в реакторе БН-800: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 5740 дсп, Обнинск, 1987.

29. Вопросы разработки активной зоны реактора БН-800 с составными твэлами с выгоранием свыше 15% т.а.: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № Е-13350с, Обнинск, 1989.

30. Камаев A.A. и др. Возможные пути снижения температур оболочек твэлов реакторов БН-600 и БН-800: Доклад на секцию НТС Министерства/ФЭИ, исх. № 33-11/75 дсп от 05.05.88, Обнинск.

31. Технические предложения по использованию составных твэлов в реакторе

32. БН-800: Тех. предложения/ФЭИ, инв. № Е-13349с, Обнинск, 1989.

33. Техническое задание на проектно-конструкторскую работу по усовершенствованию базового варианта установки БН-800 с целью повышения ее безопасности и технико-экономических показателей: Тех. задание/ФЭИ, исх. № 33-11/65 дсп от 08.06.87, Обнинск.

34. Сопоставление технико-экономических показателей вариантов энергоблока с РУ типа БН-800М с увеличенной электрической мощностью и высоким выгоранием топлива: Техническая справка/ФЭИ, исх. № 29-14/49 от 16.06.95, Обнинск.

35. Усовершенствование проектов следующих энергоблоков БН-800: Техническая записка/ФЭИ, исх. № 33-19/80 дсп от 06.08.86, Обнинск.

36. Обоснование мощности и технические требования к реактору и оборудованию усовершенствованной АЭС типа БН-800: Техническая записка/ФЭИ, исх. № 33-11/16 дсп от 15.02.88, Обнинск.

37. Предварительная оценка технических и физических характеристик двухконтурной АЭС с РУ петлевого типа со свинцовым теплоносителем: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 5978 дсп, Обнинск, 1990.

38. СИНВАР-2 — комплекс программ нейтронно-физического расчета реакторов в двумерной геометрии: Отчет о НИР (промежуточный)/ФЭИ, инв. № 6139, Обнинск, 1979.

39. Алексеев П.Н. и др. Комплекс программ TBK-2D// Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1983. Вып. 4(33), с. 32.

40. Зинин А.И., Колесов В.Е., Воропаев А.И. Пакет прикладных программ РБР-80// Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика и техника ядерных реакторов», 1985, вып. 5, с. 73-77.

41. Chr. Reiche, H.U. Barz, B.Kunzmann at all. Reactor-Code-System RHEIN fur ESER Computer/Kernforschungszentmm, ZFK-668, Karlsruhe, 1989.

42. Серегин A.C. и др. Адаптация комплекса программ TRIGEX на ЭВМ типа ЕС: Препринт ФЭИ-1919, Обнинск. 1988.

43. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. М.: Атомиздат, 1975.

44. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах: Учебное пособие для вузов / Под редакцией Ф.М.Митенкова.- М.: Энергоатомиздат, 1985.

45. Теплогидравлический расчет активной зоны и бокового экрана реактора БНпрограмма "ТИГР"-БН): Отчет о НИР/предприятие п/я А-7755, инв. № 628э, Горький, 1980.

46. Жуков A.B. и др. Анализ данных по межканальному обмену в TBC с винтовым оребрением твэлов (Часть II. Периферийная зона): Препринт ФЭИ-1573. Обнинск, 1984.

47. Жуков A.B. и др. Анализ данных по межканальному обмену в TBC с винтовым оребрением твэлов (Часть I. Центральная зона): Препринт ФЭИ-1574. Обнинск, 1984.

48. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. РТМ 1604.008-88. ФЭИ, Обнинск, 1988.

49. Богословская Г.П., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Титов П.А., Ушаков П.А. Программа ТЕМП-М теплогидравлического расчета кассет твэлов быстрых реакторов: Препринт ФЭИ-1401, Обнинск, 1983.

50. Методика и программа ТЕМП поканального теплогидравлического расчета TBC быстрых реакторов типа БН-600: Отчет о НИР/предприятие п/я В-2679, инв. № 3626 дсп, Обнинск, 1983.

51. Программа BUMT для трехмерного расчета нестационарных теплогидравлических процессов в сборках активной зоны быстрого реактора с натриевым охлаждением: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 9346, Обнинск, 1996.

52. РЕАКТОР С ОБОРУДОВАНИЕМ ПЕРВОГО КОНТУРА. Расчет тепловой и гидравлический активной зоны, зоны воспроизводства и отражателя. ОК-5Ю, 100 РР 14: Отчет о НИР/предприятие п/я А-7755. инв. № 1934 дсп, Горький, 1981.

53. РЕАКТОР. Расчеты физические, тепловые и гидравлические активной зоны и зоны воспроизводства. УН-4, ООРР6: Отчет о НИР/ предприятие п/я А-7755, инв. № 2262 дсп, Горький, 1984.

54. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. М.: Машиностроение, 1975.

55. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) . М.: Энергоатомиздат, 1984.

56. ТЕПЛООБМЕННИК. Тепловой и гидравлический расчет. ОК-5Ю: Отчет о НИР/предприятие п/я А-7755, инв. № 540120, Горький, 1981.

57. ТЕПЛООБМЕННИК. Тепловой и гидравлический расчет. УН-4, IIPPI: Отчет о НИР/предприятие п/я А-7755, инв. № 560945, Горький, 1982.

58. Программа для ЭВМ БЭСМ-6. Тепловой расчет стационарного режима крупномодульного секционного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем ТРП-5: Отчет о НИР/ ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", Б-174, Подольск, 1981.

59. ПАРОГЕНЕРАТОР Н-317. Расчет теплогидравлический. Парогенератор с укрупненными секциями. 317.00.00.00.000 PP02.I: Отчет о НИР/ ГКАЭ ОКБ "Гидропресс", инв. № 152956, Подольск, 1982.

60. Кокорев Б.В., Фарафонов В.А. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидкометаллическим охлаждением / Под общей редакцией П.Л. Кириллова. М.: Энергоатомиздат, 1990.

61. Корн Г., Корн Т. Справочник по математике (для научных работников и инженеров): Издание четвертое. М.: Наука, 1978.

62. РУКОВОДЯЩИЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ МАТЕРИАЛ. Методика и зависимости для теоретического расчета теплообмена и гидравлического сопротивления теплообменного оборудования АЭС. РТМ 24.031.05-72. Москва, 1972.

63. Исаченко В. П., Осипова В.А., Сукомел A.C. Теплопередача. -М.: Энергия, 1965.

64. Полетавкин П.Г., Шапкин H.A. Исследование теплоотдачи при поверхностном кипении// Теплоэнергетика, 1969, № 12.

65. Тепловой расчет котельных агрегатов. Нормативный метод. М.: Госэнергоиздат, 1957.

66. Миропольский З.Л. Теплоотдача при пленочном кипении пароводяной смеси в парогенерирующих трубах// Теплоэнергетика. 1963, № 5, с. 49.

67. Groenvald D.C. Post dry-out heat transfer physical mechanism and a survey of prediction methods // Nuclear Eng. Design. 1975, Vol. 32, № 3. —

68. Дорощук B.E. Рекомендации по расчету кризиса теплоотдачи в трубах// Теплофизика высоких температур. 1966, Том 4, № 4.

69. Коньков A.C. Экспериментальное исследование условий ухудшения теплоотдачи при течении пароводяной смеси в обогреваемых трубах // Труды ЦКТИ, 1965, № 58.

70. Красноухов Ю.В. Исследование теплогидравлических характеристик и разработка рекомендаций для проектирования змеевиковых поверхностей нагрева прямоточных парогенераторов АЭС: Дисс. канд. техн. наук, Ленинград, ЦКТИ, 1980.

71. Экспериментальное исследование теплоотдачи к воде сверхкритическогодавления при турбулентном течении: Отчет о НИР (промежуточный)/ФЭИ, инв. № 6677, Обнинск, 1982.

72. Петухов Б.С. и др. Новый подход к расчету теплообмена при сверхкритических давлениях теплоносителя // Теплофизика высоких температур, 1976, т.14, № 6, с. 1326-1329.

73. Swenson H.S., Carver J.R., Kakarala C.R. Heat transfer to supercritical water in smoothbore tubes // Trans. ASME, ser. C, 1965, v. 87, No 4, pp. 477-484.

74. Bishop A.A., Sandberg R.O., Tong L.S. Forced convection heat transfer to water at near critical temperatures and supercritical pressures // WCAP 2056 -P, Part III-B, Feb. 1964.

75. Шлыков Ю.П. и др. Турбулентный теплообмен в сверхкритической области параметров состояния (теоретический анализ и обобщение опытных данных) //В кн.: Тепло- и массоперенос при фазовых превращениях. Часть II. Минск, 1974, с. 3-20.

76. Миропольский 3.JI., Шицман М.Е. Теплоотдача к воде и пару при переменной теплоемкости (в околокритической области) // Журнал технической физики, 1957, т.27, № 10, с. 2359-2372.

77. Yamagata К. et al. Forced convective heat transfer to supercritical water in tubes // Intern. Sym. Heat and Mass Transfer, 1972, v. 15, N 12. pp. 2575-2594.

78. Апатовский Л.Е. и др. Разработка алгоритма и программы расчета паротурбинной установки с секционированием конденсационного устройства: -Отчет о НИР/ЦКТИ, ЛМЗ, инв. № 023819/о-9745, план-заказ 03.13.1413.00.40, Ленинград, 1978.

79. Петухов Б.С., Попов В.Н. Теоретический расчет теплообмена и сопротивления трения при турбулентном течении в трубах несжимаемой жидкости с переменными физическими свойствами. Теплофизика высоких температур, 1963, т. 1, № 1, с. 85-101.

80. Теплогидравлические характеристики активной зоны реактора БН-800 с модифицированным невоспроизводящим боковым экраном и оболочками твэлов из ферритно-мартенситных сталей: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 9680, Обнинск, 1997.

81. Высокобезопасный энергоблок с реактором БН средней мощности (500-600 МВт(э)): Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 6109 дсп, Обнинск, 1991.

82. Сопоставление технико-экономических показателей вариантов энергоблока с РУ типа БН-800 с увеличенной электрической мощностью и высоким выгоранием топлива: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 9363, Обнинск, 1996.

83. Камаев A.A., Забудько JIM., Попов Э.П., Мартьянова Н.Г. Пути улучшения технико-экономических показателей энергоблока с реактором на быстрых нейтронах средней мощности. Доклад на российско-японский семинар, 7-10 октября, 1996, Обнинск, Россия.

84. Установка реакторная БН-600М. Пояснительная записка. РНАТ.501.111.010 ПЗ: Отчет/О КБ М, инв. № 779729, Н. Новгород, 1992.

85. Зона активная. Расчет физический. РНАТ.501.341.002 РР: Отчет/ОКБМ, ФЭИ, инв. № 762014, Н. Новгород, 1991.

86. Реактор с оборудованием I контура. Расчет гидравлический основной и вспомогательной трасс. УН-4 00РР8: Отчет/ОКБМ, инв. № 587236, Горький, 1983.

87. Зона активная. Расчет теплогидравлический. РНАТ.501.341.002 РР1: Отчет/ОКБМ, инв. № 762015, Н. Новгород, 1991.

88. Парогенератор Н-272. Пояснительная записка. 272.00.00.000.01ПЗ: Отчет/п/я Г-4285, инв. № 1938 дсп (инв. № 61645), Подольск, 1976.

89. Fast Reactor database. IAEA-TECDOC-866, Vienna, Feb, 1996.

90. По вопросу турбин блоков БН-800 с увеличенной тепловой и электрической мощностью.уПисьмо ПОТ "ЛМЗ", исх. № 510-35-97 от 20.01.88 (Вх. № 576 от 26.01.88, ФЭИ), Ленинград.

91. Расчетное обоснование геометрии TBC активной зоны реактора БН-1600М: Техническая справка / ФЭИ, исх. № 33-09/157 от 25.08.92, Обнинск.

92. Статистическая обработка результатов формоизменений чехлов TBC из стали ЭП-450 активной зоны БН-600 1М и оболочек твэлов из стали ЭП-172 х.д.: Отчет / ФЭИ, ВНИИИНМ, БАЭС, инв. № 6243 дсп, Обнинск, 1991.

93. Исследование радиационной ползучести и распухания оболочечных ичехловых сталей в обоснование работоспособности твэлов и TBC реактора ОК-510 по критерию предельного формоизменения: Отчет / ФЭИ, ВНИИИНМ, инв. № 5800 дсп, Обнинск, 1989.

94. Оценка топливной составляющей БН-800 при повышении выгорания МОХ топлива до 12% и при отказе от бокового экрана: Техническая справка / ФЭИ, инв.№ 22-05/10 дсп от 25.06.97, Обнинск.

95. Сукнев K.JI. и др. Сравнение технико-экономических характеристик АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами для условий площадки Белоярской АЭС. Доклад на российско-французский семинар, ноябрь 1998, Россия.

96. Технические аспекты создания реактора-хранилища плутония (типа FNPSR) на базе российских РБН: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 9177, 1996, Обнинск.

97. Камаев A.A., Попова Н.Г. Concept of fast neutron plutonium storage reactor. Technical and physical problems:// Inter. Con. Of the Physics of Reactor PHYSOR 96, September 1-20, 1996, vol.2, p. D31-D40, Mito, Japan.

98. Исследование влияния реактора-хранилища на темпы утилизации оружейного плутония и параметры топливного цикла: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 9681, 1997, Обнинск.

99. Камаев A.A. Technological aspects of FNPSR development on the basis of Russian ЬМРК'8.//Доклад на франко-российский семинар, Кадараш, 19-24 июня, 1995.

100. Каграманян B.C., Камаев A.A. и др. Concept of fast neutron plutonium storage reactor. Technical and physical problems. //Доклад на российско-французский семинар, Обнинск, 1-5 июля, 1996.

101. Поплавский В.М., Борисов В.В., Камаев A.A. и др. Энергетический комплекс безотходной переработки металлосодержащих отходов: // «Цветная металлургия», 1995, № 1-2 (январь-февраль), стр. 27-30.

102. Поплавский В.М., Борисов В.В., Камаев A.A. и др. Устройство охлаждения и утилизации тепла отходящих из печи газов: // Заявка на изобретение № 94039494/02 (040037) от 03.11.94 (положительное решение).

103. Борисов В.В., Кравченко И.Н., Камаев A.A. и др. Высокотемпературная переработка отходов с эффективной системой утилизации тепла: // Наука производству (индекс 11394), 1999, № 1, издан, г. Москва.

104. Улучшение технических показателей процесса переработки твердых промышленных и бытовых отходов в шлаковом расплаве при замене водяной системы охлаждения на натриевую: Отчет о НИР / ФЭИ, инв. № 9678, 1997, Обнинск.

105. Ринейский A.A., Камаев A.A., Яровицин В.В. О методах сопоставления вариантов АЭС с различными параметрами паросилового цикла: / Препринт ФЭИ 1117, 1980, Обнинск.

106. Ринейский A.A., Камаев A.A., Щербаков С.И. Особенности теплогидравлики активной зоны быстрого реактора с неочехлованными сборками: // труды конференции «Теплофизика-88», 1988, Обнинск.

107. Сопоставление физико-технических характеристик гетерогенной (модульной) и гомогенной активных зон реактора большой мощности: Отчет о НИР / ФЭИ, инв. № 6191 дсп, 1991, Обнинск.

108. Физические и теплогидравлические расчеты варианта активной зоны с нулевым или отрицательным НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание топлива: Отчет о НИР / ФЭИ, инв. № 7954, 1991, Обнинск.

109. Конструктивные особенности и рабочие параметры активной зоны РУ типа БН-1600 М с высоким и сверхвысоким выгоранием топлива: Отчет и НИР / ФЭИ, инв. № 8226, 1992, Обнинск.

110. О возможности создания парогенераторов установок БН на сверхкритические давления. 317.ЭКО.301.226: Техническая справка/ОКБ «Гидропресс», исх. № 11-4/5867 от 29.09.89, г. Подольск.

111. ПАРОГЕНЕРАТОР Н-415. Пояснительная записка 415 ПЗ/ОКБ «Гидропресс», 1991, г. Подольск.

112. ПАРОГЕНЕРАТОР Н-415. Расчет .теплогидравлический 415 РР02/ОКБ «Гидропресс», инв. № 333801, 1991, г. Подольск.

113. ПАРОГЕНЕРАТОР Н-415. Расчет прочности. 415 РРОб/ОКБ «Гидропресс», инв. № 333883, 1991, г. Подольск.

114. A. Brachet, М. Doneddu, V. Feburie, J.L. Quinet. Possible trends of steam cycles, design and economic characteristics of the steam generators of future fast breeder reactors. Topical Meeting on «LMFBR STEAM GENERATORS», GENOA-ITALY, 30/11-2/12 1981.

115. Топливные затраты на 1 кВт/час электроэнергии быстрых реакторов и других энергоисточников: Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 17845 с, 1980, Обнинск.

116. Системная оценка различных вариантов БН-ов для начального этапа строительства (высоко- и низконапряженный, гетерогенный): Отчет о НИР/ФЭИ, инв. № 3031 дсп, 1981, Обнинск.

117. Троянов М.Ф., Ринейский А.А., Каграманян B.C., Камаев А.А. Экономия затрат на топливо на начальном этапе ввода быстрых реакторов:// Атомная энергия, 1983, т, 55, вып. 2, стр. 77-80.

118. Троянов М.Ф., Ринейский А.А., Камаев А.А. Возможные пути достижения предельных характеристик безопасности реакторов БН:// Атомная энергия, 1989, том 66, вып. 4, стр. 235-238.

119. Камаев А.А., Ринейский А.А. A New Safety Approach in the Design of LMFBR's"://Inter. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, May 1-5, 1988, Seattle, Washington, p. 732-741.

120. Багдасаров Ю.Е., Ринейский A.A., Камаев А.А. и др. Возможные пути достижения предельных характеристик быстрого реактора с натриевым теплоносителем: //Доклад-рекомендации Министерству, инв. № Г-4306, 1988, Обнинск.147

121. Майоров Л.В. Программный комплекс ММКБК для расчета реакторов методом Монте-Карло, разработанный А.Д. Франк-Каменецким // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика и техника ядерных реакторов», 1981, вып. 8(21), с.7.

122. Система константного обеспечения АРАМАКО-80: Отчет о НИР (промежуточный)/ФЭИ, инв. № 6358, Обнинск, 1980.

123. Система константного обеспечения АРАМАКО-С1: Отчет о НИР (промежуточный)/ФЭИ, инв. № 7012, Обнинск, 1984.

124. Атомная паропроизводящая установка. Пояснительная записка. ОК-5Ю.ООПЗ:/ОКБМ, инв.№ 1927 дсп, Н. Новгород, 1981.

125. Баранов О.В. Комплекс программ Р11ЕС01Ч. Описание применения. Руководство программиста. Препринт ФЭИ-1847, Обнинск, 1987.