Анализ качества изготовления твэлов с виброуплотненным UPuO2 топливом на автоматизированной дистанционно управляемой линии тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Кислый, Владислав Анатольевич

• Кислый, Владислав Анатольевич
• кандидат технических наук
• 2000

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кислый, Владислав Анатольевич

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИИ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. ТВЭЛ С ВИБРОУПЛОТНЕННЫМ МОХ-ТОПЛИВОМ ДЛЯ РЕАКТОРА БН-600: КОНСТРУКЦИЯ И ТЕХНОЛОГИЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НА ОИК.

2. РАЗРАБОТКА ПОДСИСТЕМЫ ПАСПОРТ ДЛЯ ОЦЕНКИ КАЧЕСТВА ТВЭЛОВ, ИЗГОТАВЛИВАЕМЫХ НА ОИК.

3. АНАЛИЗ ОБЕСПЕЧЕНИЯ КАЧЕСТВА ТВЭЛОВ С ВИБРОУПЛОТНЕННЫМ ТОПЛИВОМ ПРИ ИХ ИЗГОТОВЛЕНИИ НА АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ ДИСТАНЦИОННО УПРАВЛЯЕМОЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ЛИНИИ.

ЗЛ .Обеспечение эффективной плотности топливного сердечника твэлов

3.2.0беспечение массы плутония в ТВС.

3.3.Статистические характеристики операции составления верхней торцевой зоны воспроизводства.

3.4.Обеспечение требований по составу внутритвэльного газа.

3.5. Контроль относительных распределений эффективной плотности и массы плутония по длине твэлов с виброуплотненным топливом.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Анализ качества изготовления твэлов с виброуплотненным UPuO2 топливом на автоматизированной дистанционно управляемой линии»

Существующая программа развития атомной энергетики России предусматривает на ближайшее время строительство и ввод в эксплуатацию в основном АЭС с реакторами на тепловых нейтронах типа ВВЭР. При этом топливный цикл ядерной энергетики остается открытым, базирующимся на традиционной технологии изготовления твэлов из таблеток диоксида урана. К концу этого периода предполагается создать научно-технические основы замкнутого топливного цикла с введением плутония в состав ядерного топлива [1]. В программе предусмотрено, что создание технологии введения плутония в топливный цикл должно проводиться применительно к реакторам как на быстрых, так и на тепловых нейтронах. Эти технологии должны быть экономичны, эффективны, малоотходны. Они должны позволять использовать существующие запасы плутония любого происхождения (оружейный, энергетический).

В ГНЦ РФ НИИАР работы по использованию плутония в ядерном топливном цикле начаты с середины 70-х годов. Эти работы рассматривались как первый этап создания замкнутого топливного цикла применительно к реакторам как на быстрых, так и на тепловых нейтронах [2-4]. Разрабатываемый топливный цикл основывается на следующих принципах:

• неводная технология переработки топлива;

• изготовление твэлов методом виброуплотнения;

• проведение всех операций с плутонием и изделиями, его содержащими, в условиях защитных камер с максимально возможной автоматизацией технологического процесса.

Технология изготовления твэлов с уран-плутониевым оксидным топливом методом виброуплотнения для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах рассматривается специалистами многих стран в качестве перспективной начиная с середш 1Ы 60-х годов [5-12].

Принципиальная возможность реализации первого этапа замкнутого топливного цикла, базирующегося на неводных способах переработки топлива и изготовлении твэлов методом виброуплотнения, применительно к реакторам на быстрых нейтронах, продемонстрирована в ГНЦ РФ НИИАР на примере вовлечения плутония энергетического изотопного состава в топливный цикл реактора БОР-бО [13-15]. Для этого были выполнены следующие работы: создана технология получения гранулированного уранового, плутониевого и уран-плутониевого оксидного топлива в условиях защитных камер; разработана конструкция твэла с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом, обоснована его работоспособность при эксплуатации в условиях реактора на быстрых нейтронах; создана автоматизированная пилотная установка OPEJI для дистанционного изготовления в условиях защитных камер твэлов для реактора БОР-бО с виброуплотненным топливным сердечником и сборки TBC с такими твэлами.

Одновременно с изучением работоспособности твэлов с виброуплотненным оксидным топливом проводилась разработка технических требований как к самому твэлу, так и технологическому оборудованию для его изготовления [16-22]. Оптимизировались схема изготовления твэлов, гранулометрический состав для получения требуемых значений эффективной плотности топливного сердечника.

Созданы макеты оборудования для изготовления твэлов и их технологического контроля.

Опытная эксплуатация установки ОРЕЛ преследовала следующие цели:

• обоснование принципиальной возможности создания автоматизированного дистанционно управляемого процесса изготовления твэлов и TBC;

• разработка конструкции твэла и TBC применительно к условиям дистанционного автоматизированного производства, изучение влияния особенностей технологического процесса на работоспособность изделий в условиях быстрого реактора;

• проверка надежности и работоспособности основных узлов оборудования, а также систем и алгоритмов управления автоматизированной линии;

• отработка основных принципов эксплуатации и дистанционного ремонта внутрикамерного оборудования;

• изучение радиационной обстановки в процессе эксплуатации установки при переработке высокоактивного плутония и обеспечение условий для экологически безопасного производства.

За время эксплуатации установки ОРЕЛ изготовлено более 11 тыс. твэлов (около 300 TBC), которые успешно прошли испытания в реакторе БОР-бО. В 1981 г. был осуществлен перевод реактора БОР-бО на виброуплотненное уран-плутониевое оксидное топливо [23, 24], который стал первым и единственным в мире реактором, использующим плутоний энергетического изотопного состава. К настоящему времени в TBC штатной конструкции, изготовленных на установке ОРЕЛ, достигнуто максимальное выгорание топлива 26 % т.а. [25].

В процессе освоения и опытной эксплуатации установки ОРЕЛ выход годной продукции возрос с 75 до 96,5 %. При этом коэффициент готовности оборудования комплекса изготовления твэлов возрос с 0.91 в 1978 году до 0.95 в 1986 году [26-28].

Параллельно с переводом реактора БОР-бО на смешанное топливо осуществлялись работы по обоснованию конструкции твэла с виброуплотненным топливом и технологии его изготовления применительно к условиям энергетического реактора на быстрых нейтронах. Для этого на лабораторном стенде были изготовлены комплекты твэлов для семи TBC с урановым (1983 г.), двух TBC с уран-плутониевым (1984 г.) виброуплотненным оксидным топливом реактора БН-350 и для двух TBC реактора БН-600 (1987 г.) с уран-плутониевым топливом [29-33].

Опыт эксплуатации установки ОРЕЛ, испытания твэлов и TBC с виброуплотненным топливом в реакторах БОР-бО, БН-350 и БН-600 создали необходимые предпосылки для реконструкции установки ОРЕЛ и организации на ее базе опытно-исследовательского комплекса (ОИК) по изготовлению TBC для энергетических реакторов на быстрых нейтронах [34]. В 1986 г. установка ОРЕЛ была выведена из эксплуатации, оборудование демонтировано, произведена дезактивация защитных камер. К 1988 г. были закончены проектные работы, изготовлено оборудование, осуществлен его монтаж и пуско-наладка. После проведения обкатки в 1989 году установка введена в опытную эксплуатацию для изготовления твэлов и TBC реактора БН-600 со смешанным уран-плутониевым оксидным топливом [35, 36]. Производительность ОИК: 8

• по линии изготовления и контроля твэлов - до 10 твэлов в час;

• по линии изготовления TBC - до 200 TBC в год.

За период эксплуатации ОИК изготовлено 30 TBC типа БН-600, в том числе 16 TBC с топливом (UPu02) и 8 TBC реактора БН-350 (табл.1.).

Созданные в настоящее время теоретические основы работоспособности твэлов с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом позволяют достаточно хорошо прогнозировать работоспособность таких твэлов при различных условиях эксплуатации [37]. То же самое можно сказать об исследовании принципов проектирования оборудования для изготовления таких твэлов, в том числе и в условиях защитных камер [38-46]. Однако, практически полностью отсутствуют работы, связанные с анализом качества твэлов и стабильности технологического процесса при изготовлении твэлов с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом в условиях защитных камер.

Таблица 1

График изготовления TBC с виброуплотненным топливом на ОИК

Год Количество TBC Назначение Состав топлива

1989 2 БН-600, макетные ио2

1989 4 БН-600, экспериментальные ио2

1990 8 БН-600, экспериментальные UPu02

1991-И 993 8 БФС, экспериментальные UPu02

1994^-1996 8 БН-350, экспериментальные uo2

10

В диссертационной работе на основе опыта эксплуатации Опытно-Исследовательского Комплекса ГНЦ РФ НИИАР при изготовлении твэлов и TBC для ядерных реакторов типа БН-600

• представлена разработанная схема оценки качества твэлов с виброуплотненным топливом;

• приведены показатели качества изготовленных твэлов;

• показано, что размещенное в защитных камерах автоматизированное дистанционно управляемое технологическое оборудование обеспечивает изготовление твэлов с заданными конструктивными требованиями.

Общая характеристика работы

Настоящая работа выполнена в Химико-Технологическом Отделении ГНЦ РФ НИИ АР в процессе опытной эксплуатации ОИК, предназначенной для автоматизированного дистанционного изготовления твэлов реактора БН-600 с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом.

Актуальность настоящей работы определяется тем, что в настоящее время отсутствуют экономически эффективные, экологически безопасные промышленные технологии замкнутого топливного цикла ядерных реакторов. Планируемое в настоящее время введение в топливный цикл ядерных реакторов накопленных запасов плутония различного состава и происхождения и его рециклирование приведет к ухудшению радиационных характеристик топлива. Применение существующей технологии изготовления топлива недистанционными методами приведет к необходимости увеличения степени очистки отработавшего топлива от продуктов деления, актинидов. Это в свою очередь увеличит стоимость переработки и ее экологическую опасность. Одним из путей решения указанных проблем является применение пироэлектрохимической технологии переработки топлива в сочетании с изготовлением твэлов методом виброуплотнения в условиях автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии.

В случае принятия решения о проведении массовых испытаний твэлов с виброуплотненным топливом в реакторах типа БН-600 и последующего широкомасштабного внедрения предлагаемых технологий в промышленность вопросы, связанные со стабильностью технологического процесса и обеспечением качества продукции станут определяющими.

Целью настоящей диссертационной работы является анализ опыта эксплуатации дистанционной автоматизированной линии для демонстрации возможности создания автоматизированного дистанционно управляемого технологического оборудования для изготовления методом виброуплотнения твэлов с заданными конструктивными параметрами при высоких уровнях их качества и воспроизводимости технологии. Для решения этой задачи необходимо:

1. Провести анализ технологических параметров твэлов, изготовленных на дистанционной автоматической линии.

2. Разработать методику оценки соответствия между требованиями к конструкции твэла с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом и значениями конструктивных параметров твэлов при их изготовлении на автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии.

3. Провести анализ качества экспериментальных твэлов, изготовленных на ОИК, и воспроизводимости параметров, определяющих их качество .

Основные материалы настоящей работы изложены в отчетах и статьях, неоднократно представлялись на международных, всесоюзных и российских семинарах, конференциях и совещаниях. Перечень основных публикаций по теме настоящей работы приведен в разделе «Список литературы».

Научная новизна работы заключается в том, что статистически обоснована возможность обеспечения на автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии параметров качества твэлов с виброуплотненным уран

13 плутониевым оксидным топливом, определяющих их работоспособность.

Практическая значимость: впервые в отечественной и мировой практике показана возможность реализации в дистанционных условиях автоматизированного технологического процесса изготовления и контроля твэлов с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом с выходом годного в процессе опытной эксплуатации до 97 %. Даны рекомендации по совершенствованию технологического оборудования с целью повышения выхода годного.

Личный вклад: при проведении работы автор принимал непосредственное участие:

• в разработке конструкции твэла реактора БН-600, адаптированного к условиям изготовления на автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии;

• в изготовлении твэлов и ТВС;

• в разработке систем обеспечения и контроля качества, системы паспортизации готовых изделий;

• в обобщении результатов контроля качества изготавливаемых изделий.

14

На защиту выносятся: анализ технологии и параметров качества твэлов, изготовленных на автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии; методика оценки качества твэлов с виброуплотненным оксидным топливом при их изготовлении на автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии; рекомендации о достаточности технологического и контрольного оборудования автоматизированной дистанционно управляемой линии для качественного изготовления твэлов с виброуплотненным оксидным топливом, содержащим плутоний различного происхождения.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кислый, Владислав Анатольевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В ходе выполнения работы обобщен и проанализирован результат пятилетней опытной эксплуатации автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии для изготовления твэлов реактора БН-600 с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом с точки зрения обеспечения качества выпускаемой продукции.

Создана и внедрена система оценки параметров качества твэлов, влияющих на их работоспособность. Система включает сбор технологической информации, получаемой на стадии изготовления твэлов, её хранение и обработку.

Проведенный с применением разработанной системы анализ качества твэлов с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом показал, что технологическое и контрольное оборудование обеспечивает изготовление твэлов, соответствующих требованиям технических условий. При этом в ходе опытной эксплуатации автоматической линии достигнут выход годной продукции по параметрам, определяющим работоспособность твэлов:

• эффективная плотность топливного сердечника - 100 %;

• масса топливного сердечника твэла - 95 %;

• масса геттера в составе топливного сердечника - 100%;

• масса диоксида плутония в TBC - 100 %;

83

• масса верхней торцевой зоны воспроизводства - 100 %;

• длина верхней торцевой зоны воспроизводства - 100 %;

• доля гелия в составе внутритвэльного газа - 100 %;

• значения относительных неравномерностей эффективной плотности находятся в интервале допустимых значений на всей длине топливного сердечника с вероятностью не менее 95 %;

• значения относительных неравномерностей распределений содержания плутония находятся в интервале допустимых значений на всей длине топливного сердечника с вероятностью не менее 95%.

В ходе выполнения работ даны рекомендации по совершенствованию технологического оборудования и процесса изготовления твэлов на автоматизированной дистанционно управляемой технологической линии.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кислый, Владислав Анатольевич, 2000 год

1. Стратегия развития подотрасли атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010 года. Энергетическая стратегия России. М: ЦНИИ Атоминформ Минатом России, 1994.

2. В.А.Цыканов, О.В.Скиба, П.Т.Породнов и др. Разработки в области топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах.: Препринт НИИАР-4(706). М.: ЦНИИ Атоминформ, 1987.

3. Структура математической модели технологического процесса изготовления твэлов и ТВС реактора БОР-бО в рамках замкнутого топливного цикла. А.М.Митин, В.А.Кислый, Е.С.Токарева и др.: Отчет НИИАР рег.№ ОС-954, Ди-митровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1987.

4. Naruki K. Vibratory Compaction of Uranium Dioxide, (II) Compaction of Sol-Gel U02 Powder with a Pneumatic Vibrator // Journal of Nuclear Science and Technology, 1971,8(9), p. 520-627.

5. Yasuo Hirose, Seiji Takeda. Vibration Compacted U02 Fuel, (I) Effects of Sinusoidal Vibration on Compacted Density // Journal of Nuclear and Technology, 1968, 510.,р.529-537

6. Yasuo Hirose, Seiji Takeda. Vibration Compacted U02 Fuel, (IV) Mechanical Response of Vibration Fuel Rod // Journal of Nuclear and Technology, 1968. 610., p.557-566

7. Kazuo Maruya. Technical Report.Fabrication of U02 fuel Rod by Vibratory Compac-tionT // Journal of Nuclear and Technology, 1967,410., p.528-539

8. Koler and R.E.Shaф. Fabrication of Plutonium-bearing Ceramic Fuel Elements by Vibrational Compaction // Transactions of the American Nuclear Society 5 (1962) p. 453-454.

9. Котельников Р.Б. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат, 1969.

10. Бунк Р., Леске У., Кромпасс Р. Эксплуатация опытной установки по изготовлению твэлов и ТВС БОР-бО с виброуплотненным топливом // Атомная энергия, 1989, т. 67, вып. 8, с. 320.

11. R.Herbig, O.V.Skiba, A.A.Mayorshin et al. Vibrocompacted Fuel for the Liquid Metal Reactor BOR-6O//J.Nucl.Mat. 1993, 204, 93-104.

12. Цыканов В.А., Маершин A.A., Колесников А.Н. и др. Материаловедческие аспекты работоспособности твэлов быстрых реакторов : Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1985.

13. ГолубенкоИ.С., Скиба О.В., Маершин A.A. и др. Анализ влияния технологических примесей в уран-плутониевом оксидном топливе на работоспособность виброуплотненных твэлов и TBC реактора БОР-бО.: Отчет ОС-835. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР 1986.

14. Грачев В.Д., Маершин A.A., Скулкин H.H. и др. Исследование влияния уровней и распределений плотности и содержания плутония в твэле с виброуплотненным топливом на его параметры при: Отчет ОД-3628. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР 1988.

15. Грачев В,Д., Маершин A.A., Петухов A.A. Влияние технологических характеристик твэла со смешанным виброуплотненным оксидным топливом на его состояние при облучении : Отчет 0-3961. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1990.

16. Цыканов В.А, Маершин A.A., Петухов A.A. и др. Анализ работоспособности твэлов реактора БОР-бО с виброуплотненным оксидным топливом // Атомная энергия, 1989, т. 66, вып. 5, с. 299-302.

17. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф., Скиба О.В. и др. Анализ работоспособности первой загрузки реактора БОР-бО уран-плутониевым оксидным топливом. : Отчет ОС-529. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1983.

18. Mayorshin A.A., Skiba O.V. et al. Development of UPu02 Vibropac Fuel Elements Capable of Operation up to Super-High Burnups // Int. Conference Global-95, Versailes, France, September 11-14, 1995. V.2. p. 1417.

19. Карлов В.А., Макаров В.А., Гаев В.П. и др. Анализ работоспособности технологического оборудования и системы управления и контроля установки ОРЕЛ: Отчет ОС-685. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1984.

20. Породнов П.Т., Карлов В.А., Макаров В.А. и др. Выпуск опытных TBC с твэла-ми из виброуплотненной смеси двуокисей урана и плутония на установке OPEJI: Отчет ОС-632. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1984.

21. Skiba O.V., Mayorshin A.A., Kisly V.A. et al. Civil Plutonium Handling Experience in the Production of Fuel, Fuel Elements and Assemblies for Fast Reactors // IAEA-TECDOC-766. Vienna, 1993.

22. Цыканов В.А., Скиба O.B., Породнов П.Т.и др. Основные результаты отработки технологии изготовления экспериментальных твэлов с виброуплотненным оксидным топливом для 7 TBC реактора БН-350 : Отчет ОС-555. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1983.

23. Цыканов В.А., Скиба О.В., Породнов П.Т. и др. Отработка технологии и изготовление экспериментальных твэлов для 2 TBC реактора ОК-500 с виброуплотненным уран-плутониевым диоксидным топливом: Отчет ОС-653, Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР 1984.

24. Цыканов В.А., Скиба О.В., Маёршин A.A. и др.: Результаты исследования твэлов со смешанным виброуплотненным оксидным топливом, испытанных в реакторе БН-350 : Отчет ОС-988. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1988.

25. Кислый В.А., Скиба О.В., Маершин А.А.и др. Реконструированная установка ОРЕЛ. Технологическая схема, состав оборудования и опыт эксплуатации : Отчет 0-4040. Димитровград: ГНЦ РФ НИИ АР, 1991.

26. Каштанов А.И., Петров А.И., Мишунин В.А. Выбор и обоснование технологической схемы изготовления твэл быстрых реакторов дистанционными методами : Отчет ОМ-2003. Москва: предприятие п.я. Р-6575, 1965.

27. Горский В.В., Разработка автоматизированного производства твэлов со смешанным топливом // Атомная техника за рубежом, 1984, № 2, с. 3-10

28. Горский В.В., Разработка технологии и оборудования для дистанционного изготовления твэлов со смешанным топливом. // Атомная техника за рубежом, 1985, №6, с.3-10.

29. Маершин A.A., Голубенко И.С., Чуруткин Е.И. Автоматизированные линии попроизводству твэлов и TBC. Конструкция твэлов и TBC: Обзор. Москва: ЦНИИАтоминформ, инв. Ц-3303, 1987.

30. Чуруткин Е.И., Колесников А.Н., Матюшкина Г.И. и др. Технология и оборудование для сборки твэлов и TBC быстрых и тепловых реакторов: Отчет ОД-3747. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1983.

31. Westinghouse employs advanced robotics in a state-of the- LWR line // Nucl.Engng Intern., 1985. V.30, № 366. P.29-31.

32. Маершин A.A., Клименков В.И., Голубенко И.С. и др.: Создание промышленных линий изготовления твэлов и TBC энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Отчет о патентных исследованиях ОС-735. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1985.

33. Кислый В.А., Волков А.Е., Ейскова Е.А., Боброва Н.В. Оценивание и интегрирование данных на основе банка данных по твэлам и TBC типа БН с виброуплотненным топливом: Отчет. 0-4106. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1992.

34. Каштанов А.И., Рябов В.П., Пашков В.Д. Сравнительная оценка свойств и способности к виброуплотнению гранулята двуокиси урана, полученного различными методами : Отчет ОМ-6174. Москва: ВНИИНМ, 1971.

35. Кассандрова О.Н., Лебедев В.В. Обработка результатов наблюдений. М.: «Наука», 1970.53.3акс Л., Статистическое оценивание : Перевод с немецкого / М: «Статистика», 1976.

36. Джонсон Н., Лион Ф. Статистика и планирование эксперимента в технике и науке: Пер. с англ ./М: «Мир», 1980.

37. Инчагов A.B., Чернов A.B., Кислый В.А. Методика оценки технического уровня и качества изготовления тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок (TBC) с виброуплотненным топливом : Отчет 0-3068. Димитровград: ГНЦ РФНИИАР, 1985.

38. Волков А.Е., Голубенко И.С., Маершин A.A. и др. Твэлы со смешанным виброуплотненным топливом реактора БОР-бО. Разработка банка данных.: Отчет ОС-956. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1987.

39. Грачев В.Д., Удальцова M.B. NERCI программа расчета на ПЭВМ нестационарного температурного поля цилиндрического твэла (Отчет о верификации): Отчет. 0-4124. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1992.

40. Грачев В.Д., Маершин A.A., Шайхиев А.И. RBN программа расчета температурного поля и структуры твэла с виброуплотненным оксидным топливом (Отчет о верификации: Отчет. 4131. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1992.

41. Грачев В.Д., Маершин A.A., Шайхиев А.И. VICOND программа расчета напряженно-деформированного состояния твэла с виброуплотненным оксидным топливом (отчет о верификации): Отчет. 0-4147. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1992.

42. Твэл экспериментальный реактора БН-600 1Н.3735.000.00 ТУ.

43. Маершин A.A., Шамардин В.К., Раецкий В.М. и др. Влияние исходных технологических дефектов внутренней поверхности оболочек на работоспособность твэлов с виброуплотненным смешанным диоксидным топливом.: Отчет. 0-2808. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1984.

44. Ткачев В.И. К вопросу о возможности появления царапин на внутренней поверхности оболочек твэлов энергетических реакторов за счет механического контакта с топливной крошкой// ВАНТ, сер. «Атомное материаловедение», 1980. 2(8). С. 83.

45. ТУ. TBC экспериментальная реактора БН-600 505.020.000.Н-Новгород: ОКБМД989.

46. Матвеев В.И.,Колосков Б.В., Чебесков А.Н. и др. Методика корректировки начальных обогащений смешанного уран-плутониевого топлива.: Отчет. 3905. Обнинск: ФЭИ, 1983.

47. РД 95.868-90. Твэлы. Масс-спектрометрический метод анализа газов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1990.

48. Пимонов Ю.И., Маершин A.A., Голубенко И.С. Исследование сорбционных свойств геттеров и выгорающих поглотителей.: Отчет. ОД-3969. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1990.

49. Кириллович А.П., Куприянов В.Н., Пимонов Ю.И., Бирюков A.C. Исследование сорбционных свойств гранулята: Отчет. ОД-3394. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1986.

50. Казеннов Ю.И., Гриценко М.С., Рязанцева H.H. и др. Разработка и обоснование способа введения гелия под оболочку твэла, герметизируемого дугой, управляемой магнитным полем: Отчет. ОМ-7352. Москва: ВНИИНМ, 1973.

51. Лещенко Ю.И., Семенов А.Л., Инчагов A.B. и др. Метрологическая аттестация установки АКОРТ-2 и методика измерения массы и плотности виброуплотненного уран-плутониевого топлива в твэлах типа БН.: Отчет. 0-2693. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1983.

52. Крошкин Н.И., Назаренко В.И., Сафонов В.А. и др. Методика выполнения измерений относительных распределений плотности топлива и содержания его компонентов по длине топливного сердечника.: Отчет. 0-4279. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1993.

53. Крошкин Н.И., Назаренко В.И., Сафонов В.А. и др Совершенствование аппаратурного и методического обеспечения установки АКОРТ-4: Отчет.О-4323. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1993.1. Исп. Кислый В.А.