Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Калыгин, Владимир Валентинович

• Калыгин, Владимир Валентинович
• доктор технических наук
• 2008

Оглавление диссертации доктор технических наук Калыгин, Владимир Валентинович

Ар - эффект реактивности;

Зри - относительная эффективность органа регулирования при его положении, соответствующем h; £ат, ^акмэ Иав - макросечения поглощения топлива, конструкционных материалов и воды соответственно; Vt, VKm, Vb - объемы топлива, конструкционных материалов и воды соответственно; Еп - энергия нейтронов;

Т1/2 - период полураспада;

PLb Рве, Рн, Рне - ядерная концентрация 6Li, 9Ве, 3Н и 3Не соответственно; X - постоянная радиоактивного распада;

J - скорость ядерной реакции; ф(Е) - дифференциальная энергетическая плотность потока нейтронов; аа - микросечение поглощения;

N3 - мощность ЭТВС; птв - количество твэлов в ЭТВС;

La.3. - длина активной части твэлов;

Kz, Ks - коэффициенты неравномерности энерговыделения по высоте активной части и по сечению ЭТВС соответственно;

N0Kp - средняя мощность рабочих ТВС, окружающих ЭТВС; q, - линейная мощность твэла;

А - амплитуда скачкообразного увеличения мощности;

ГПД - газообразные продукты деления;

ТЭП - термоэлектрический преобразователь.

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИР И ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ.

1.1. Краткое описание реактора МИР и его основных характеристик.

1.2. Петлевые установки реактора МИР.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах»

Актуальность работы.

Энергетической стратегией России на период до 2020 года, утвержденной распоряжением Правительства Российской Федерации от 28 августа 2003 г. № 1234-р, предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на атомных станциях. Доля АЭС в выработке электроэнергии должна быть увеличена с 16% в 2000 году до 23% в 2020 году. Кроме того, предусмотрено «.увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России: развитие экспорта атомных электростанций, ядерного топлива и электроэнергии» [1]. Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 — 2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусматривает «.ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков атомных электростанций общей установленной электрической мощностью не менее 2 ГВт в год, продвижение продукции (работ, услуг) российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки и переход к строительству и эксплуатации атомных электростанций за пределами территории Российской Федерации» [2].

Чтобы обеспечить решение столь масштабных задач, существенно увеличить долю АЭС в выработке электроэнергии (особенно, с учетом необходимости вывода из эксплуатации блоков, выработавших свой ресурс), улучшив при этом эксплуатационные характеристики, требуется решить ряд задач по совершенствованию надежности, экономичности и безопасности активных зон реакторов. В первую очередь это относится к их наиболее напряженным узлам -тепловыделяющим элементам (твэлам). Одним из важнейших источников получения информации для модернизации старых и разработки новых конструкций твэлов обоснованно считают экспериментальные исследования. Их результаты необходимы для оценки работоспособности и корректного определения существующих резервов при различных условиях эксплуатации. В течение длительного времени удавалось обходиться экспериментальной информацией только о поведении твэлов при номинальных режимах работы, которую получали в результате ресурсных испытаний. Для оценки работоспособности при нестационарных режимах, т. е. при аварийных и переходных условиях, использовали в основном расчетные данные. Проблема повышения конкурентоспособности российских реакторов и российского топлива на мировом рынке потребовала пересмотреть существующее положение дел. Получение экспериментальных результатов о поведении топлива в аварийных и переходных режимах стало первоочередной задачей [3]. Это объясняется следующими причинами:

- отсутствие систематизированных экспериментальных данных приводит к необходимости введения ряда упрощающих допущений при обосновании безопасности эксплуатации установок, что может привести к существенным ошибкам при прогнозировании последствий аварийных ситуаций;

- отличие в технологии изготовления твэлов и в конструктивных особенностях тепловыделяющих сборок (ТВС) российских и зарубежных реакторов не позволяет без дополнительных экспериментальных исследований и последующей доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов;

- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в аварийных и переходных режимах заставляет вводить излишне консервативные ограничения на параметры эксплуатации топлива, что приводит к снижению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке.

Практически во всех странах, развивающих атомную энергетику, вопросам поведения топлива' в аварийных и переходных режимах уделялось большое внимание. Наиболее значительные комплексные исследования реализованы в США, Японии, Германии, Франции и других странах европейского сообщества [4, 5]. Требования к безопасности энергетических реакторов диктуют необходимость получения экспериментальных данных о поведении твэлов и ТВС во всех постулируемых авариях, а также в ряде гипотетических аварий для последующего использования этих данных в расчетных программах по анализу развития и оценке последствий аварийных ситуаций. На действующих АЭС проведение полномасштабных испытаний при нестационарных режимах эксплуатации сильно ограничено из-за недопустимости большинства требуемых отклонений параметров по условиям безопасности, а также из-за слишком высокой стоимости таких экспериментов. Поэтому экспериментальные результаты о поведении твэлов в аварийных и переходных условиях получали как на электрообогреваемых стендах, так и на специализированных ядерно-энергетических установках [6, 7]. Стендовые исследования проводили в основном для изучения отдельных явлений, получения эмпирических зависимостей теплогидравлических параметров, которые могут быть использованы для проверки применимости расчетных кодов, а также для обоснования проведения экспериментов в реакторных установках. В качестве объектов исследования на стендах использовали имитаторы твэлов, греющим элементом которых является сама оболочка имитатора или расположенный в ней нагревательный элемент [8]. Среди наиболее часто упоминаемых в литературе стендов необходимо выделить SEMISCALE [9] (США) и CORA [10, 11] (Германия).

В реакторных экспериментах получали интегральные результаты, поскольку физические явления накладываются друг на друга, и их трудно изучать в деталях. Специализированные реакторные исследовательские установки, предназначенные для проведения испытаний в аварийных и переходных режимах, существенно отличаются друг от друга, как масштабом, так и исполнением, реализуемыми параметрами и режимами испытаний. Например, установка PBF (США) позволяет реализовывать практически все постулируемые аварии, но испытывать одновременно можно 1 - 45 твэлов [12, 13]. В то же время в реакторе LOFT (США) проводили испытания до 1300 твэлов в экспериментальном устройстве, но имели место ограничения по количеству моделируемых режимов [14, 15]. Французский пульсирующий реактор PHEBUS [16, 17] обеспечивает возможность моделировать те же аварийные ситуации, что и в реакторе LOFT [4]. А на японском NSRR [18] можно было проводить только испытания со всплеском реактивности, но проведенная модернизация расширила его экспериментальные возможности [19].

Наряду с созданием специализированных установок для проведения испытаний в нестационарных режимах в мировой практике для этих целей широко использовали также существующие материаловедческие и исследовательские реакторы, такие как BR-2 (Бельгия) [20, 21], FR-2 (Германия) [22], NRX (Канада) [23] и др.

Несмотря на то, что каждый из исследовательских реакторов, в которых изучали поведение твэлов в нестационарных режимах, уникален по своей конструкции, в методах формирования нейтронно-физических условий, необходимых для проведения экспериментов, можно выделить общие подходы. В большинстве исследовательских центров ориентировались на создание специальных устройств с локальным изменением параметров экспериментальных ТВС [24]. Такие методы использовали, например, на реакторах R-2 (Швеция) [25], HBWR (Норвегия) [26], экспериментальные каналы которых оборудованы экранирующими устройствами с газообразным поглотителем нейтронов. Аналогичные системы с 3Не применялись на многих других исследовательских реакторах: PLUTO и WAGR (Великобритания) [27], NRX (Канада) [28], и др. На реакторе HFR (Нидерланды) требуемые нейтронно-физические условия формировали за счет перемещения с заданной скоростью в отражателе реактора подвижной капсулы с экспериментальными твэлами [29]. К использованию штатных органов СУЗ при таких экспериментах прибегали очень редко, лишь при необходимости дополнительного расширения диапазона изменения мощности [30].

Наряду с успешной реализацией отдельных национальных программ необходимо отметить также интенсивную международную кооперацию и сотрудничество в экспериментальном и аналитическом обосновании безопасности при переходных и аварийных режимах. В качестве примеров можно привести совместные программы исследований США и Японии [31], США и Канады [32, 33], США и Англии [34], США, Канады и Германии [35]. Многочисленные исследования по изучению поведения твэлов PWR и BWR при скачкообразном увеличении мощности были также проведены в рамках международных программ INTERRAMP [36], OVERRAMP [37].

При планировании экспериментов старались охватить все переходные и аварийные ситуации, потенциально возможные в энергетических реакторах и находящие отражение в лицензионных требованиях для топлива LWR (табл. 1) [4].

Таблица 1

Аварийные и переходные режимы LWR, моделируемые в исследовательских установках.

Моделируемые ситуации США Япония Франция Бельгия Германия Канада

LOFT PBF NSSR PHEBUS BR-2 FR-2 NRX

Потеря теплоносителя X X X X X X

Всплески реактивности X X

Разбаланс мощности и охлаждения X X X X

Перекрытие проходного сечения X

Значительные разрушения топлива X X

Эксплуатационные нестационарности X X X X

К началу 90-х годов за рубежом основные исследования по поведению топлива в аварийных и переходных режимах были завершены.

В нашей стране стендовые исследования аварийных режимов были начаты в 70-х годах в ОКБ «Гидропресс» [38]. В частности, для аварий с потерей теплоносителя были получены надежные результаты, которые нашли свое отражение в нормативных документах [39]. В последующие годы стендовые испытания проводили во многих организациях России, например, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. [40 - 45].

Отдельные аварийные и переходные режимы изучали в реакторных условиях. Например, для обоснования критериев безопасности твэлов ВВЭР при аварии с введением реактивности проведены десятки экспериментов в 'импульсных реакторах ИГР, «Гидра», БИГР [46 - 48]. Эти исследования позволили выявить условия, при которых происходят разгерметизация оболочки твэлов и фрагментация топлива. Однако полученные результаты не могут быть напрямую использованы для оценки состояния твэлов при проектной аварии с введением положительной реактивности, поскольку параметры испытаний не моделировали номинальные режимы работы. Эксперименты на импульсных реакторах выполняли при охлаждении твэлов в режиме естественной конвекции. Импульсное увеличение мощности осуществляли из холодного состояния твэлов (20°С). Параметры импульса нейтронной мощности в большинстве случаев существенно отличались от прогнозируемых для проектной аварии ВВЭР [48].

Исследования работоспособности твэлов при переменных режимах были начаты в связи с необходимостью перевода АЭС в условия суточного регулирования мощности. Такие испытания применительно к реакторам ВВЭР наиболее системно проводили на реакторе MP [49] с использованием устройства, в котором изменение мощности твэлов осуществлялось с помощью газообразного поглотителя. Программа исследований предусматривала проведение экспериментов, в которых автономное циклирование мощности с заданной скоростью и различным временем выдержки на стационарных уровнях моделировало реальные переходные режимы. Однако из-за остановки реактора MP программа не была завершена.

Подобные же испытания проводили в НИИАР на реакторах СМ-2 и МИР [50, 51]. Экспериментальные устройства предусматривали эксцентричное вращение экрана, состоящего из нескольких поглощающих стержней, относительно исследуемого твэла или вращение ТВС в неоднородном нейтронном поле, формируемом с помощью неподвижного поглощающего экрана. После апреля 1986 г. программа испытаний была надолго приостановлена.

Однако для подтверждения конкурентоспособности отечественного топлива на международном рынке необходимо было получить результаты реакторных испытаний для всего спектра нестационарных режимов. С этой целью в середине восьмидесятых годов были развернуты работы по проектированию специализированного реактора ПРИМА [52], которые были доведены до стадии технического проекта. Предусматривалось, что реактор будет работать на стационарном уровне мощности до 100 МВт, а таюке в маневренном режиме с изменением мощности от 10 до 100% от номинального значения или в импульсном режиме с набросом мощности от 2 до 10 раз в зависимости от величины предшествующего стационарного уровня. В специализированной петлевой установке реактора можно было бы имитировать различные аварийные режимы [53]. К сожалению, из-за отсутствия финансовых средств решение о сооружении этой установки принято не было. По той же причине проблематичным представлялось и проведение исследований за рубежом. Например, на созданной для этих целей петлевой установке польского реактора МАРИЯ [54] планировали выполнить несколько десятков экспериментов [55 - 57], но эти планы не были реализованы. Поэтому единственной возможностью получения необходимых данных оставалось приспособление для этих целей действующих отечественных исследовательских реакторов.

Среди российских исследовательских реакторов более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР [58, 59]. Тем более что к тому времени уже имелся небольшой опыт проведения в реакторе экспериментов по моделированию условий работы твэлов при нестационарных режимах [51]. Конструкция реактора, позволяющая размещать в активной зоне экспериментальные устройства различного типа, наличие петлевых установок, удовлетворяющих современным требованиям по безопасности, большой опыт квалифицированного персонала по проведению петлевых испытаний, - все это обеспечивает возможность проведения в реакторе широкого спектра исследований [60 - 62]. Высокая плотность потока нейтронов и оснащенность петлевых установок оборудованием обеспечивает возможность достижения параметров испытаний, характерных для большинства существующих реакторов. Для примера в табл. 2 приведено сравнение условий работы твэлов ВВЭР-1000 с основными параметрами испытаний топлива в реакторе МИР [63].

Таблица 2.

Сравнение условий работы твэлов ВВЭР-1000 с основными параметрами испытаний топлива в реакторе МИР.

Параметр Реакторные установки

ВВЭР-1000 МИР

Максимальная линейная мощность, Вт/см до 450 возможно обеспечение более высоких мощностей

Теплоноситель : температура, °С; давление, МПа скорость, м/с 290-320 до 17,7 5.6 обеспечивает обеспечивает обеспечивает

ВХР газосодержание, н.см /кг -02; -н2 Возможность изменения ВХР борно-калиевый 0,005 - 0,05 до 50 отсутствует обеспечивает обеспечивает обеспечивает возможно

Выгорание топлива, МВт-сут/кгИ -70 обеспечивает; возможно дооблучение твэлов до более глубоких выгораний

Определение момента разгерметизации твэла затруднительно возможно

Возможность моделирования аварийных и переходных режимов невозможно возможно

Промежуточный контроль твэлов отсутствует возможно в бассейне и защитной камере реактора

Практически все проводившиеся ранее в реакторе МИР петлевые испытания выполняли с целью получения экспериментальных данных о ресурсе и о работоспособности твэлов и ТВС новых конструкций при требуемом стационарном уровне энерговыделения и заданных параметрах теплоносителя [64]. Для решения таких задач, как правило, в течение кампании не требовалось изменять исходные условия испытания. Если же по каким-то причинам была необходима незначительная регулировка параметров, то такие операции выполняли плавно, постепенно.

Эксперименты по моделированию нестационарных режимов в реакторе МИР относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания [65]. Они отличаются сложностью экспериментальных устройств, их обязательным оснащением внутриреакторными средствами измерений. В ходе экспериментов необходимо моделировать динамические процессы с изменением по заданному сценарию агрегатного состояния теплоносителя. Поэтому для их проведения необходимо было изучить возможности реактора по реализации требуемых условий испытаний, а также всесторонне исследовать вопросы обеспечения безопасности.

Характерная особенность экспериментов по моделированию нестационарных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Например, при моделировании скачкообразного увеличения мощности твэлов типа ВВЭР, линейная мощность должна быть увеличена с 250 - 300 до 550 - 600 Вт/см за время порядка 10 мин. [66]. При реализации режимов подобных максимальной проектной аварии (МПА) ВВЭР-1000 давление на выходе из петлевого канала за первые 10 с необходимо снизить с 16,0 до 4,0 МПа [67]. Быстрое увеличение мощности экспериментальной ТВС (ЭТВС), снижение расхода теплоносителя через петлевой канал, резкий сброс давления в нем - все эти операции, характерные для рассматриваемых испытаний, вызывают или могут вызвать изменение агрегатного состояния теплоносителя и запаривание петлевого канала. В условиях реактора МИР это приводит к вводу положительной реактивности [68]. Учитывая, что время протекания процессов (особенно в аварийных ситуациях), как правило, мало, а вводимая положительная реактивность может достигать существенных значений, можно констатировать, что безопасное проведение таких экспериментов в реакторе возможно лишь при соблюдении специальных мер, уменьшающих воздействие экспериментального устройства на реактор. Это определило необходимость системного изучения вопросов формирования требуемых условий и обеспечения безопасности при выполнении таких испытаний.

Цель работы - разработка и практическая реализация научно обоснованных технических решений по расширению экспериментальных возможностей реактора МИР для обеспечения безопасного проведения нового класса петлевых испытаний и получения комплекса результатов о работоспособности твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

- изучение возможности образования локальной критической массы в процессе проведения перегрузочных операций при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- исследование влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале;

3 6

- изучение влияния эффекта накопления Не и Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов; формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности исследуемых твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения экспериментов и экономические аспекты;

- экспериментально обоснована ядерная безопасность реактора МИР при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- получены и систематизированы данные по влиянию различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытания, на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР; о /Г

- выявлено и изучено влияние эффекта накопления Не и Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- обоснована и подтверждена на практике возможность безопасного проведения в реакторе МИР нового класса петлевых испытаний, позволяющих исследовать работоспособность твэлов ВВЭР в условиях, характерных для нестационарных режимов.

Практическая ценность работы:

1. Предложены и реализованы технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности в процессе перегрузки топлива при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

2. Полученные закономерности изменения эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР используют для обоснования безопасности проведения экспериментов в нем при изменении условий испытаний и конструкций экспериментальных устройств, что позволило существенно сократить количество измерений на критической сборке - физической модели реактора и объем оптимизационных расчетов.

-J г

3. По результатам изучения эффекта отравления бериллия Ней Li с учетом фактического состояния бериллия, заменена кладка активной зоны реактора МИР. В практику эксплуатации реактора введена процедура контроля накопления 3Не и 6Li в каждом бериллиевом блоке и оценка влияния отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора перед каждой новой кампанией.

4. С использованием предложенной схемы в реакторе МИР выбраны методы формирования нейтронно-физических условий, проведены серии испытаний и впервые получены экспериментальные результаты, характеризующие работоспособность твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива при рабочих значениях параметров теплоносителя и линейной мощности в следующих нестационарных режимах:

- скачкообразное увеличение мощности;

- циклическое изменение мощности;

- авария с быстрым вводом реактивности;

- аварии с потерей теплоносителя.

Личный вклад.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ, научного руководителя реактора МИР по вопросам ядерной безопасности:

- разработана схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты;

- предложена новая компоновка активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС;

- систематизированы результаты критических опытов и разработаны технические меры по совершенствованию системы управления и защиты реактора МИР, направленные на исключение возможности образования локальной критической массы при формировании новой компоновки активной зоны;

- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований влияния на значение положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в петлевом канале различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний;

- проведены расчетные и экспериментальные исследования по изучению влияния эффекта накопления в бериллиевой кладке нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов;

- разработан сценарий проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности исследуемых твэлов ВВЭР с использованием штатных органов регулирования реактора;

- изучены возможности реактора по проведению испытаний твэлов ВВЭР с ? высоким выгоранием топлива;

- предложены принципиальные конструкции экспериментальных ТВС, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах;

- выбраны методы формирования нейтронно-физических условий для безопасного проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в экспериментах, моделирующих нестационарные режимы;

- проведены реакторные эксперименты;

- получены экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации.

Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем. Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе и критической сборке - труд коллективный. В подготовке и проведении реакторных испытаний непосредственное творческое участие принимали сотрудники НИИАР А.В. Алексеев, А.В. Бурукин, A.JI. Ижутов, С.А. Ильенко, И.В. Киселева, В.А. Овчинников, В.Н. Шулимов; сотрудники ВНИИНМ В.В. Новиков, А.В. Медведев. Экспериментальные результаты на критической сборке получены совместно с А.П. Малковым. В проведении расчетов участвовали В.В. Пименов и Н.А. Нехожина.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Схема выбора методов формирования нейтронно-физических условий для проведения петлевых испытаний в реакторе МИР, учитывающая необходимость достижения требуемых параметров, обеспечение безопасности в процессе проведения эксперимента и экономические аспекты.

2. Выводы по результатам исследований и рекомендации по модернизации СУЗ реактора МИР, направленные на обеспечение ядерной безопасности при формировании новой компоновки активной зоны с компактным размещением необлученных рабочих ТВС.

3. Экспериментально полученные зависимости влияния различных факторов, определяющих нейтронно-физические условия испытаний, на значение положительного эффекта реактивности, связанного с уменьшением плотности теплоносителя в петлевом канале реактора МИР, а также выводы на их основе.

4. Выявленные закономерности влияния эффекта накопления 3Не и 6Li в бериллиевой кладке активной зоны на основные нейтронно-физические характеристики реактора МИР и на условия проведения в нем экспериментов.

5. Конструкции экспериментальных устройств с использованием подвижных поглощающих экранов, которые обеспечивают возможность создания нестационарных условий в одном петлевом канале без влияния на параметры испытаний, проводимых в других каналах.

6. Результаты выбора методов, с помощью которых формируют условия для создания требуемых параметров и обеспечения безопасности испытаний твэлов ВВЭР при нестационарных режимах, подтвержденные проведенными в реакторе МИР экспериментами.

По материалам диссертации в научных изданиях опубликовано 37 работ, в том числе, 11 в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях. Диссертационная работа изложена на 180 страницах текста, включая 65 рисунков, 19 таблиц, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 148 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Калыгин, Владимир Валентинович

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Повреждение топлива и нормальная эксплуатация водо-охлаждаемых реакторов" (г. Димитровград 26-29 мая 1992г.);

- российско-японском семинаре "Поведение топлива водо-охлаждаемых реакторов в условиях высоких выгораний" (г. Москва 21-28 сентября 1992г.);

- заседании технического комитета МАГАТЭ "Внутриреакторное оснащение и измерения, связанные с поведением топлива" (Нидерланды, Петтен 26-28 октября 1992г.);

- франко - российском семинаре "Топливо водо-охлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш 17-24 ноября 1992г.);

- франко-российском семинаре "Топливо водо-охлаждаемых реакторов" (Франция, Сакле, Кадараш 20-27 ноября 1993г.);

- четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград 15-19 мая 1995г);

- заседании технического комитета МАГАТЭ " Поведение материалов активной зоны легководных реакторов в аварийных условиях" (г. Димитровград 9-13 октября 1995г.);

- семинаре «Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации» (Димитровград, 9-13 сентября 1996);

- семинаре КНТС РМ "Методическое обеспечение реакторного материаловедения" (Димитровград, 30-31 марта 1999);

-XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (г. Димитровград, 2529 июня 2001г.);

- шестом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Бельгия, Гент, 17-21 марта 2002);

- седьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Франция, Прованс, 9-12 марта 2003);

- восьмом международном совещании по обращению с топливом исследовательских реакторов (Германия, Мюнхен, 21-24 марта 2004);

- отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов» (г. Димитровград, 8-10 июня 2004.);

- международной научно-технической конференции "Исследовательские реакторы в XXI веке". (Москва, 20-23 июня 2006);

- восьмой российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 21-25 мая 2007);

- всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии - МАЯТ-2007» (Звенигород, 18-22 ноября 2007);

- семинаре КНТС РМ "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях" (Димитровград, 8-9 апреля 2008).

Автор считает приятным долгом выразить признательность своему научному консультанту профессору В.А. Цыканову, научные труды которого служили основой для изучения физических характеристик реактора МИР; профессорам А.Ф. Грачеву, Е.П. Клочкову, Ю.В. Чечеткину за ценные замечания и полезные советы при подготовке диссертационной работы; к.т.н. В.А. Овчинникову за плодотворное сотрудничество при проведении реакторных экспериментов; к.т.н. А.П. Малкову, совместно с которым получены все экспериментальные результаты на критической сборке; к.т.н. В.В. Пименову и Н.А. Нехожиной за помощь в проведении расчетных исследований; персоналу критического стенда и реактора МИР за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Калыгин, Владимир Валентинович, 2008 год

1. Энергетическая стратегия России на период до 2020 года. Утверждена Распоряжением Правительства РФ от 28.08.03 № 1234-р.

2. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Утверждена Постановлением Правительства РФ от 06.10.06 №605.

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

4. Бурукин В.П., Клинов А.В., Топоров Ю.Г. Зарубежные программы реакторных исследований аварийных и переходных режимов работы твэлов ЯЭУ// Атомная техника за рубежом, 1988, №5, с. 3 7.

5. Девишева М.Н. Зарубежные программы НИР и ОКР по безопасности АЭС с водо-водяными реакторами: Обзор. М.:ЦНИИатоминформ, 1989, 44 с.

6. Бурукин В.П., Клинов А.В., Топоров Ю.Г. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации.// Атомная техника за рубежом, 1988, №6, с. 7 15.

7. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.2. Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, 108 с.

8. Нигматулин Б.И., Виденеев Е.Н., Землянухин В.В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР.//Теплоэнергетика, 1988, № 12, с. 24 28.

9. Scaling Criteria and an Assessment of Semiscale MOD-3 Scaling for Small Break LOCA Transient.// USNRC Report EGG-SEMI-5121, March 1980.

10. Kuczera В., Hagen S., Hofmann P. (KFK-FRG) LWR Fuel Rod Bundle Behavior Under Severe Fuel Damage Condition.// Transactions of American Nuclear Society, 1988, v. 57, p. 155.

11. Hofmann P., Hagen S., Schanz G. et al. (KFK) Chemical-Physical Behavior of LWR Core Components in Severe Accidents.//Behavior of core materials and fission product release in accident conditions in LWRs. IAEA TECDOC-706 Vienna, 1993, p. 12165

12. Broughton J.M. PBF LOCA Tests Series, Test LOC-3 and LOC-5 fuel behavior report.//NUREG/CR-2073, EGG-2094, June 1981.

13. McCardell R. et al. Power Bust Facility severe fuel damage test program. In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28-30. 1982, p. 213 - 230. .

14. Reeder D.L. LOFT System and Test Description/NUREG/CR-0247. July 1978.

15. Burtt J. Overview of the LOFT experimental program. In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25 - 28 June 1979, p. 31 -43.

16. Gonnier C. (CEA/CEN Cadarache, France) Main Experimental Results of the PHEBUS Severe Fuel Damage Program.//Transactions of American Nuclear Society, 1993, v. 69, p. 306.

17. Kinnersly S. R. In-vessel core degradation in LWR severe accidents: the state of the art.// Behavior of core materials and fission products release in accident conditions in LWR. IAEA TECDOC-706, Vienna, 1993, p. 93.

18. Saito S. et al. Measurement and evaluation on pulsing characteristics and experimental capabilities of NSRR. J. Nucl. Sci. and Technol., 1977, v. 14, № 3, p. 226 -238.

19. Uetsuka H., Katanasina S., Ishijima K., Research Activities at JAERI on core material behavior under SFD.//Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions. IAEA-TECDOC-921, Dimitrovgrad, Russian Federation, 9-13 October, 1995, p. 23 -38.

20. Baugnet J. et al. The BR-2 materials testing reactor: its capability for fast, thermal and fusion reactor experiments. In: Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), April 1982, v. 1, p. 244 - 255.

21. Hebel W. et al. Irradiation experiments of BR-2 test reactor related to power reactor safety assessment. In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25-28 June 1979, p. 107 - 132.

22. Karb E.H. In-pile tests at KFK of LWR fuel-rod behavior during the Heat up Phase of a LOCA.// Nuclear Safety, 1980, v. 21, p. 26 37.

23. Snelson W. Design synopsis for the new accident related loop at CRNL. In Proc.

24. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982. v. l,p. 201-211.

25. Косилов A.H., Колядин В.И., Сивоконь В.П., Андреев В.И. Техника экспериментального исследования твэлов в нестационарных режимах.//Атомная техника за рубежом, 1981, № 9, с. 3 8.

26. Bodh R. Не-3 Absorber Technique in the Studsvik R-2 Reactor// Paper Presented at the Euratom Meeting on Irradiation Devices. Riso, Denmark, 1976.

27. Firing J., Kolstad E. Halden Boiling Water Reactor Irradiation Facilities and Instrumentation Capabilities. In: Proc. Intern. Conf. on Nucl. Power and its Fuel Cycle. Salzburg, 1977. IAEA-CN-36/495.

28. Bond C., Uglow A. A Comparison between Reactor Experiments and SLEUTH -SEER Code predictions of Pellet-clad Interaction in AGR Fuel Pins.//Nucl. Engng. and Design, 1980, v.56, p. 135.

29. Nishimura D. In-reactor Experimental Facilities at the CRNL. In Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982, v. 1, p. 97- 107.

30. Koogh G. Transient Overpower Experiments of LWR Fuel Pins in Petten High Flux Reactor. In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28-30.1982, p. 319-333.

31. Андреев В.И., Колядин В.И., Яковлев B.B. Методологические аспекты изучения поведения твэлов в нестационарных режимах.//Атомная техника за рубежом, 1985, № 3, с. 3 7.

32. Ishikava М. et al. A study on fuel failure behavior for unirradiated fuel rods under reactivity initiated accident condition. — In: Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25 28 June 1979, p. 45 - 83.

33. Smith R, Martinson Z. PBF CANDU fuel elements LOCA test experiment predictions. Idaho National Engineering Lab., Idaho Falls, USA, EGG-TFBP-6399, Oct.1983, 84 p.

34. PBF simulates CANDU LOCA. Nucl. Eng. Inter., 1984, v. 29, N 355, p. 45.

35. Boris S., Klickman A. US/UK PFR/TREAT in-pile safety test program. Trans.

36. ANS, 1984, v. 47, p. 241 252.

37. Wright R. Overview of the NRC severe fuel damage research program. — Ibid. , v. 46, p. 477-478.

38. Mogard H. et al., The Studsvik INTERRAMP Project an International Power Ramp Experimental Program. Proc.//ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Portland, Oregon, USA, April/May 1979, p. 284 - 294. (DOE/ET/34007-1.).

39. Hollowell Т.Е., Knudsen P. and Mogard H., The International OVERRAMP Project at Studsvik. Proc.//ANS Topical Meeting on LWR Extended Burnup-Fuel Performance and Utilization. Williamsburg, VA, USA, April 1982, Vol. 1, p. 4-5 to 4-18.

40. Безруков Ю.А., Каретников Г.В., Логвинов C.A. Исследования блокирования проходного сечения ТВС реактора ВВЭР-1000 в условиях МПА.// Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика 99», Обнинск, 1999, с. 229-231.

41. Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций (ОПБ-82). М. Энергоатомиздат, 1984.

42. Кириллов П.Л., Селиванов В.М. Основные направления теплофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ.//Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», Обнинск, ФЭИ, т. 1, 1991, с. 6-25.

43. Аверьянов С.В., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках.//Сборник докладов межотраслевой конференции «Теплофизика 89», Обнинск, ФЭИ, 1992, с. 90 - 94.

44. Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР.//Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика 99», Обнинск, ФЭИ, 1999, с. 221 - 223.

45. Bibilashvili Y.K., Goryachev A.V. et al. Study of High Burnup WER Fuel Rods Behavior at the BIGR Reactor under RIA Conditions: Experimental Results. OECD RIA Topical Meeting, CABRI Seminar (opened part), Aix en France, May 13, 2002.

46. Андреев В.И., Егоренков П.М., Колядин В.И. и др. Применение газообразного поглотителя для испытаний твэлов в нестационарных режимах.// Атомная энергия, т. 51, вып. 5, 1981, с. 302 304.

47. Грачев А.Ф., Куприенко В.А. Методики испытаний твэлов при переменной мощности на реакторах СМ-2 и МИР: Препринт. НИИАР-4(616). Димитровград, 1984.

48. Цыканов В.А., Грачев А.Ф., Клочков Е.П. и др. Устройства для облучения твэлов в реакторах СМ-2 и МИР при переменных режимах работы.//Атомнаяэнергия , 1985, т.58, вып.2, с. 97 100.

49. Цыканов В.А. НИИАРу 50 лет. История, достижения, перспективы.-Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006, 96с.

50. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973.

51. Гаджиев Г.И., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности.//Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991, 104 с.

52. Цыканов В.А. и др. Развитие и совершенствование исследовательских материаловедческих реакторов института и внутриреакторных методов исследования: Препринт. НИИАР-2(455). Димитровград, 1981.

53. Цыканов В.А., Куприенко В.А., Аверьянов П.Г. и др. Методические вопросы проведения испытаний твэлов в петлевых каналах реакторов СМ-2 и МИР.//Атомная энергия , 1971, т. 30, №2, с. 192 198.

54. Цыканов В.А. и др. Исследовательские реакторы института и внутриреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). Димитровград, 1986.

55. Бурукин А.В., Ижутов A.JL, Калыгин В.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.//«Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» №3, вып. 1, 2007, с. 83 91.

56. Куприенко В.А. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 3 17.

57. Бовин А.П., Хмелыциков В.В. Петлевые исследовательские реакторы. Канальные реакторы. Современные подходы и проблемы.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 18 25.

58. Головин И.С., Новиков В.В. Работоспособность твэлов при изменении мощности энергетических реакторов.//Атомная техника за рубежом, 1984, №3, с. 3 -13.

59. Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№1106, 1988.

60. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. The MIR reactor fuel assemblies• • • th •operating experience.//Transactions of 6 International Topical Meeting on Research

61. Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21, 2002, p. 104 109.

62. Бровко B.B., Агафонов В.И., Мирошниченко Г.В., Зинковский В.И. Сварка под давлением облученных оболочек тепловыделяющих элементов./УВопросы атомной науки и техники. Сер. Сварка в ядерной технологии, 1989, вып. 4, с. 6 10.

63. Кашкиров А.А., Киселев А.В., Логинов В.А., Марусев В.И. Автоматизированные информационно-измерительные системы в экспериментах на исследовательских реакторах. Сб. трудов НИИАР, Димитровград, 2003, вып. 4, с. 73 - 78.

64. Овчинников В.А., Поляков И.С., Спиридонов Ю.Г. и др. Испытания на реакторе МИР твэлов водо-водяных энергетических реакторов в режиме «скачка мощности» (RAMP). Сб. трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 26 - 35.

65. Бибилашвили Ю.К., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Исследования топлива ВВЭР с легирующими добавками.//Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 4, с. 205-210.

66. Калыгин В.В., Малков А.П. Устройство для облучения образцов в реакторе с твердым замедлителем. Патент № 74735. Бюлл. «Изобретения и полезныемодели», 2008, № 19.

67. Бибилашвили Ю.К. Состояние и развитие работ в России по твэлам и материалам для активных зон реакторов ВВЭР. Доклад на конференции «TOPFUEL-99» Авиньон, Франция, 13-15 сентября 1999 г.

68. Анализ текущего состояния парка исследовательских реакторов России. Тенденции и перспективы развития. (Итоговый документ комиссии Минатома России под председательством Н.И. Ермакова). М. 2000, 101 с.

69. Калыгин В.В., Малков А.П. Влияние методов формирования режимов облучения на значение эффекта реактивности при обезвоживании петлевых каналов реактора МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1996, вып.4, с. 3 10.

70. Ижутов А. Д., Калыгин В.В., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора. Патент № 2292093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, №2.

71. Калыгин В.В., Куприенко В.А., Малков А.П. Роль физической модели в формировании условий облучения и обеспечении безопасной эксплуатации реактора МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 62 74.

72. Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. /Под ред. В.А.Кузнецова. М.: Атомиздат, 1965, 427с.

73. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984, 272с.

74. Королев В.В., Матусевич Е.С. Системы управления и защиты критических стендов. М.: Энергоатомиздат, 1985.

75. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Экспериментальное определение эффективности органов СУЗ критического стенда реактора МИР. Методика выполнения измерений, per. № 46-96 ОМИТ, 1996.

76. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Определение запаса реактивности и подкритичности активной зоны критической сборки реактора МИР. Методика расчета, per. № 12-95 ЦСМ, 1995.

77. Малков А.П., Кушнир Ю.А., Мокеев А.А. Методика калибровки урановых индикаторов. Методика выполнения измерений, per. №61- 00 ОМИТ, 2000г.

78. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

79. Малков А.П., Кормушкина Г.А., Романов Е.Г. Установка для измерения активности твэлов и индикаторов. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. ГНЦ РФ НИИАР, инв.№ 421, 1999.

80. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов». (НП-009-04). М., 2004.

81. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Исследование возможности образования локальной критмассы в активной зоне реактора МИР.М1 во время перегрузочных работ. Отчет НИИАР, 0-3989, 1990г.

82. Ижутов A.JL, Романовский С.В., Свистунов В.А. и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР.М1, 1998, инв. №52

83. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. «Правила ядерной безопасности критических стендов». (НП-008-04). М., 2004.

84. Калашников А.Г., Глебов А.П., Преснова Г.Т. Методика и программа расчета гомогенного реактора в области замедления и термализации с использованием Р1 и DSn приближений: Препринт ФЭИ №1137, Обнинск, 1980.

85. Глебов А.П., Калашников А.Г. Программа GITA-2 расчета гетерогенного реактора. Препринт ФЭИ № 2970, Обнинск 1987г.

86. Анисимков О.В., Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с. 49 52.

87. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние накопления 3Не и 6Li в бериллиевых блоках на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. -Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 84 88.

88. К. Бекурц, К. Виртц. Нейтронная физика. М.: Атомиздат, 1968.

89. Калыгин B.B., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. // Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4., с. 57 62.

90. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем. Заявка на выдачу патента РФ на изобретение. Per. № 2008126636/22

91. Ванеев Ю.Е., Малков А.П., Тихончев М.Ю. Верификация инженерной программы BERCLI на экспериментальных данных с критической сборки реактора МИР.М1. В сб.: Нейтроника-99. Обнинск, 2000, с. 36.

92. Handbook of Nuclear Activation data. Technical report series N 273. IAEA, Vienna, 1987.

93. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.Н. Тритий. М.: Энергоатомиздат, 1985.

94. Гомин Е.А., Гуревич М.И., Майоров Л.В., Марин С.В. Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов: Препринт ИАЭ-5837/5, 1994.

95. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоатомиздат, 1981.

96. Press W., Teukolsky S., Vetterling W., Flannery B. Numerical Recipes in FORTRAN 77. The University of Cambridge, 1992.

97. Калыгин B.B., Малков А.П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах. Патент № 2302046. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, № 18.

98. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Изучение возможностипроведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности твэлов.//Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с.41 49.

99. Бемерт Ю., Юттнер К., Райнфрид Д. Эксперименты по моделированию скачкообразных изменений мощности для выявления повреждаемости твэлов ВВЭР./ Атомная энергия, т. 67, вып.1, 1989, с. 49 51.

100. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Матвеев Н.П., Овчинников В.А. Опыт формирования скачков мощности в экспериментах с твэлами типа ВВЭР в реакторе МИР//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1996, вып. 4, с. 11-17.

101. Поляков Ю.Н., Клинов А.В., Мамелин А.В., Топоров Ю.Г. Программа расчета образования и выгорания радионуклидов в ядерном реакторе: Препринт. НИИАР-37(552). Димитровград, 1982.

102. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Овчинников В.А. и др. Испытания топлива ВВЭР на реакторе МИР в переходных режимах.//Сборник докладов 6-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2001, Т.2, Ч. 1, с. 183-200.

103. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИРтвэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности./ «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» 2008, № 2, с. 66-73.

104. Калыгин В.В. Способ испытания твэлов в режиме скачкообразного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе. Заявка на выдачупатента РФ на изобретение. Per. № 2008122680/22

105. Бурукин А.В., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением мощности. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 80 - 84.

106. Калыгин В.В., Лобин С.В., Овчинников В.А. Устройство для испытания твэлов в режиме циклического изменения мощности. Патент № 75093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 20.

107. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279 - 284.

108. Asmolov V., Egorova L. The Russian RIA Research Program: Motivation, Definition, Execution and Results. Nucl. Safety, 37 (4), 1996.

109. Алексеев А.В., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Методика испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Атомная энергия, 2006, т.101, вып. 6, с.427 - 431.

110. Ильенко С.А., Калыгин В.В. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме аварийного введения реактивности. Патент № 77487. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 29.

111. Калыгин В.В., Пименов В.В. Способ регулирования реактивности ядерного реактора. Авторское свидетельство на изобретение № 1428072, 1988.

112. Алексеев А.В., Махин В.М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.1. Методы и результат исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 1996.

113. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП 033-01, М., 2001.

114. Махин В.М. Специализированная петлевая установка ПВП-3 реактора МИР: цели и задачи создания, основные технические требования и предложения по конструкции// Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 74 84.

115. Алексеев А.В., Горячев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 5, с.286 —104. 123.