Исследование в реакторе МИР.М1 поведения твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива при скачкообразном и циклическом изменении мощности тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Бурукин, Андрей Валентинович

• Бурукин, Андрей Валентинович
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Бурукин, Андрей Валентинович

ВВЕДЕНИЕ.

1. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА МИР.М1.

1.1. Краткое описание реактора МИР.М1 и его основных характеристик.

1.2. Петлевые установки реактора МИР.М1.

1.3. Цикл работ по исследованию поведения в реакторе МИР.М твэлов ядерных энергетических установок.

1.4. Реализуемые условия испытаний твэлов.

1.5. Экспериментальные устройства, применяемые для испытаний.

1.6. Обеспечение качества испытаний.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование в реакторе МИР.М1 поведения твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива при скачкообразном и циклическом изменении мощности»

Актуальность работы.

В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» определены [1]:

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

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

Для реализации данных положений в отраслевой программе «Эффективное топливоиспользование на АЭС на период 2002-2005 годов и на перспективу до 2010 года» предусмотрены, в частности, следующие этапы [2]:

- разработка усовершенствованного ядерного топлива для проекта АЭС-2006, отвечающего требованиям по повышению мощности энергоблока и внедрению удлинённых топливных циклов;

- обоснование и расширение внедрения маневренных режимов на АЭС;

- разработка новых материалов, технологий их изготовления, методов контроля для повышения качества, надежности и безопасности эксплуатации;

- разработка топлива и топливных циклов для проектов АЭС Новой Технологической Платформы атомной энергетики.

Внедрение эффективных топливных циклов базируется на TBC нового поколения, основные требования к конструкции которых включают [3]:

- длительный эксплуатационный ресурс (не менее 5 лет);

- максимальное по TBC выгорание топлива до ~ 70 МВт-сут/KrU;

- возможность эксплуатации в режимах маневрирования мощностью энергоблока.

Эти требования могут быть выполнены, в том числе, при помощи:

- удлинения активной части TBC (снижение удельного расхода природного урана, понижение удельной JIM, создание резерва для увеличения мощности TBC);

- повышения ураноемкости твэлов за счет увеличения размеров топливных таблеток и уменьшения ЦО вплоть до его устранения (удлинение кампании, более эффективное топливоиспользование на АЭС), что, в свою очередь, по отношению к твэлам влечет необходимость улучшения их эксплуатационных характеристик и использования новых проектных решений:

- увеличение длины топливного столба;

- применение оболочки с уменьшенной толщиной стенки и сплошной таблетки;

- уменьшение зазора топливо-оболочка.

Значительные изменения в конструкции твэлов заставляют решать проблемы, обусловленные:

- деградацией свойств топливных таблеток с увеличением выгорания топлива (повышенное газовыделение, снижение теплопроводности топливной композиции, образование rim-слоя);

- коррозионным состоянием оболочек;

- интенсификацией процессов ВТО, в том числе при эксплуатации топлива в маневренных режимах.

Упомянутые проектные решения настолько существенны, что для их обоснования необходимо выполнение комплекса НИОКР, включая проведение реакторных испытаний твэлов модифицированной конструкции в широком диапазоне выгорания топлива в переходных режимах, связанных с изменением мощности. Это объясняется следующими причинами:

- отсутствие систематизированных экспериментальных данных * влечет за собой необходимость введения ряда упрощающих допущений, что может привести к существенным ошибкам при прогнозировании работоспособности твэлов;

- отличия российского топлива от топлива зарубежных реакторов не позволяют без дополнительных экспериментальных исследований и последующей доработки использовать зарубежные расчетные коды для обоснования работоспособности отечественных твэлов;

- отсутствие экспериментальных данных о поведении твэлов в переходных режимах изменения мощности снижает конкурентоспособность российских реакторов на мировом рынке.

При эксплуатации АЭС разгерметизация твэлов в большинстве случаев происходит в процессе изменения энерговыделения (при перегрузках, остановах, регулировании мощности и т. д.). Вероятность повреждения твэлов зависит от ряда факторов. Механическое ВТО - одна из основных причин их досрочной разгерметизации [4]. Степень опасности увеличивается с ростом выгорания из-за распухания-топлива вследствие возрастающего влияния флюенса на механические свойства материала оболочки, а также из-за накопления ПД, в том числе агрессивных по отношению к оболочке.

Решение проблемы предотвращения разрушения твэлов в переходных режимах, связанных с изменением мощности, и, следовательно, техническое обоснование их работоспособности в подобных условиях эксплуатации рассматриваются в тесной связи с проблемой достижения в энергетических реакторах высокого выгорания топлива, что приводит к необходимости комплексного исследования критических характеристик твэлов (предельно допустимых значений JIM и скорости ее изменения в зависимости от выгорания топлива) и на этой основе -экспериментальной отработки конструкции твэла [4].

Информации для научно-обоснованного прогноза поведения твэлов ВВЭР при глубоком выгорании топлива (более ~ 50 МВт-сут/кгЦ) особенно в переходных режимах, связанных с изменением мощности, в отличие от их свойств, хорошо изученных в области низких и средних выгораний, в настоящее время ещё недостаточно. В первую очередь, это обусловлено особенностями состояния топлива и отличиями внутритвэльных процессов при глубоком выгорании от ранее исследованных, а также большими затратами, сложностью подготовки объекта исследований и его инструментального оснащения ДВИ.

К основным эффектам, характеризующим состояние твэла ВВЭР и определяющим особенности его поведения при глубоком выгорании топлива (без учета факторов, обусловленных его работой в составе TBC), относятся следующие:

- увеличение выхода ГПД и рост внутреннего давления газов;

- уменьшение теплопроводности топлива;

- появление периферийного кольцевого слоя в топливе с особыми свойствами (rim-эффект);

- возрастание доли газовой составляющей распухания топлива;

- интенсификация негативных явлений при ВТО и, в первую очередь, КРН.

Снижение теплопроводности топлива приводит к росту температуры, повышенному выходу ГПД, увеличению доли запасенного тепла и постоянной времени твэла, что, очевидно, ухудшает условия работы твэлов в ряде аварийных ситуаций. Особенно заметное влияние на поведение твэлов ВВЭР в переходных режимах оказывает rim-слой, который характеризуется аномально низкой теплопроводностью и повышенной пористостью, что способствует увеличению газовыделения, температуры и фрагментации топлива. Газовое распухание топлива при быстром подъеме мощности, может приводить к временному росту напряжений в оболочке. В ряде случаев наблюдается локальная кольцевая деформация оболочки [5]. При этом следует учитывать, что увеличение JIM выше определенного уровня вызывает существенное перераспределение агрессивных ПД по радиусу таблеток и высоте ТС и местное увеличение их концентрации [6]. Результаты проводимых исследований указывают на взаимовлияние многих факторов, в том числе по механизму обратной связи, что способствует, например, аномально > быстрому и значительному росту газовыделения при увеличении выгорания и JIM выше определенных значений [7].

Основную информацию при проведении реакторных исследований твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива получают, измеряя температуру ТС и давление газов под оболочкой в переходных режимах, связанных с изменением мощности. Эти параметры наиболее важны, так как используются не только при лицензировании твэла в качестве критериев его предельно допустимого состояния в явном виде, но также для определения ряда других характеристик твэла и верификации расчетных кодов.

Особый интерес исследователей обусловлен явлением существенного увеличения выхода ГПД при достижении выгорания топлива более 45.50 МВт-сут/кги даже при сравнительно низких JIM (ниже пороговых), характерных для конечной стадии нормальной эксплуатации твэлов ВВЭР в коммерческих реакторах (см. рис. 1) [8]. В области глубоких выгораний топлива при экстремальных условиях (например, аномальное увеличение JIM) выход ГПД может еще больше интенсифицироваться, приводя к значительному повышению давления газов в свободном объеме твэла. Возможно возрастание выхода ГПД и после снижения мощности реактора (см. рис. 2) [9], однако эффект от снижения мощности с увеличением числа циклов заметно ослабляется. 8 х® ^ 6 и 4 tt о

Ч . л 2 m z ВВЭР-440 □ ВВЭР-1000 0 0

20 40 60

Выгорание, МВт сут/кги

80

Рис. 1 - Выход ГПД из топлива ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 после штатной эксплуатации в коммерческих реакторах.

130 200

Время,«

Рис. 2 - Изменение давления газов в твэле типа BWR в процессе маневрирования мощности.

Кинетика газовыделения из топлива при его разогреве в области глубоких выгораний также может быть различной. Например, в ходе реакторных экспериментов по испытаниям твэлов PWR в реакторе HBWR (Норвегия) наблюдались как плавное увеличение выхода ГПД в течение нескольких часов и даже суток, так и явление быстрого («взрывного») выхода некоторой доли ГПД при достижении определенной температуры топлива (в диапазоне до ~1100°С) (см. рис. 3) [10].

2 4 6 8 10 12 14

Время, эфф. сут.

Рис. 3 - Изменение температуры топлива, давления газов под оболочкой и выход ГПД в процессе испытаний твэла типа Р\У11 в реакторе HBWR (Норвегия).

В результате увеличения температуры топлива, особенно при скачкообразном изменении мощности, повышенное газовое распухание может приводить к временному росту напряжений в оболочке, что повышает вероятность ее повреждений в присутствии агрессивных ПД. В определенный период после подъема мощности сдерживание оболочкой распухающего топлива приводит к его «течению» в зону ЦО и образованию крупных пор в центральной области (см. рис. 4) [11]. Деформация топлива при этом также способствует выходу ГПД.

S п 2 2

О Я" I

100

200 300

JIM, Вт/см

400

500

Рис. 4 - Соотношение между диаметром ЦО и ЛМ для твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с выгоранием более ~ 50 МВт-сут/KrU, испытанных в переходных режимах, связанных с изменением мощности.

Одной из наиболее вероятных причин, определяющих особенности поведения твэла ВВЭР при глубоком выгорании, считают появление на периферии таблеток кольцевого слоя с повышенными выгоранием топлива и концентрацией делящихся нуклидов (пш-эффект) (см. рис. 5) [12]. Предполагают, что из-за увеличения пористости, энерговыделения и снижения теплопроводности топливной композиции в этом слое существенно возрастает температура топлива и повышается выход ГПД [6].

0.4 0.7

Радиус, отн. ед. а) 5

Р 4 си

03 О а 2 2 ч:

6 1 0

100

80

• Ри и и

60 § ^ о 40 о, Й О

20 О 0

0.1 1

0.4 0.7

Радиус, отн. ед. б)

Рис. 5 - Распределение выгорания топлива (а), а также урана и плутония (б) по радиусу топливной таблетки твэла ВВЭР с выгоранием ~ 60 МВт сут/кги после реакторных испытаний в режиме циклического изменения мощности.

Особенности изменения состояния твэлов в процессе экспериментов следует также учитывать при интерпретации результатов измерения давления газов и принятии решения об оснащении РФТ ВВЭР термопарой в центре ТС. Так, например, в случае отсутствия зазора топливо-оболочка (что для твэлов ВВЭР характерно при выгорании более 45.50 МВт-сут/кгЦ) и перекрытии ЦО в таблетках распухающим топливом в отдельных сечениях твэла (см. рис. 4), течение газа в КО (к чувствительному элементу ДД) замедляется, и длительность процесса стабилизации давления может достигать нескольких часов. Это обстоятельство при испытаниях твэлов ВВЭР в переходных режимах может привести к значительному запаздыванию изменения сигнала ДД от изменения сигнала датчика температуры, соответствующего окончанию переходного процесса.

Постановка термопары с чехлом в ЦО таблеток втулочного типа может не только замедлить течение газа, но и уменьшить компенсационную способность ЦО при газовом распухании топлива (см. рис. 4). Например, в работах [9, 13] представлены результаты, свидетельствующие о существенном влиянии геометрии таблеток (лунок, фасок, ЦО) как на кинетику газовыделения (см. рис. 6), так и на деформацию оболочки (см. рис. 7).

Рис. 6 - Изменение внутреннего давления газов при подъеме и снижении ЛМ для твэлов с различной геометрией таблеток: с лунками (а) и с фасками (б).

Большое значение при исследовании поведения твэлов ВВЭР в переходных режимах уделяется и таким параметрам, как осевая и радиальная деформация оболочки. По результатам измерения изменения длины и диаметра твэла можно определить момент плотного сцепления топлива с оболочкой и ее пластическую деформацию, а также влияние геометрии топливной таблетки на эти параметры. Вид получаемой информации приведен на рис. 7 и рис. 8 [14]. Как уже отмечалось, исчезновение зазора и воздействие оболочки на топливо может оказывать определенное влияние и на кинетику выхода ГПД, поэтому использование датчиков деформации дает дополнительную характеристику условий работы твэла в течение процесса газовыделения.

Рис. 7 - Изменение диаметра оболочки твэла в процессе скачкообразного изменения мощности для двух вариантов конструктивного исполнения топливной таблетки (таблетка без и с ЦО).

Рис. 8 - Изменение длины твэла Р\УИ в зависимости от ЛМ при испытаниях в режиме скачкообразного изменения мощности.

В обобщенном виде к тем характерным явлениям, которые следует обязательно учитывать при разработке методов проведения экспериментов, и в частности, при выборе режима испытаний, инструментального оснащения ДВИ, способов измерения давления газов и температуры топлива твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием, а также при интерпретации получаемых экспериментальных результатов, можно отнести следующие: аномальное увеличение выхода ГПД при достижении выгорания топлива 50.60 МВт-сут/кги и значениях JIM ниже «пороговых»;

- снижение «пороговых» уровней JIM и температуры топлива;

- появление кольцевого слоя топлива по периферии таблеток с особыми свойствами;

- повышенное газовое распухание топлива и выход ГПД при возрастании JIM выше «пороговых»;

- возможность временного увеличения напряжений в оболочке и ее пластической деформации;

- существенное перераспределение некоторых агрессивных ПД (134Cs, I37Cs, 1311) по высоте топливных таблеток;

- увеличение выхода ГПД в процессе снижения мощности;

- возможность выхода ГПД при прогреве топлива частично в виде быстрого выброса (так называемый «взрывной» выход);

- возможное «запаздывание» сигнала ДД вследствие перекрытия магистральных каналов течения газа к КО (в случае исчезновения ЦО и зазора топливо-оболочка);

- возможное влияние постановки термопары в таблетки втулочного типа на уменьшение компенсационной способности ЦО.

Практически во всех странах с наиболее высоким уровнем развития ядерной энергетики в широких масштабах проводились исследовательские работы для обоснования достижения глубокого выгорания топлива и связанного с этим определения предельных возможностей конструкции твэла. При этом большое внимание уделялось вопросам поведения топлива в переходных режимах, связанных с изменением мощности.

На коммерческих АЭС проведение полномасштабных испытаний в переходных режимах эксплуатации в значительной степени затруднено из-за недопустимости по условиям безопасности большинства отклонений параметров облучения, заданных программой исследований. Ограниченность экспериментальных возможностей, а также высокая стоимость предопределили необходимость проведения реакторных испытаний и ПРИ на кооперативных началах, объединив в рамках международных программ усилия научных организаций, крупных реакторостроительных фирм и центров ядерных исследований стран Западной Европы, США и Японии [15].

Главными задачами этих программ являлось изучение механизма повреждения твэлов штатной конструкции в результате механического ВТО, определение предельно допустимых характеристик (уровня JIM и скорости ее изменения), ограничивающих область безопасной эксплуатации твэлов, исследование влияния различных технологических факторов, а также изыскание путей снижения ВТО. Основной объем исследований по программам был направлен на определение порога повреждаемости твэлов в зависимости от выгорания топлива. Конечная цель программ заключалась в создании на базе полученной информации усовершенствованных конструкций твэлов, способных противостоять механическому ВТО [15].

Международные программы исследований топлива Р\УЫ и BWR в переходных режимах изменения мощности включали широкий круг реакторных экспериментов различной направленности. Перечень этих программ по испытаниям твэлов зарубежных водоохлаждаемых реакторов в режиме скачкообразного изменения мощности приведен в таблице 1 [15].

Таблица 1 - Международные программы испытаний твэлов PWR и в режиме скачкообразного изменения мощности

Результат, относящийся к предельным значениям

Центр исследования Программа Задачи исследований уров ня ЛМ скорости изменения ЛМ амплитуды времени до образования изменения мощности дефекта в оболочке

Студсвик INTERRAMP BWR - поведение при

Швеция) DEMORAMP I выгорании топлива 10.20 МВт'сут/кги вта- совершенствование конструкции X X X X

DEMORAMP II BWR - изучение х X

TRANSRAMP I механизма разрушения

OVERRAMP PWR - поведение при выгорании топлива 10.30 МВт-сут/кги X X

SUPERRAMP РТО и BWR - поведение при X X X выгорании топлива свыше 30 МВт-сут/кги

Петтен KWU/CE/DOE PWR - поведение при

Нидерланды) выгорании топлива свыше 30 МВт-сут/кги X X

Моль TRIBULATION - поведение при X X

Бельгия) высоком выгорании

Халден OECD - поведение при

Норвегия) высоком выгорании и изучение механизма разрушения X X X

Петтен - НВЕР рта и ВЧУЯ -

Студсвик поведение при высоком выгорании и изучение выхода ГПД X X X

Часть программ, таких как БОЯ (Рисё, Дания), полностью была посвящена изучению выхода ГПД из топлива под оболочку твэла (см. таблицу 2) [15].

Таблица 2 - Международные программы по изучению выхода ГПД из топлива твэлов и

BWR

Центр исследования Программа Задачи исследований

Халден OECD Изучение выхода ГПД при испытаниях твэлов, оснащенных ДД, в базовом и нестационарном режимах

Петтен - НВЕР Изучение выхода ГПД в твэлах после эксплуатации в

Студсвик энергетических реакторах и при повторном облучении в ИР при высоких уровнях ДМ

Рисё (Дания) FGR Изучение выхода ГПД при облучении в базовом режиме и повторном облучении до высокого выгорания топлива. Изучение кинетики выхода ГПД в нестационарных режимах, включая скачкообразное изменение мощности (используются твэлы, оснащенные ДД и прошедшие предварительное облучение в реакторах коммерческих АЭС)

При этом в зарубежной практике широко использовались коммерческие реакторы для предварительного облучения твэлов в целях достижения необходимого флюенса нейтронов и определенного выгорания топлива перед испытаниями в ИР [4]. Это позволило расширить экспериментальные возможности исследований, не загружая ИР наработкой требуемого ресурса.

В дополнении к перечисленным выполнялись исследования и по национальным программам. Например, в рамках программы СЕА/И1АОЕМА (Франция) изучалось влияние механического ВТО на работоспособность твэлов при переменных нагрузках [15]. Твэлы с топливом типа БС1 (БСИ) предварительно облучались до необходимого выгорания в реакторе В11-3 (Моль), а затем испытывались в режимах быстрого подъема мощности в исследовательских реакторах «Силоэ» (Сакле) и «Осирис» (Гренобль). Аналогичные по постановке и решению задач экспериментальные работы реализовывались также в исследовательских центрах ФРГ, США, Японии и ряда других стран [15].

Экспериментальные результаты о поведении твэлов в переходных режимах, связанных с изменением мощности, получали как на электрообогреваемых стендах, так и на специализированных исследовательских РУ [16, 17]. Модельные эксперименты на стендах, несмотря на важность получаемых в них практических результатов, являются, как правило, предварительным этапом перед реакторными испытаниями. 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 РУ. В качестве объектов исследований на стендах использовали имитаторы твэлов, источником выделения тепла в которых является сама оболочка имитатора или расположенный внутри нее нагревательный элемент [18]. Среди наиболее часто упоминаемых в литературе стендов необходимо выделить SEMISCALE [19] (США) и CORA [20, 21] (Германия).

В реакторных экспериментах получали интегральные результаты, поскольку физические явления накладываются друг на друга и их трудно изучать в деталях. Специализированные исследовательские РУ, предназначенные для проведения испытаний в переходных режимах, связанных с изменением мощности, отличаются друг от друга, как масштабом, так и исполнением, моделируемыми параметрами и режимами испытаний. В их числе можно упомянуть установки PBF (США) [22, 23], LOFT (США) [24, 25] и NSRR (Япония) [26, 27]. Наряду с созданием специализированных установок для проведения испытаний в переходных режимах в мировой практике для этих целей широко использовали также существующие материаловедческие и исследовательские реакторы, такие как BR-2 (Бельгия) [28, 29], FR-2 (Германия) [30], NRX (Канада) [31] и др.

Несмотря на то, что каждый из ИР, в которых изучали поведение твэлов в переходных режимах изменения мощности, 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 ЭТВС [32]. Такие методы использовали, например, на реакторах R-2 (Швеция) [33] и HBWR (Норвегия) [34], экспериментальные каналы которых оборудованы экранирующими устройствами с газообразным поглотителем нейтронов. Аналогичные системы с Не применялись на многих других исследовательских реакторах: PLUTO и WAGR (Великобритания) [35], NRX (Канада) [36] 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 [37]. К использованию штатных органов ОР СУЗ при таких экспериментах прибегали очень редко, лишь при необходимости дополнительного расширения диапазона изменения мощности [4].

В качестве примера в таблице 3 представлены результаты испытаний в исследовательском реакторе R-2 (Швеция) двадцати предварительно облученных твэлов BWR в условиях, моделирующих скачкообразное изменение мощности, по программе INTERRAMP Project [4].

Таблица 3 - Результаты испытаний твэлов BWR по программе INTERRAMP Project

Номер твэла 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 И 12 13 14 15 16 17 18 19 20

Выгорание, МВт-сут/кги 10 20

Диапазон изменения ЛМ 40 45 50 > 40 40 45 40 45 40 50 40 35 40 45 45 45 40 40 50 со скоростью 60

4 кВт/(м-мин), 45 50 55 45 45 50 45 50 45 55 45 40 45 50 50 50 45 45 55 кВт/м

Состояние твэла после нг нг нг нг нг нг нг г нг г нг г г г нг г г г г нг испытаний

Примечание: г - герметичный твэл; нг - разгерметизированный твэл

Цель эксперимента - определение предельно допустимых значений JIM и изучение механизма разрушения. В облучаемых твэлах варьировались технологические параметры -зазор между топливом и оболочкой, плотность топлива, термическая обработка оболочки. Подобные испытания твэлов проводились и в других исследовательских ядерных центрах.

Проведенные комплексные исследования позволили накопить достаточный опыт по определению безопасных интервалов JIM, амплитуд и допустимых скоростей изменения JIM для различных типов твэлов в широком диапазоне выгорания топлива и в регламенты эксплуатации реакторов коммерческих АЭС были внесены соответствующие изменения. Таким образом, к началу 1990-х годов за рубежом был выполнен значительный объем исследований поведения топлива в переходных режимах, связанных с изменением мощности.

В нашей стране исследования работоспособности твэлов при переменных режимах были начаты в связи с необходимостью обоснования переходных режимов эксплуатации и режимов суточного регулирования мощности. Такие испытания применительно к твэлам ВВЭР проводили на реакторе МР [38] 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 переходные режимы. Однако из-за остановки реактора МР программа не была завершена.

Подобные испытания проводили и в НИИАР на реакторах СМ-2 и МИР.М1 [39, 40]. Экспериментальные устройства предусматривали эксцентричное вращение экрана, состоящего из нескольких поглощающих стержней, относительно исследуемого твэла или вращение TBC в неоднородном нейтронном поле, формируемом с помощью неподвижного поглощающего экрана. Тем не менее, в середине 80-х годов прошлого столетия программа испытаний была надолго приостановлена.

Однако для подтверждения работоспособности отечественного топлива в широком спектре переходных режимов необходимо было получить результаты реакторных испытаний. Среди российских исследовательских реакторов более всего подходит для этих целей петлевой реактор МИР.М1 [41, 42], на котором уже имелся некоторый опыт проведения экспериментов по моделированию условий работы твэлов в подобных режимах [40]. Конструкция реактора, позволяющая размещать в активной зоне экспериментальные устройства различного типа, высокая плотность потока нейтронов, наличие ПУ, удовлетворяющих современным требованиям по безопасности, и опыт персонала обеспечивают возможность проведения в реакторе исследований TBC, фрагментов TBC и твэлов существующих и перспективных ЯЭУ [43-45] и, в частности, испытаний при параметрах водоохлаждаемых энергетических реакторов (см. главу 1).

Практически все проводившиеся ранее в реакторе МИР.М1 петлевые испытания выполняли с целью получения экспериментальных данных о ресурсе и работоспособности твэлов и TBC новых конструкций при требуемом стационарном уровне энерговыделения и заданных параметрах теплоносителя [46]. Эксперименты по моделированию переходных режимов, связанных с изменением мощности, в реакторе МИР.М1 относятся к новому классу петлевых испытаний, которые не были предусмотрены на стадии его создания [47]. Они отличаются необходимостью кратковременного и значительного изменения мощности испытуемых твэлов, сложностью подготовки облучательных устройств и объектов исследований, требованиями по их обязательному оснащению ДВИ и непрерывной регистрации экспериментальных данных с более высокой частотой. Кроме того, вследствие конструктивных особенностей A3 реактора возникают определенные сложности при согласовании различных условий облучения в процессе одновременного проведения испытаний в соседних ПК. Также следует иметь ввиду, что поскольку изменять мощность твэлов при испытаниях в силу ряда причин не всегда возможно только с помощью специальных ОУ, возникла потребность рассмотреть использование в таких случаях, например, штатных ОР СУЗ реактора. Поэтому для проведения подобных испытаний предварительно необходимо изучать возможности реактора по обеспечению условий экспериментов.

Другое отличие проводимых ранее испытаний в переходных режимах - исследование только коротких фрагментов штатных твэлов, изготовленных из ПМТ, отработавших ранее на коммерческих АЭС, либо экспериментальных твэлов с длиной ТС не более ~ 1 м, т.е. в пределах высоты A3 реактора МИР.М1. При этом информация, получаемая в процессе испытаний, содержала данные всего лишь по изменению параметров теплоносителя и мощности ЭТВС, поскольку твэлы не были оснащены ДВИ.

Характерная особенность экспериментов по моделированию скачкообразного и циклического изменения мощности состоит в нестационарном изменении в широких пределах энерговыделения в топливе. Так, например, при моделировании одного из режимов скачкообразного увеличения мощности твэлов ВВЭР, максимальная JIM должна быть увеличена от исходного уровня 230. .250 Вт/см до конечного значения 550. .600 Вт/см за время ~ 10 мин [48]. В случае испытаний твэлов ВВЭР в режиме маневрирования необходимо обеспечить до нескольких сотен циклов с заданными длительностью, скоростью и амплитудой ' изменения JIM.

Учитывая, что требования к получаемой информации в процессе экспериментов с твэлами ВВЭР постоянно возрастают, для их выполнения необходимы разработка и внедрение новых методов и средств проведения подобного класса петлевых испытаний в реакторе МИР.М1.

Цель работы - разра ботка и практическая реализация методов и средств проведения в . реакторе МИР.М1 петлевых испытаний твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива в условиях, моделирующих скачкообразное и циклическое изменение мощности, для получения экспериментальных данных, необходимых при верификации расчетных кодов и обосновании работоспособности твэлов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

- разработка методов формирования нейтронно-физических условий и программ проведения экспериментов, обеспечивающих параметры, требуемые сценариями испытаний; разработка облучательных устройств для испытаний рефабрикованных и полномасштабных твэлов ВВЭР в переходных режимах, связанных с изменением мощности;

- разработка и апробация методов обработки экспериментальных данных на основе показаний датчиков внутриреакторных измерений;

- проведение серии петлевых испытаний твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива в реакторе МИР.М1 в условиях скачкообразного и циклического изменения мощности;

- сопоставление и анализ экспериментальных данных, полученных в процессе реакторных испытаний и послереакторных исследований твэлов ВВЭР.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

- разработаны и реализованы новые методы испытаний твэлов ВВЭР в условиях переходных режимов с изменением мощности; .

- разработаны облучательные устройства, позволяющие проводить петлевые испытания рефабрикованных (в том числе, инструментованных) и полномасштабных твэлов ВВЭР в подобных режимах;

- впервые получены и систематизированы экспериментальные данные, характеризующие кинетику изменения ряда параметров твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива в процессе облучения и их состояние после испытаний в условиях, моделирующих скачкообразное и циклическое изменение мощности.

Практическая ценность работы:

1. В результате выполнения диссертационной работы реализована возможность проведения в реакторе МИР.М1 нового класса петлевых испытаний твэлов ВВЭР.

2. Разработаны и апробированы новые методы и средства проведения испытаний, включая способы формирования нейтронно-физических условий экспериментов, конструкции облучательных устройств, алгоритмы обработки первичной информации, что существенно расширило экспериментальные возможности реактора.

3. Получены экспериментальные данные по изменению характеристик твэлов ВВЭР, используемые при лицензировании и оценке работоспособности твэлов с глубоким выгоранием топлива в подобных эксплуатационных режимах, а также для верификации расчетных кодов и при разработке новых проектных решений.

Личный вклад.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя и руководителя исследовательских работ:

- разработаны методы формирования нейтронно-физических условий и программы проведения испытаний твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива при скачкообразном и циклическом изменении мощности, обеспечивающие требуемые сценариями параметры;

- предложены принципиальные конструктивные решения для облучательных устройств, позволяющие реализовать в реакторе МИР.М1 петлевые испытания рефабрикованных и полномасштабных твэлов ВВЭР в заданных условиях;

- выполнены расчетные и экспериментальные исследования по достижению и поддержанию требуемых нейтронно-физических и теплогидравлических условий петлевых испытаний твэлов ВВЭР в реакторе МИР.М1 в переходных режимах, связанных с изменением мощности;

- разработаны и апробированы расчетные методы обработки показаний датчиков внутриреакторных измерений, применяемых для оснащения исследуемых твэлов;

- проведены реакторные эксперименты с твэлами ВВЭР при скачкообразном и циклическом изменении мощности;

- выполнены сопоставление и анализ полученных в процессе реакторных испытаний и послереакторных исследований экспериментальных данных, характеризующих условия испытаний и состояние твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива.

Основной объем информации, представленной в работе, получен экспериментальным путем. Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе - труд коллективный. В подготовке, проведении и анализе результатов реакторных испытаний и материаловедческих исследований непосредственное творческое участие принимали сотрудники ОАО «ГНЦ НИИАР» А.Ф. Грачев, А.Л. Ижутов, С.А. Ильенко, В.В. Калыгин, Г.Д. Лядов, Д.В. Марков, Г.И. Маёршина, В.А. Овчинников, C.B. Лобин, Ю.Г. Спиридонов, В.Ш. Сулаберидзе, В.А. Цыканов; сотрудники ОАО «ВНИИНМ» В.В. Новиков, A.B. Медведев и Б.И. Нестеров. В проведении расчетов участвовали H.A. Нехожина и Е.Е. Шахмуть.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Методы проведения петлевых испытаний твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива в реакторе МИР.М1 в переходных режимах с изменением мощности.

2. Конструкции облучательных устройств для реализации экспериментов с рефабрикованными и полномасштабными твэлами ВВЭР в подобных режимах.

3. Результаты реакторных испытаний твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива в условиях скачкообразного и циклического изменения мощности.

По материалам диссертации в научных изданиях опубликовано 15 работ, в том числе, 3 статьи в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях. Диссертационная работа изложена на 107 страницах, включая 50 рисунков, 14 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 85 наименований.

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

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- международной конференции «Характеристики топлива водоохлаждаемых реакторов (Top Fuel 2008)» (Корея, Сеул, 19-23 октября 2008г.);

- международной конференции «Характеристики топлива реакторов с легководным теплоносителем (Top Fuel 2010)» (США, Орландо, 26-29 сентября 2010г.), пятой международной конференции «Характеристики, моделирование и экспериментальная поддержка топлива ВВЭР» (Болгария, Албена, 29 сентября - 3 октября 2003г.); шестой международной конференции «Характеристики, моделирование и экспериментальная поддержка топлива ВВЭР» (Болгария, Албена, 19-23 сентября 2005г.);

- международной конференции «Датчики и детекторы для АЭС» (Пенза, 11-13 сентября 2002г.);

- шестой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 11-15 сентября 2000г.);

- международном научно-техническом семинаре «Взаимодействия топливо-оболочка в твэлах водоохлаждаемых реакторов» (Франция, Кадараш, 9-11 марта 2004г.);

- семинаре КНТС РМ «Методическое обеспечение реакторного материаловедения» (Димитровград, 30-31 марта 1999г.).

Автор считает приятным долгом выразить признательность своему научному руководителю доктору технических наук В.В. Калыгину и кандидату физико-математических наук A.B. Клинову за помощь и полезные советы при подготовке диссертационной работы; профессорам В.А. Цыканову и А.Ф. Грачеву, научные труды которых послужили основой для разработки новых методов и средств испытаний твэлов ВВЭР в реакторе МИР.М1; кандидату технических наук В.А. Овчинникову, совместно с которым получены все экспериментальные результаты при проведении реакторных исследований, за консультации и рекомендации, направленные на улучшение диссертационной работы; H.A. Нехожиной и Е.Е. Шахмуть за помощь в выполнении расчетных исследований; персоналу реактора МИР.М1 за эксплуатационное обеспечение петлевых испытаний.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Бурукин, Андрей Валентинович, 2010 год

1. «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». Утверждена решением Коллегии Минатома России 21.12.1999г. и одобрена Правительством Российской Федерации, протокол № 17 от 25.05.2000г.

2. Отраслевая программа «Эффективное топливоиспользование на АЭС на период 2002-2005 годов и на перспективу до 2010 года». Утверждена первым заместителем министра ' Министерства РФ по атомной энергии М.И. Солониным 09.09.2002г.

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

4. Caillot, Lemaignan, Joseph. In SITU Measurements of Cladding Strain During Transients Using the DECOR Device. // IAEA Technical Committee Meeting, Petten, 26-28 Oct. 1992, p. 37-45.

5. Review of Nuclear Fuel Experimental Data. Fuel Behaviour Data Available from IFE-OCDE Halden Project for Development and Validation of Computer Codes (prepared Turnbull J. A.). // NEA OECD. January, 1995.

6. Tverberg T. In-pile Fuel Rod Performance Characterization in the Halden Reactor. // Proc. Of IAEA Tech. Meet, on «Fuel Rod Instrumentation and In-pile Measurement Techniques», Park Hotel, Halden, Norway, 3-5 September 2007, p. 155-170.

7. Kodai Т., Ito K. and Iwano V. The Effects of Cladding Restraint on Fission Gas Release. Jornal of Nuclear Materials, № 158 (1988), p. 64-70.

8. Kolstad E. Rod Deformation Measurements at Halden. A Review. // Report HWR-816, Enlarged HPG Meeting on High Burnup Fuel Performance, Safety and Reliability, OECD Halden Reactor Project, Lillehammer, Norway, 16-21 October, 2005, p. 48-63.

9. Андреев В.И., Колядин В.И., Яковлев B.B. Экспериментальное исследование поведения твэлов водо-водяных реакторов при нестационарных режимах. // Атомная техника за рубежом, 1988, №3, с. 3-10.

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

11. Алексеев A.B., 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.

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

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

14. 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.

15. 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. 122.

16. Broughton J.M. PBF LOCA Tests Series, Test LOC-3 and LOC-5 Fuel Behavior Report. //NUREG/CR-2073, EGG-2094, June 1981.

17. McCardell R. et al. Power Bust Facility Severe Fuel Damage Test Program. // In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, 28-30 Sept. 1982, p. 213-230.

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

19. 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.

20. 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.

21. 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.

22. 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.

23. 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.

24. 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.

25. Snelson W. Design Synopsis for the New Accident Related Loop at CRNL. // In Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City, USA, April 1982. v. 1, p. 201-211.

26. 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. 3-6.

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

28. 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.

29. 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.

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

31. Koogh G. Transient Overpower Experiments of LWR Fuel Pins in Petten High Flux Reactor. -In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, 28-30 Sept. 1982, p. 319-333.

32. 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.

33. Грачев А.Ф., Куприенко В.А. Методики испытаний твэлов при переменной мощности на реакторах СМ-2 и МИР: Препринт. НИИАР-4 (616). Димитровград, 1984, 25с.

34. 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. // Атомная энергия, 1985, т.58, вып.2, с. 97-100.

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

36. 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, 104с.

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

38. 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.

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

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

41. 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.

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

43. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учеб. пособие для вузов.- 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

44. Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. The MIR Reactor Fuel Assemblies Operating Experience. // Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, 17-21 March, 2002, p. 104-109.

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

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

47. Экспериментальные исследования в петлевых установках и защитной камере реактора МИР.М1. Программа обеспечения качества исследований — ПОК(И) ПУ РУ МИР.М1. ГНЦ РФ НИИАР, инв. № 945, уч. № 24-88/822,1997 г.

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

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

50. 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.

51. Бурукин A.B., Ижутов A.JI., Калыгин В.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР.М1 топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с. 83-91.

52. Бурукин A.B., Грачев А.Ф., Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности. // Известия высших учебных заведений!1 Ядерная энергетика, 2008, №2, с. 66-73.

53. Бурукин A.B., 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. ' . : ' , /'

54. Бурукин А.В;, Овчинников В.А., Спиридонов Ю.Г. и др. Испытания в реакторе ,МИР твэлов; ВВЭР с топливом глубокого выгорания в режимах маневрирования мощностью. //Сборник трудов. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005, вып. 1,с. 32-38. .

55. Поляков Ю.Н., Клинов A.B., Топоров Ю.Г. и др. Программа расчета образования и выгорания радионуклидов в ядерном реакторе: Препринт. НИИАР-37 (552). Димитровград, .1982. • • ' \ ■ ■■ ' ' ; . ',':

56. Майоров JI.B., Юдкевич М.С. Аннотация пакета программ MCU. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып.7, с. 61-64.

57. Сулаберидзе В.Ш., Валиуллин Ф.Х., Котов Н.П. и др. Средства измерения давления в экспериментах на исследовательских реакторах: Препринт. НИИАР-6(861). Димитровград, 1997.

58. А.В. Бурукин, В.А. Овчинников, В.Ш. Сулаберидзе и др. Определение кинетики выхода ГПД из топлива по сигналу датчика давления газов в компенсационном объеме твэла. //Сборник трудов. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2005, вып. 1, с. 59-65.

59. А.В. Бурукин, А.Ф. Грачев, В.А. Овчинников и др. Испытания топлива ВВЭР на реакторе МИР.М1 в переходных режимах. // Сборник трудов 6-ой Российской конференции по реакторному материаловедению. 11-15 сентября 2000, Димитровград. т.2, ч.1, с. 183-200.

60. Марков Д.В., Новиков B.B., Овчинников В.А. и др. Изменение геометрических параметров оболочек и топливного сердечника высоковыгоревших твэлов ВВЭР в • стационарных и переходных режимах работы. // Proc. of the IV International Conf. on WWER

61. Fuel Performance, Modelling and Experimental Support, 1-5 October 2001, Varna, Bulgaria, p. 235-254.