Методика определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.14, кандидат наук Витюк, Владимир Анатольевич

• Витюк, Владимир Анатольевич
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Витюк, Владимир Анатольевич

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1 АНАЛИЗ МЕТОДОЛОГИЧЕСКИХ АСПЕКТОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ МОДЕЛЬНЫХ TBC

1.1 Задача выбора режимов испытаний модельных TBC на исследовательских реакторах

1.2 Практические способы определения энергетических параметров модельных TBC во внутриреакторных экспериментах

1.3 Определение и прогнозирование параметров испытаний на ИГР

1.4 Выводы

2 МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИМПУЛЬСНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ

2.1 Проблема определения мощности и энерговыделения в модельных твэлах и TBC

2.2 Метод определения мощности TBC в режиме импульсного нагрева

2.3 Методы определения мощности и интегрального энерговыделения для установившихся параметров TBC в стационарном режиме

2.4 Расчет ошибок определения энергетических характеристик TBC по результатам измерений теплофизических параметров

2.5 Способы определения утечек тепла в процессе испытаний

2.6 Выводы

3 РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПО РЕАЛИЗАЦИИ МЕТОДИКИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИМПУЛЬСНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ

3.1 Постановка задачи

3.2 Физико-технические характеристики реактора ИГР

3.3 Объекты испытаний

3.4 Результаты экспериментов с устройством ЭУ-1

3.5 Результаты экспериментов с устройством ЭУ-2

3.6 Выводы

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методика определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов»

ВВЕДЕНИЕ

Состояние проблемы и ее актуальность. В последние годы многие страны мира проявляют повышенный интерес к атомной энергетике, при этом определяющим фактором ее развития становится убежденность в том, что атомная энергетика не будет представлять угрозы ни для здоровья и безопасности населения, ни для окружающей среды [1]. Для достижения такой убежденности необходимо провести тщательный анализ проблем безопасности атомных электростанций, не ограничиваясь конкретными событиями и обстоятельствами, в том числе теми, которые привели к ситуациям на Три-Майл Айленд, Чернобыле и Фукусиме. Такая переоценка должна быть выполнена со стороны промышленности и национальных органов регулирования безопасности как демонстрация критического отношения к ключевому элементу атомной энергетики - безопасности.

Авария на АЭС «Фукусима-1» заставила мировое атомное сообщество пересмотреть в сторону ужесточения нормы и подходы к проектированию и эксплуатации атомных станций, особенно к запроектным отклонениям. Для этого должны быть выработаны новые технологические решения, позволяющие обеспечить безопасность АЭС при любых внутренних и внешних воздействиях, в том числе маловероятных.

Для выработки таких технологических решений потребуется решить ряд задач по повышению надежности и безопасности активных зон реакторов и, в первую очередь, их наиболее напряженных узлов - тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок (TBC). В частности, необходимо провести анализ тяжелых аварий применительно к конкретной АЭС (или сделать ревизию имеющегося) с использованием моделей и исходных данных, которые позволят получить комплекс систематизированных знаний о поведении твэлов и TBC в аварийных и переходных режимах.

Процесс получения таких знаний, как правило, опирается на два основных

взаимосвязанных способа. Первый способ основывается на расчетном анализе режимов нормальной и аварийной эксплуатации. Второй - на экспериментальных исследованиях этих режимов [2-4]. Оба способа, если их использовать в отрыве друг от друга, могут дать в значительной степени ограниченные сведения. Точный расчетный анализ невозможно провести без знания характеристик реальных процессов, которые, как правило, могут быть получены только в экспериментальных исследованиях. Экспериментальные исследования, с другой стороны, как бы они тщательно не были выполнены, моделируют поведение отдельных элементов или процессов реальной установки, при этом влияние других элементов или процессов, в свою очередь, моделируется соответствующими граничными условиями с учетом факторов масштабирования, и, следовательно, для переноса экспериментальных результатов, полученных для моделей, на реальные реакторы необходимо применение расчетных методов.

Основной проблемой реализации описанных принципов анализа является проблема консервативности используемых моделей и, следовательно, предсказания возможных последствий рассматриваемых аварийных ситуаций. Существование этой проблемы объясняется недостаточным объемом экспериментальных данных для целей комбинированного применения расчетных моделей. В условиях недостатка экспериментальных данных требование большего консерватизма моделей и методов воспринимается, на первый взгляд, обоснованно. Подобный консерватизм может быть снят на основании результатов экспериментов, что позволит придать большую реальность расчетному моделированию. При этом могут быть не только ослаблены некоторые проектные критерии, но и уменьшены экономические затраты, связанные с техническим обеспечением безопасности для условий наихудшей аварии.

Имитационные испытания твэлов и TBC энергетических реакторов в исследовательских реакторах остаются одним из общепризнанных и надежных прямых методов получения экспериментальной информации, используемой как для верификации существующих и разрабатываемых компьютерных кодов, описывающих поведение топлива в энергетических реакторах на различных

режимах, включая аварийные, так и для прямой экспериментальной оценки работоспособности твэлов и тепловыделяющих сборок [5-12].

Внутриреакторные исследования являются наиболее представительным, и, вместе с тем, наиболее дорогим видом экспериментальных работ. При проведении экспериментов в реакторных условиях может быть достигнуто максимальное приближение к реальным эксплуатационным режимам, и, следовательно, поведение топлива в максимальной степени может соответствовать реальному.

Экспериментальные исследования поведения ядерного топлива в различных условиях являются основой для принятия обобщающих решений, несмотря на то, что эксперименты не могут охватывать ни все гипотетические, ни даже практически возможные режимы эксплуатации твэлов, особенно аварийные. Обобщающие решения - это описание наиболее важных механизмов поведения ядерного топлива в виде аналитических зависимостей, предназначенных для расчетного прогноза поведения топлива в реакторе в широком диапазоне условий эксплуатации, в котором конкретные условия, смоделированные в экспериментах, могут быть лишь небольшим эпизодом.

Таким образом, основной задачей внутриреакторных экспериментов является установление параметров и механизмов поведения реакторного топлива в тех случаях, когда аналитические модели не позволяют получить правильного прогноза о направлении и количественных параметрах развития эксплуатационной ситуации.

Специфической проблемой реакторных экспериментов является проблема измерения параметров с приемлемой точностью. Недостаток пространства и реакторное излучение являются основными факторами, усложняющими измерения теплогидравлических параметров (температура, давление, расход) в реакторных экспериментах, по сравнению внереакторными.

Подобные проблемы возникают при определении энергетических параметров экспериментов (мощность и энерговыделение в топливе экспериментального устройства), которые важны как для правильной интерпретации их результатов, так и для повышения точности реализации

заданных параметров испытаний. Другими словами, качество получаемых экспериментальных результатов прямым образом зависит от качества используемых методик и средств измерения параметров, поэтому в настоящее время в практике внутриреакторных исследований большое внимание уделяется вопросам их совершенствования [13,-19].

Точность измерения параметров и точность их реализации в процессе решения конкретной экспериментальной задачи взаимосвязаны. Та точность измерения параметров, на которую можно рассчитывать, исходя из наличного набора методик и средств измерения, определяет объем экспериментов, который должен быть выполнен для удовлетворительного выполнения конкретных требований к точности реализации параметров экспериментов. Таким образом, повышение точности определения энергетических параметров TBC (мощность и энерговыделение в топливе) является актуальной задачей при подготовке и проведении внутриреакторных экспериментов, решение которой позволит снизить количество вспомогательных экспериментов.

На исследовательских реакторах, обеспечивающих возможность реализации продолжительных стационарных режимов, определение энергетических параметров топлива экспериментальных устройств выполняется балансовыми методами, которые при правильном наборе средств измерения параметров, теоретически, позволяют обеспечить реализацию заданного энерговыделения с погрешностью до 1%.

Эксплуатационные возможности исследовательского реактора ИГР ИАЭ НЯЦ PK позволяют реализовывать исследования, направленные на получение экспериментальной информации о быстропротекающих физических и тепловых процессах в ядерных реакторах, поведении топлива и конструкционных материалов активных зон ядерных энергетических установок в переходных и аварийных режимах [20]. В процессе таких исследований, как правило, в экспериментальном устройстве стационарный режим теплообмена не достигается. Это обстоятельство ограничивает возможность применения балансовых методов

для тепловой калибровки экспериментальных устройств при проведении испытаний на реакторе ИГР.

В настоящее время для решения задачи выбора параметров работы реактора ИГР, необходимых для выполнения требований по реализации заданной мощности и интегрального энерговыделения в TBC, используется методика экспериментального измерения интегрального энерговыделения с использованием спектрометрических и радиометрических исследований мониторов энерговыделения, топливной композиции и активационных детекторов, с последующим установлением зависимости измеренного значения с параметрами реактора на конкретном пуске.

Основными недостатками этого метода являются относительно высокая суммарная погрешность при измерениях активности детекторов и определении энерговыделения (10 %) и погрешность определения мощности и энерговыделения реактора (от 3 % до 5 %). Кроме того, так как для оперативного применения методов спектро- и радиометрии необходимо ограничивать уровни облучения топлива и детекторов, то этими методами экспериментальное значение интегрального энерговыделения может быть измерено только на режимах физического уровня мощности. Это означает, что может быть получена фактически одна экспериментальная точка в самом начале диапазона ожидаемого энерговыделения для проверки расчетных оценок величины мощности и энерговыделения, которые необходимо реализовать.

В то же время, модельные TBC поступают на испытания с достаточно развитой системой измерения теплофизических параметров (датчики измерения температуры, давления), что позволяет рассмотреть возможность их применения для оценки энергетических характеристик TBC на импульсных режимах исследовательских пусков, в которых удается измерить необходимое количество параметров.

Цель работы. Целью работы является разработка методики определения энергетических характеристик модельных TBC в процессе проведения импульсных экспериментов на основе результатов измерения теплофизических

параметров.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. Выполнить анализ существующих методов определения энергетических параметров TBC в экспериментальных устройствах исследовательских реакторов;

2. Разработать методические основы определения энергетических параметров модельных TBC в импульсных испытаниях по результатам измерений их теплофизических характеристик;

3. Провести аналитические и экспериментальные исследования в обоснование методики определения энергетических параметров модельных TBC в импульсных испытаниях по результатам измерений их теплофизических характеристик;

4. Продемонстрировать возможность определения энергетических параметров модельных TBC в импульсных испытаниях по результатам измерений их теплофизических характеристик;

5. Определить связь энергетических параметров модельной TBC и реактора для уровней энерговыделения, близких к области имитационных испытаний, реализуемых для исследования поведения топлива в аварийных режимах.

Предмет исследования.

Методы определения энергетических параметров модельных TBC при проведении импульсных внутриреакторных экспериментов на ИР на основе результатов измерений теплофизических параметров, в частности температуры топлива, оболочек твэлов и конструкционных материалов, а также температуры и расхода рабочих тел (при их наличии).

Объект исследования.

Взаимосвязь между теплофизическими и энергетическими параметрами TBC при проведении экспериментов в импульсном графитовом реакторе.

Методы исследования.

Расчетно-экспериментальные исследования с установлением зависимостей между теплофизическими и энергетическими параметрами модельных TBC при проведении импульсных экспериментов на реакторе ИГР.

Научная новизна.

Научная новизна работы заключается в том, что в ней впервые:

• Решена задача определения энергетических параметров импульсных испытаний на реакторе ИГР с использованием результатов измерений теплофизических параметров;

• Разработан математический аппарат для определения связи между теплофизическими и энергетическими параметрами модельных TBC в импульсных испытаниях на реакторе ИГР;

• С использованием результатов теплофизических измерений в серии импульсных экспериментов на реакторе ИГР определены значения пиковой мощности и интегрального энерговыделения в модельных TBC;

• С использованием результатов теплофизических измерений определена связь энергетических параметров модельных TBC и реактора ИГР для уровней энерговыделения в реакторе, близких к уровням имитационных испытаний.

Практическая значимость.

Предложенный подход к решению задачи определения энергетических параметров модельных TBC в экспериментах на реакторе ИГР, основанный на использовании результатов измерений теплофизических параметров, позволяет усовершенствовать схему подготовки внутриреакторных имитационных испытаний. Применение разработанной методики определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов позволяет повысить существующую точность определения пиковой мощности и энерговыделения в TBC и более качественно установить связь между энергетическими параметрами испытуемой TBC и реактора. Разработанная методика применялась при выполнении экспериментальных внутриреакторных исследований на реакторе

ИГР по исследованию поведения модельных TBC типа ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих заключительную фазу аварии с потерей теплоносителя, а также в процессе исследований в обоснование конструкции активной зоны перспективного реактора с внутренне присущим свойством защищенности от аварий, обусловленных формированием бассейна расплавленного топлива критической конфигурации.

Методика определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов может применяться при испытаниях топлива в исследовательских реакторах при условии оснащения испытуемых модельных TBC необходимым набором средств измерения теплофизических параметров.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Методика определения энергетических параметров модельных TBC в импульсных режимах испытаний по результатам измерений теплофизических параметров и на основании решения уравнения теплового баланса.

2. Результаты анализа расчетно-экспериментальных исследований по реализации методики определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов теплофизическими методами.

3. Результаты определения связи энергетических параметров испытуемых TBC и реактора ИГР в серии методических экспериментов.

Связь темы диссертации с планами научных работ. Диссертационная работа выполнена в рамках Республиканской целевой научно-технической программы «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан»: за 20042008 гг., шифр Ц. 0346 по теме «Исследования процессов, сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением активной зоны», №ГР 0105РК00016, за 2009-2011 гг., шифр О. 0490 по теме «Исследования в обоснование безопасности использования объектов ядерной техники» №ГР 0109РК00537, а также по контракту EAGLE с Японским агентством по атомной энергии (JAEA, O-arai).

Личный вклад диссертанта заключается в его непосредственном участии в разработке методических основ расчета энергетических параметров модельных

TBC в импульсных экспериментах; в разработке и создании экспериментальных устройств и проведении внутриреакторных методических экспериментов на импульсном графитовом реакторе; в проведении расчетов и анализе полученных результатов, написании статей, докладов и отчётов о НИР.

Апробация результатов работы. Основные результаты работы были представлены и обсуждены на следующих семинарах и конференциях:

- четвертый семинар «Ядерный потенциал Республики Казахстан» (г. Алматы, Республика Казахстан», 1-2 ноября 2008 г);

- одиннадцатая конференция-конкурс НИОКР молодых ученых и специалистов Национального ядерного центра Республики Казахстан (г. Курчатов, Республика Казахстан, 11-13 мая 2011 г);

- восьмая международная конференция «Ядерная и радиационная физика» (г. Алматы, Республика Казахстан, 20-23 сентября 2011 г);

- международная конференция молодых ученых и специалистов «Актуальные вопросы мирного использования атомной энергии» (г. Алматы, Республика Казахстан, 6-8 июня 2012 г);

- девятая международная конференция «Ядерная и радиационная физика» (г. Алматы, Республика Казахстан, 24-27 сентября 2013 г).

Публикации. По материалам диссертационной работы опубликовано 11 печатных работ, в том числе 5 в рецензируемых изданиях, 2 в сборниках статей.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, трех разделов, заключения, списка используемой литературы. Материал работы изложен на 129 страницах, включая 28 рисунков и 22 таблицы. Библиографический список включает 104 наименования.

1 АНАЛИЗ МЕТОДОЛОГИЧЕСКИХ АСПЕКТОВ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ

ИСПЫТАНИЙ МОДЕЛЬНЫХ TBC

1.1 Задача выбора режимов испытаний модельных TBC на исследовательских реакторах

По существу качество внутриреакторного эксперимента определяется корректностью решения двух проблем - проблемы выбора необходимого режима испытаний и проблемы прямого и косвенного измерения (определения) параметров эксперимента, связанной с трудностями их измерения в ходе эксперимента, в том числе определение связи параметров исследуемого топлива с энергетическими параметрами исследовательского реактора. Поэтому, специфическим требованием к экспериментам на имеющейся экспериментальной установке является наличие обоснованной и верифицированной методики прогнозирования параметров испытаний, которая позволяет целевым образом подбирать режимы испытаний для получения представительных данных по влиянию отдельных факторов или их совокупности на работоспособность твэлов TBC [21,22, 23].

Для большинства экспериментов задача выбора параметров и режимов испытаний сводится к определению диаграмм изменения тепловой мощности исследуемого топлива. Общий подход при выборе параметров экспериментов состоит в реализации следующей последовательности операций:

- расчетным или полуэмпирическим путем определяется диапазон изменения задаваемых параметров, который необходимо реализовать в экспериментальном устройстве для моделирования изучаемого процесса;

- расчетным или экспериментальным способом устанавливается связь между параметрами в экспериментальном устройстве и задающими параметрами экспериментальной установки;

- прогнозируется характер изменения связи между параметрами в экспериментальном устройстве и задающими параметрами экспериментальной установки с учетом влияния дополнительных факторов, связанных, например, с изменениями, которые будут происходить в экспериментальной установке и в исследуемом топливе;

- определяется диаграмма изменения задаваемых параметров (и режим работы установки) на весь эксперимент.

В зависимости от конкретных условий экспериментов и типа экспериментальных установок процедура выбора режимов испытаний может иметь характерные отличия.

Проверка корректности реализации программы конкретного эксперимента не представляется сложной проблемой для случая моделирования стационарных или слабопеременных условий - известные способы оценки тепловой мощности балансовыми методами вполне удовлетворительно работают для внутриреакторных экспериментов. Низкая динамика процессов, происходящих в исследуемом топливе, позволяет управлять параметрами эксперимента в режиме реального времени путем оперативного вмешательства.

Таким образом, для случая, когда характер связи между энергетическими параметрами испытуемого топлива и реактора не зависит от мощности реактора проверка корректности реализации заданных энергетических параметров в топливе может проводиться по методике, которая позволяет произвести калибровку мощности топлива методом теплового баланса, суть которого заключается в следующем: испытуемая TBC некоторое время выдерживается на постоянном уровне мощности и при постоянном расходе теплоносителя, что позволяет при известных параметрах охлаждающего теплоносителя рассчитать мощность и интегральное энерговыделение в TBC в течение заданного промежутка времени. При реализации импульса или вспышки мощности, мощность и интегральное энерговыделение в топливе может приближенно определяться пропорционально мощности и энерговыделению реактора.

Интерес исследователей, работающих в области обоснования безопасности

атомной энергетики, к реактору ИГР обусловлен тем, что технические характеристики реактора обеспечивают возможность моделирования тяжелых аварий в широком диапазоне основных определяющих величин, таких как время (от одной десятой до сотен секунд), флюенс тепловых нейтронов, максимальная плотность потока тепловых нейтронов в режиме нейтронной вспышки.

Существует практическая возможность задавать разрушающие тепловые

235

нагрузки (с увеличением энерговыделения в топливе до 100 кДж/(г и)) в тепловыделяющих элементах с различной топливной композицией и обогащением. Технологические системы реакторного комплекса обеспечивают возможность использования газообразных (азот, водород, гелий, аргон, водяной пар) и жидких (вода) теплоносителей.

Реактор ИГР эксплуатируется в двух основных режимах: в режиме нейтронной вспышки и в режиме регулируемого импульса, параметры которого определяются заданным законом регулирования. Частным случаем режима регулируемого импульса является комбинированный режим, являющийся суперпозицией двух основных режимов.

При любом режиме работы параметры нейтронного потока в реакторе ИГР могут на порядки превышать аналогичные показатели для энергетических реакторов, что обеспечивает возможность проведения динамических испытаний элементов их конструкций в прямых реакторных экспериментах.

ИГР исторически создавался как специализированный реактор для интегральных исследований поведения активной зоны при вводе избыточной реактивности [24]. В этой связи реактор ИГР обладает рядом особенностей (связанных со специфической системой измерения текущей мощности реактора, способами регулирования мощности, существенным изменением температуры активной зоны реактора в течение пуска), которые необходимо учитывать при проведении внутриреакторных экспериментов для правильной интерпретации их результатов.

Размеры и материальные характеристики активной зоны таковы, что практически любое экспериментальное устройство, помещенное в активную зону

реактора, вносит существенное возмущение и меняет нейтронно-физические характеристики всей системы. Поэтому всякий раз, когда в реактор загружается новое экспериментальное изделие, требуется проведение комплекса физических исследований для установления соответствия между воздействием реактора и реакцией экспериментального изделия, или, другими словами, для установления соотношения между мощностью энерговыделения в реакторе и в экспериментальном изделии. Такие исследования носят экспериментально-расчетный характер и построены на принципе расчетного прогноза, подтвержденного экспериментально для некоторых состояний системы. Особенностью экспериментального подхода является то, что технически трудно осуществить проверку расчетного прогноза для наиболее интересной, рабочей области, поэтому именно в рабочей области степень неопределенности параметров управления экспериментом остается наиболее высокой

Со сказанным выше в значительной степени связана следующая проблема. Прогноз величины энерговыделения в экспериментальном изделии выполняется исходя из постулируемой линейной связи между мощностью энерговыделения в реакторе и в экспериментальном изделии. В тех случаях, когда измерение мощности энерговыделения в экспериментальном изделии не представляется возможным (чаще всего, это характерно для режимов с высоким удельным энерговыделением в топливе и при большом разогреве активной зоны), значение энерговыделения определяется по результатам линейной экстраполяции. Особое значение в таких случаях имеет корректность определения мощности реактора. При сложившейся практике мощность реактора ИГР определяется по косвенным параметрам - по показаниям ионизационных камер, установленных в баке водяной защиты реактора. По этим же камерам проводится регулирование мощности реактора, хотя реальная тепловая мощность реактора и показания ионизационных камер связаны между собой нелинейно [25, 26].

Будучи выведенным на мощность, сам реактор оказывается под постоянным воздействием изменяющегося поля температуры графитовой кладки, что приводит к изменению характеристик поля нейтронов. Этот эффект еще более

усиливается в ходе эксперимента, если в экспериментальном изделии происходит изменение фазового состава теплоносителя и состояния топлива (делящихся материалов). Изменение характеристик экспериментального изделия (особенно температуры конструктивных элементов экспериментальных устройств) незначительно влияет на нейтронное поле самого реактора, хотя конечный итог этих воздействий определяется масштабом вносимых возмущений. Влияние состояния теплоносителя и топлива на нейтронное поле в самом экспериментальном изделии выражается в изменении, в первую очередь, радиального распределения нейтронного потока, и, следовательно, в изменении радиального распределения энерговыделения в экспериментальных устройствах. Другой особенностью, связанной с изменением агрегатного состояния теплоносителя в ходе эксперимента является изменение абсолютной мощности энерговыделения при одном и том же потоке нейтронов на поверхности экспериментального изделия, другими словами, происходит относительное изменение мощности энерговыделения в экспериментальном изделии.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Витюк, Владимир Анатольевич, 2013 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ источников

1 NEVER AGAIN: an essential goal for nuclear safety [Электронный ресурс] : Statement by a group of safety experts.

URL: http://www.thehindu.com/news/resources/articlel682986.ece. (дата обращения: 04.04.2011).

2 Future Transient Testing of Advanced Fuels [Текст] : Summary of the May 45, 2009 Transient Testing Workshop / Idaho National Laboratory. - INL/EXT-09-16392, 2009.

3 Nuclear Fuel Behavior Under Reactivity-Initiated Accident (RIA) Conditions [Текст]: State-of-the-art Report / Nuclear Energy Agency, OECD. - Paris, 2010. -210 p. - ISBN 978-92-64-99113-2, NEA/CSNI/R(2010).

4 Fuel behavior under transient and LOCA conditions [Текст] : Proceedings of a Technical Committee meeting held in Halden, Norway, 10-14 September 2001. - 2002. - 135 p. IAEA-TECDOC-1320.

5. Андреев, В.И. Экспериментальное исследование поведения твэлов во до-водяных реакторов при нестационарных режимах [Текст] / В.И. Андреев, В.И. Колядин, В.В. Яковлев // Атомная техника за рубежом. - 1988. - №3. - С. 310.

6. Косилов, А.Н. Техника экспериментального исследования твэлов в нестационарных режимах [Текст] / А.Н. Косилов [и др.] // Атомная техника за рубежом. - 1981. - №9. - С. 3-8.

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

8 Бурукин, В.П. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации [Текст] / В.П. Бурукин,

А.В. Клинов, Ю.Г. Топоров // Атомная техника за рубежом. - 1988. - №6. - С. 715.

9 Бурукин, В.П. Зарубежные программы реакторных исследований аварийных и переходных режимов работы твэлов ЯЭУ [Текст] / В.П. Бурукин, А.В. Клинов, Ю.Г. Топоров // Атомная техника за рубежом. - 1988. - №5. - С. 3-7.

10 Девишева, М.Н. Зарубежные программы НИР и ОКР по безопасности АЭС с водо-водяными реакторами [Текст]: Обзор // М.:ЦНИИатоминформ, 1989. -44 с.

11 Вурим, А.Д. Реакторные исследования топлива перспективных ядерных реакторов на базе исследовательских реакторов ИВГ.1М и ИГР [Текст] /

A.Д. Вурим [и др.] // Экспериментальные исследования в области безопасности атомной энергии : сб. статей / Национальный ядерный центр Республики Казахстан. - Курчатов, 2010. - С. 196-224.

12 Бурукин, А.В., Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением мощности [Текст] / А.В. Бурукин, А.Ф. Грачев,

B.В. Калыгин, В.А. Овчинников, А.В. Медведев, В.В. Новиков // Атомная энергия. - 2008. - Т. 104. - № 2. - С. 108-113.

13 J. L. Rempe [et al.] New sensors for irradiation testing at materials and test reactors [Электронный ресурс] // IAEA TM In-Pile Testing and Instrumentation for Development of Generation-IV Fuels and Materials, Halden, Norway, 2012. URL: http://ww.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/Meetings/2Q12/repositorv/August2 l-24.html (дата обращения 15.05.2012)

14 Ch. Destouches, Improved in-pile measurements for MTR experiments // Там

же.

15 R. Van Nieuwenhove, Development and testing of instruments for Generation IV materials research at the Halden Reactor Project // Там же.

16 Т. Soga [et al.], Endeavor to improve In-pile Testing Techniques in the Experimental Fast Reactor Joyo // Там же.

17 J. Nakamura [et al.], Development of irradiation technique for in-pile tests in JMTR // Там же.

18 Saito S. Development of In-Reactor Fuel Behavior Observation System [Текст] // Journal of Nuclear Science and Technology. - 1981. - Vol. 18(6). - P. 427439.

19 J. L. Rempe [et al.] Instrumentation to Enhance Advanced Test Reactor Irradiations [Текст] // Idaho National Laboratory. - 2009. - INL/EXT-08-13985.

20 Павшук, B.A., Импульсные графитовые реакторы как лучший инструмент для динамических испытаний [Текст] / В.А. Павшук, В.М. Талызин // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. Импульсные реакторы и простые критические сборки. - 1990. - вып. 4. - С. 37-39.

21 Бать, Г.А. Исследовательские ядерные реакторы [Текст] / Г.А. Бать, А.С. Коченев, Л.П. Кабанов ; М.: Атомиздат, 1972. - 272 с.

22 Utilization related design features of research reactors [Текст]: a compendium / International Atomic Energy Agency. - Vienna, 2007. - Technical reports series, ISSN 0074-1914.-no. 455.

23 Post-Irradiation Examination and In-Pile Measurement Techniques for Water Reactor Fuels [Электронный ресурс] / International Atomic Energy. - Vienna, 2009. -IAEA-TECDOC-CD-1635.

24 Курчатов, И.В. Импульсный графитовый реактор ИГР [Текст] / И.В.Курчатов, С.М. Фейнберг, Н.А.Доллежаль // Атомная энергия. - 1964. -Т. 17. - № 6. - С. 463-474.

25 Горин, Н.В. Обзор результатов исследований импульсного реактора ИГР [Текст] / Н.В. Горин [и др.] // Известия Челябинского научного центра. - 2004. -Вып. 1(22).-С. 37-61.

26 Горин, Н.В. Эффект «просветления» уран-графитового топлива ИГР [Текст] / Н.В. Горин [и др.] // Атомная энергия. - 2001/ - Т.85/ - С. 419-422.

27 Горин, Н.В. Особенности поля тепловых нейтронов в экспериментальном канале ИГР [Текст] / Н.В. Горин [и др.] // Атомная энергия. -2001.-Т. 90.-С. 251—256.

28 L. Borms, Y. Parthoens and A. Gys, GERONIMO Third campaign: gamma spectroscopy PIE after ramp test on fuel segments GZR02, GZL33, GZL32 and GZR03 [Текст] / SCK-CEN-R-3783, 2004.

29 Nam, C. A statistical approach to predict the failure enthalpy and reliability of irradiated PWR fuel rods during reactivity-initiated accidents [Текст] / C.A.Nam, Y.H. Jeong, Y.H. Jung //Nuclear Technology/ - 2001. Vol. 136. - pp. 158-168.

30 Nakamura, T. Irradiated Fuel Behavior under Power Oscillation Conditions [Текст] / Takehiko Nakamura [et al.] // Journal of Nuclear Science and Technology. -2003. - vol. 40. - no. 5. - pp. 325-333.

31 T. Fuketa [et al.], New Results from the NSRR Experiments with High Burnup Fuel [Текст] / US Nuclear Regulatory Commission. - Washington DC, USA, 1995. -NUREG/CP-0149.

32 A study on Gap Heat Transfer of LWR Fuel Rods under Reactivity Initiated Accident Conditions [Текст] / JAERI-M. - 1984. - no. 84-063.

33 Sasajuma, H. Behavior of Irradiated ATR/MOX Fuel under Reactivity-initiated Accidents Conditions [Текст] / H. Sasajuma [et al.] // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2000. - vol. 37(5). - pp. 455-464.

34 De Raedt, С Assessment of the Fission Power Level in Fuel Rods Irradiated in the High Flux Materials Testing Reactor BR2 with the Aid of Fluence Dosimetry and Comparison with Other Methods [Электронный ресурс] / С. De Raedt [et al.] // Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment. - 2001. URL: http://www.astm.org/DIGITAL_LIBRARY/STP/SOURCE_PAGES/STP 13 98_forewor d.pdf.

35 Крамер-Агеев, E.A. Активационные методы спектрометрии нейтронов [Текст] / B.C. Трошин, Е.Г. Тихонов ; М. : Атомиздат, 1976. - 232 с.

36 Мительман, М.Г., Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения [Текст] / М.Г. Мительман, Б.Г. Дубовский, В.Ф. Любченко, Н.Д. Розенблюм ; М. : Атомиздат, 1977. - 151 с.

37 MacDonald, P. Assessment of light-water reactor fuel damage during a reactivity-initiated accident [Текст] / P. MacDonald [et al.] // Nuclear Safety. - 1980. vol. 21(5).-pp. 582-602.

38 Ohnishi, N Evaluation of Effective Energy Deposition in Test Fuel during Power Burst Experiment in NSRR [Текст] / Nobuaki Ohnishi, Teruo Inabe // Journal of Nuclear Science and Technology. -1982. - vol. 19(7). pp. 528-542.

39 J. Dekeyser, The BR2 High Flux Reactor: A Versatile Tool for Neutron Irradiation and Materials Testing [Текст] // VIICGEN, Belo Horizonte, Brasil. - 1999.

40 L. Vermeeren and J. Dekeyser. Fuel Irradiation Testing Technology at SCK-SEN: Experience and Developments [Электронный ресурс] // Post-Irradiation Examination and In-pile Measurement Techniques for Water Reactor Fuels. Vienna, 2009.-IAEA-TECDOC-CD-1635. - pp 181-195.

41 Ph. Benoit, C. Decloedt, J. Dekeyser, C. De Raedt, F. Joppen, A. Verwimp, M. Weber, CALLISTO: a PWR in BR2 - Design, construction and licensing [Текст] / Int. Conf. on Irradiation Technology. - Saclay, 1992.

42 L. Vermeeren [et al], Qualification of the on-line power determination of fuel elements in irradiation devices in the BR2 reactor [Текст] : Scientific Report / Belgian Nuclear Research Centre. - Mol, Belgium, 2005. - NT.57 /D089023/01/LV.

43 M. Verwerft [et al.], OMICO [Текст] : Final Report of 5th EURATOM Framework Programme Contract / Belgian Nuclear Research Centre. - Mol, Belgium, 2007. - FIKSCT-2001 -00141.

44 Bailly, J [et al.], Presentation of the SCARABEE programme [Текст] : Presentation / Safety Working Group of the Coordinating Committee for Fast Reactors. -Brussels, 1973.

45 Бэйллию, Дж. Исследовательский комплекс SCARABEE: Основные характеристики и программа экспериментов [Текст] / Дж. Бэйллию, А. Таттегрейн, Ж. Саруль. // Атомная техника за рубежом. - 1981. - №7. - С. 24-32.

46 Ижутов, A.JI. Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе МИР.М1 : автореф. дис. канд. техн. наук : 05.14.03 / Ижутов Алексей Леонидович. -Димитровград, 2008. - 25 с.

47 Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР .Ml [Текст]: методические указания / НИИАР; разраб.: А.Л. Ижутов, Ю.А. Кушнир. - Димитровград, 1994 - Per. №74-94 ЦСМ. -0229804912.

48 Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР.М1 [Текст]: методические укзания / НИИАР; разраб.: А.Л. Ижутов, Н.П. Матвеев, В.А. Овчинников. - Димитровград, 1995. - Per. №41-95. - 0229804912.

49 Методика определения суммарной мощности твэлов при испытаниях в ПУ реактора МИР [Текст] : методические указания / НИИАР. - Димитровград, 1998.

50 Алексеев, A.B. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах [Текст] / A.B. Алексеев [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2007. - №3. - Вып. 1. - С. 83-91.

51 Алексеев, A.B. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности [Текст] : автореф. дис. канд. техн. наук : 05.14.03 / Алексеев Александр Вениаминович. - Димитровград, 2011. -24 с.

52 Wiesenack, W. Irradiation Test of Мох Fuel in the Halden Reactor and the Analysis of Measured Data With the Fuel Performance Code COSMOS [Текст] /

Wolfgang Wiesenack, Byung-Ho Lee, Dong-Seong Sohn // Nuclear Engineering and Technology. - 2005. - vol.37(4). - pp. 317-326.

53 Karb, E.H. In-pile Tests at Karlsruhe of LWR Fuel-Rod Behavior During the Hetup Phase of a LOCA [Текст] / E.H. Karb // Nuclear Safety. - 1980. - vol. 21(1). pp. 26-37.

54 K. Reichardt, W. Krug, J. Seferiadis, Irradiation Tests on Fuel Rods and Plates at the FRJ-2 Research Reactor [Текст] / In Proceedings of symposium Multipurpose Research Reactor. - Jülich GmbH, Jülich, FRG., 1988. - p. 211-213.

55 High flux reactor (HFR) Petten [Текст]: Characteristics of the installation and the irradiation facilities / European Communities-Joint Research Centre. - 2005.

56 D.C. Crawford, R.W. Swanson, A.E. Wright, R.E. Holtz, RIA Testing Capability of the Transient Reactor Test Facility [Текст] : Report of Argonne National Laboratory. - XA9953250, p. 99-109.

57 Fuketa, T. Behavior of high burn-up PWR fuels during simulated reactivity-initiated accident conditions [Текст] / Т. Fuketa [et al.] // TopFuel-2006. - European Nuclear Society, Salamanca, Spain. - 2006. - pp. 279-283.

58 Определение энерговыделения в топливных детекторах гамма-спектрометрическим методом при проведении испытаний на реакторе ИГР [Текст] : методические указания / ДТП ИАЭ РГП НЯЦ PK; разраб.: М. О. Токтаганов, Ю. А. Попов [и др.]. - Курчатов, 2001. - 16 с. - АК.65000.00.728 МУ. -инв. № К-38051.

59 Петухов, Б.С. Теплообмен в ядерных энергетических установках [Текст] / Б.С. Петухов, Л.Г. Генин, С.А. Ковалев ; М. : Атомиздат, 1974. - 408 с.

60 Кириллов, П.Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках [Текст] : Учебник для вузов / П.Л. Кириллов, Г.П. Богословская ; М.: Энергоатомиздат, 2000. - 456 е.: ил.

61 Жовинский, А.Н. Инженерный экспресс-анализ случайных процессов [Текст] / А.Н. Жовинский, В.Н. Жовинский ; М.:, Энергия, 1979. - 198 с.

62 Кравченко, Н.С. Методы обработки результатов измерений и оценки погрешностей в учебном лабораторном практикуме [Текст]: учебное пособие / Н.С. Кравченко, О.Г. Ревинская ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет. - Томск : Изд-во Томского политехнического университета, 2011. - 88 с.

63 Кириллов, П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) [Текст] // П.Л. Кириллов, Ю.С. Юрьев, В.П. Бобков - М. : Энергоатомиздат, 1984. - 296 с.

64 Уонг, X. Основные формулы и данные по теплообмену для инженеров [Текст] : справочник / X. Уонг ; перевод с англ. В.В. Яковлев и В.И. Колядин. -М. : Амомиздат, 1979. - 216 с.

65 Михеев, М.А. Основы теплопередачи [Текст] / М.А. Михеев, И.М. Михеева. - 2-е изд., стереотип. - М.: Энергия, 1977. - 344 с.

66 Кондратьев, Г.М. Регулярный тепловой режим [Текст] / Г.М. Кондратьев ; Государственное издательство технико-теоретической литературы. - М., 1954. - 408 с.

67 Павшук, В.А. Импульсные графитовые реакторы как лучший инструмент для динамических испытаний [Текст] / В.А. Павшук, В.М. Талызин // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. Импульсные реакторы и простые критические сборки. - 1990. - Вып. 4. - С. 37-39.

68 Yegorova L., Abyshev G., Malofeev V., Awakumov A., Kapral E., Leutov K., Shestapalov A., Konodeev A., Zhuravkova N., Bortash A., Kalugin M., Zvyagin A., Mikituk K., Smirnov V., Goryachev A., Prokhorov V., Kozintsev Yu., Makarov O., Pakhnitz V., Vurim A. Data Base on the Behaviour of High Burnup Fuel Rods with Zr-l%Nb Cladding and U02 Fuel (VVER Type) under Reactivity Conditions - Review of Research Program and Analysis of Results [Текст] : International Agreement Report// U.S. Nuclear Regulatory Commission. - Washington, DC, 1999. - 99 p. -NUREG/IA-0156, Vol. 1, IPSN 99/08-1, NSI RRC 2179.

69 Анализ результатов ампульных динамических испытаний модельных твэлов типа ВВЭР на реакторах ИГР и Гидра [Текст]: отчет о НИР / ОЭ НПО Луч., ИАЭ им. Курчатова., ВНИИНМ им. Бочвара ; рук. Егорова Л.А. - М., 1986. -137 с.-Инв.№ 30/694186.

70 Вурим А.Д., Гайдайчук В.А., Пахниц А.В., Демко Н.А., Трухачев А.Г., Козловский Е.В., Токтаганов М.О., Прозорова И.В., Богомолова И.Н., Алейников Ю.В. Внутриреакторные эксперименты по проекту EAGLE [Текст] // Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан. Сер. «Атомная энергетика и безопасность АЭС». - 2002. - №1. - С. 25-34.

71 Ishikawa, М. Study of Fuel Behaviour under Reactivity Initiated Accident Conditions - Review [Текст] / M. Ishikawa, S. Shiozawa // Journal of Nuclear Materials. - 1980. - vol. 95. - pp. 1-30.

72 Shiozawa, S. Zircaloy-U02 and Water Reactions and Cladding Temperature Estimation for Rapidly-Heated Fuel Rods under RIA Condition [Текст] / S. Shiozawa, S. Saito, S. Yanagihara // Journal of Nuclear Science and Technology. - 1982. -vol. 19(5).-pp. 368-383.

73 Импульсный графитовый реактор. Опыт эксплуатации и экспериментальные исследования [Текст] : Аналитический обзор /ДТП ИАЭ РГП НЯЦ РК ; рук. Пахниц В.А. - Курчатов, 1997. - 115 е.- Инв. № Э/174.

74 Васильев Ю.С. Вурим А.Д., Жданов B.C., Зуев В.А., Кенжин Е.А., Колодешников А. А., Пахниц А.В. Экспериментальные исследования по моделированию процессов, характерных для тяжелых аварий ядерных реакторов, проведенные в ИАЭ [Текст] // Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан. - 2009. - Вып. 4. - С. 26-54.

75 Витюк, В.А. Экспериментальные исследования на реакторе ИГР по реализации теплофизического метода калибровки мощности модельных ТВ С [Текст] / В.А. Витюк, А.Д. Вурим // Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан. - 2012. - Вып. 3(51). - С. 19-25.

76 Шмелев, В.Д. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций [Текст] / В.Д. Шмелев, Ю.Г. Драгунов, В.П. Денисов, И.Н. Васильченко. -М. : ИКЦ Академкнига, 2004. - 220 е.: ил.

77 Разработка каналов для исследования моделей ТВС ВВЭР-1000 в реакторах 300 МВт и ИГР. Канал КИПР-100 [Текст] : пояснительная записка Я1292ПЗ / НИИ НПО Луч. - Подольск, 1991. - Инв. №12853.

78 Investigation of the Experimental Capability to Confirm CMR Concepts with IGR-Reactor [Текст] : Final report on EAGLE Project / National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan, Institute of Atomic Energy. - Kurchatov, 1996. - 103 p.

79 In-Pile and Out-of-pile Test. Eagle Project [Текст]: Final report, 1998 FY. National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan, Institute of Atomic Energy. -Kurchatov, 1999. - 192 p. - инв. № 240-01/91вн.

80 Konishi К., Kubo S., Sato I., Koyama K., Toyooka J., Kamiyama K., Kotake S., Vurim A., Gaidaichuk V., Pakhnits A., Vassiliev Y. The EAGLE-Project to Eliminate the Recriticality Issue of Fast Reactors. Progress and Results of In-Pile Tests [Текст] // NTHAS5: Fifth Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety. - Jeju, Korea, 2006.

81 Васильев, Ю.С. Исследования процессов, сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением активной зоны [Текст] / Ю.С. Васильев [и др.] // Экспериментальные исследования в области безопасности атомной энергии : сб. статей / Национальный ядерный центр Республики Казахстан. - Курчатов, 2010. -С.225-263.

82 Витюк, В.А. Реакторные эксперименты по исследованию тяжелых аварий энергетических реакторов с плавлением активной зоны [Текст] / В.А. Витюк, А.В. Пахниц // 4-й Семинар Ядерный потенциал Республики Казахстан : Сборник докладов / Ассоциация Ядерное общество Республики Казахстан. - Алматы, 2008. - С. 35-45.

83 Endo Н. [et al.], Study of the Initiating Phase Scenario of Unprotected Loss-of-Flow in a 600MWe MOX Homogeneous Core [Текст] // IAEA IWGFR Technical

Committee Meeting on Material-Coolant Interactions and Material Movement and Relocation in LMFR, PNC-OEC. - Japan, 1994.

84 Niwa H. A Comprehensive Approach of Reactor Safety Research Aiming at Elimination of Recriticality in CDA for Commercialization of LMFBR [Текст] // Proc. Int. Symp. on the Global Environment and Nuclear Energy System. - Tsuruga, Japan, 1996.

85 Kotake S. [et al.], The R&D issues necessary to achieve the safety design of Commercialized Liquid Metal cooled Fast Reactors [Текст] // OECD/NEA/CSNI Workshop on Advanced Nuclear Reactor Safety Issues and Research Needs. - OECD, Paris, France, 2002.

86 CABRI: Reactor Description and Test Program [Текст] // Institut de Protection et de Surete Nucleaire, Project Shneller Brueter. - Edition DSN-CEN Fontenay-aux-Roses. - 1981. - 34 p.

87 Kussmaul G. The CABRI Project - Overall Status and Achievements [Текст] // Proc. of Science and Technology of Fast Reactor Safety. - Guernsey, 1986. - Vol. 1. -p. 103.

88 Haessler M. The CABRI-2 Programme - Overview on results [Текст] // Proc. of Int. Fast Reactor Safety Meeting. - Snowbird, 1990. - Vol.2. - p. 209.

89 Фройнд Г.А., Искендериан Х.П., Окрент Д. Импульсный реактор TREAT с графитовым замедлителем для экспериментов по кинетике [Текст] // Доклад Р-1848 на 2-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии. - 1958 -Т. 10.- С.461.

90 Wright А.Е. Fast Reactor Safety Testing in TREAT in the 1980s [Текст] // Proc. of Int. Fast Reactor Safety Meeting. - Snowbird, 1990. - Vol.2. - p.233.

91 Вурим, А. Д. Методика определения параметров перемещения расплава топлива в реакторных экспериментах [Текст] : дис. канд. физ.-мат. наук : 01.04.01 : защищена 27.12.2010 / Вурим Александр Давидович. - Курчатов, 2010. - 137 с. - Библиогр.: с. 130-137.

92 Вурим, А.Д. Определение энерговыделения в модельной TBC канала КИПР-100 на методическом этапе испытаний [Текст] / А.Д. Вурим [и др.] // Сборник избранных докладов на внутренних конференциях-конкурсах НИОКР в 1989-1994 годах : сб. докладов / Институт атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан. - Курчатов, 2009. - С. 198-206.

93 Акт о проведении физических исследований реактора ИГР с макетом канала КИПР-100 [Текст] : акт / ОЭ НПО Луч. - Семипалатинск-21, 1991. -уч. №240-01/191.

94 Бать, Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов [Текст] / Г.А. Бать, Г.Г. Бартоломей, В.Д. Байбаков, М.С. Алхутов. -М.: Энергоиздат, 1982. - 511 с.

95 Методические испытания модельной TBC ВВЭР-1000 в канале КИПР-100-02 [Текст] : протокол / ОЭ НПО Луч. - Семипалатинск-21, 1992. - 21с. -инв. № Э/6998.

96 Витюк, В.А. Определение энергетических параметров топливных сборок теплофизическим методом в экспериментах в импульсном реакторе [Текст] / В.А. Витюк, А.Д. Вурим, A.B. Пахниц // Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан. - 2013. - Вып. 1 (53). - С. 65-69.

97 Инженерная методика определения эффективной энергии, выделяемой на акт деления в одиночном твэле в ампульных испытаниях на реакторе ИГР [Текст] : техническая справка / ИАЭ им. И.В.Курчатова. - М., 1988. -инв. № 37/1733.

98 Чиркин, B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники [Текст] / B.C. Чиркин ; М. : Атомиздат, 1968. - 484 с.

99 Варгафтик, Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей [Текст] / Н.Б. Варгафтик. - 2-е изд., доп. и перераб. - М.: Наука, 1972. -721 с.

100 Протокол физических исследований с применением физического макета экспериментального устройства \УБ [Текст] : протокол / ДГП ИАЭ РГП НЯЦ РК. -Курчатов, 2003. - инв. №240-02/1465.

101 Протокол физических исследований с применением мониторов энерговыделения, облученных в пусках 164Т-10в, 164Т-11 и 164Т-12 [Текст] : протокол / ДГП ИАЭ РГП НЯЦ РК. - Курчатов, 2004. - инв. № 240-02/129вн.

102 Эксперимент Анализ результатов методических и физических исследований [Текст]: Отчет о НИР / Институт атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан ; рук. В.А. Пахниц ; исполн.: Вурим А.Д. [и др.]. - Курчатов, 2004. - 54 с. - Инв. № 240-02/129.

103 Варгафтик, Н.Б. Справочник по теплопроводности жидкостей и газов [Текст] / Н.Б. Варгафтик, Л.П. Филиппов, А.А. Тарзиманов, Е.Е. Тоцкий. -М.: Энергоатомиздат, 1990. - 352 с.

104 Тэйлор, Дж. Введение в теорию ошибок [Текст] / Джон Тэйлор ; перевод с англ. Л.Г. Деденко. - М. : Мир, 1985.- 272 с.