Нейтронно-физические аспекты увеличения кампании транспортабельного водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Полисмаков, Андрей Александрович

• Полисмаков, Андрей Александрович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Полисмаков, Андрей Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР РЕАКТОРОВ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ГРАЖДАНСКИХ ф ЦЕЛЕЙ. НАКОПЛЕННЫЙ ОПЫТ И ПУТИ РАЗВИТИЯ.

1.1. Энергетическая система на базе транспортабельных ядерных реакторов

1.2. Проектирование и эксплуатация реакторов малой мощности.

1.2.1. Электроснабжение и теплофикация.

1.2.2. Судовые установки.

1.2.3. Проекты реакторов с интегральной компоновкой первого контура.

1.2.4. Выбор компоновки первого контура и топливной композиции при проектировании энергетических реакторов малой мощности.

1.3. Опыт применения выгорающих поглотителей интегрированных в топливо энергетических реакторов.

1.3.1. Уран-гадолиниевое и уран-эрбиевое топливо.

1.3.2. Диборид циркония.

1.3.3. Размещение поглотителя в активной зоне.

1.4. Программы и методы.

1.4.1. Программы для расчета отдельных состояний реактора.

1.4.2. Программный комплекс CONSUL.

1.4.3. PSn метод расчета нейтронов.

2. ПРОГРАММА STRUCTURE3D ДЛЯ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ В РЕАЛЬНОЙ ГЕОМЕТРИИ ГЕТЕРОГЕННЫХ СИСТЕМ.

Ф 2.1. Краткая характеристика программы Structure3D.

2.1.1. Структурная схема.

2.1.2. Особенности пространственного разбиения.

2.2. Двумерный расчет тестовой задачи C5G7.

2.2.1. Описание тестовой задачи C5G7.

2.2.2. Результаты двумерных расчетов.

2.3. Расчет конфигурации № 110 критической сборки ZR-6.

2.3.1. Описание конфигурации № 110.

2.3.2. Результаты расчетов конфигурации №110.

2.4. Расчетно-экспериментальный анализ критической сборки БФС-93-1.

2.4.1. Общая геометрия сборки.

2.4.2. Особенности пространственно-угловой дискретизации при проведении трехмерных расчетов PSn-методом.

2.4.3. Сравнение расчетных результатов с экспериментальными данными.

3. ВАРИАЦИИ КОМПОНОВКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА АБВ ДЛЯ УВЕЛИЧЕНИЯ ДЛИТЕЛЬНОСТИ КАМПАНИИ.

3.1. Расчетная модель реактора типа АБВ.

3.2. Применение различных топливных композиций без изменения конструкции ТВС и активной зоны в целом.

3.2.1. Параметры топливных композиций.

3.2.2. Длительность кампании и выбег реактивности.

3.2.3. Состав выгружаемого топлива.

3.2.4. Топливоиспользование.

3.3. Модернизация активной зоны с топливом на основе диоксида урана.

3.3.1. Увеличение количества ТВС в реакторе.

3.3.2. Увеличение загрузки твэлов в ТВС.

3.3.3. Характеристики модернизированной активной зоны.

4. ПРОФИЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРА ТИПА АБВ РАЗМЕЩЕНИЕМ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ВЫГОРАЮЩИХ ПОГЛОТИТЕЛЕЙ.

4.1. Характеристики кампаний с уран-гадолиниевым топливом.

4.1.1. Схемы профилирования.

4.1.2. Результаты вариантных расчетов.

4.2. Характеристики кампаний с пленками диборида циркония.

4.2.1. Схемы профилирования.

4.2.2. Результаты вариантных расчетов.

4.2.3. Использование двух поглотителей: пленок диборида циркония и твэгов.

4.2.4. Коэффициенты и эффекты реактивности.

4.3. Характеристики кампаний с уран-эрбиевым топливом.

4.3.1. Схемы профилирования.

4.3.2. Применение двух выгорающих поглотителей: оксида эрбия и оксида гадолиния.

4.3.3. Значения коэффициентов неравномерности энерговыделения.

4.3.4. Влияние диффузионного приближения и гомогенизации ячеек и ТВС на характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

4.4. Влияние физического профилирования топливной загрузки на характеристики кампании реактора.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Нейтронно-физические аспекты увеличения кампании транспортабельного водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ»

В настоящее время в России и за рубежом предложено множество проектов атомных станций малой мощности, которые отличаются как по типу реакторов, так и по уровню единичной мощности энергоблока. Среди них особое место занимают проекты реакторов с водой под давлением судового типа. Ведущие разработчики проектов - ОКБМ или НИКИЭТ, научные руководители - ФЭИ или РНЦ «Курчатовский институт». Эти проекты используют апробированную реакторную технологию и обширную базу знаний, в основе которых - большой опыт создания и эксплуатации реакторов-прототипов на судах гражданского и военно-морского флота. Демонстрационные образцы плавучих энергоблоков (ПЭБ) могут быть созданы в России в ближайшее время.

Активные зоны ледокольных реакторов были разработаны для режимов работы с частым и глубоким маневрированием мощностью. В частности, в связи с этим в реакторах ледоколов применяется интерметаллидное топливо с существенно большей теплоемкостью и теплопроводностью, чем у диоксида урана. Применение интерметаллидного топлива успешно решило задачу эксплуатации транспортных реакторов в условиях большой энергонапряженности активных зон и довольно существенных эффектов реактивности, сопровождающих резкие изменения мощности [1]. Однако малая, по сравнению с U02, концентрация урана в топливной композиции может считаться ее недостатком, ограничивающим длительность кампании активной зоны.

Есть основания считать, что режимы эксплуатации атомных станций малой мощности будут более стабильными, чем транспортных ЯЭУ. Существует возможность работы реакторов малой мощности в номинальном режиме при условии системного подхода к использованию энергии атомной станции малой мощности (АС ММ). Под системным подходом понимается применение различных схем когенерации и производства пресной воды наряду с электроснабжением, а также энергоснабжение промышленных предприятий, действующих в круглосуточном режиме [2,3]. Особый интерес вызывает в будущем производство водорода, которое может использоваться для стабилизации режима работы энергоблока.

Применение диоксида урана позволяет рассматривать возможность использования выгорающих поглотителей, размещенных непосредственно в топливной композиции для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива. Цель их использования в тепловых реакторах малой мощности состоит в минимизации запаса реактивности (до уровня оперативного запаса на регулирование), зарезервированного на органах регулирования системы управления и защиты в рабочем состоянии реактора [4].

Это дает стимул к разработке активных зон с удлиненной кампанией для существующих и проектируемых корпусных водо-водяных реакторов (с давлением теплоносителя в первом контуре ~ 10-15 МПа). При этом предполагается исследование факторов, влияющих на нейтронно-физические параметры реактора в процессе выгорания: обогащение топлива, водо-урановое отношение, выбор и размещение выгорающих поглотителей в условиях большой утечки нейтронов из активной зоны по сравнению с крупными коммерческими водо-водяными реакторами.

Исследование характеристик кампаний перспективных реакторов на тепловых нейтронах связано с развитием детерминистических методов решения уравнения переноса в реальной геометрии активной зоны и отражателя, так как инженерные подходы, как правило, основываются на механизме гомогенизации и дальнейшем решении диффузионного уравнения. При этом точность расчета, как правило, является недостаточной. Для повышения точности расчета конкретной установки инженерными методами требуются дополнительные подгоночные параметры, основанные на реакторных измерениях.

Решение уравнения переноса нейтронов во всем объеме активной зоны современных ядерных реакторов даже на современных компьютерах является достаточно тяжелой задачей. В данной работе рассматривается метод расчета реактора, основанный на решении уравнения переноса в реальной геометрии отдельных кассет и синтезе общего решения посредством углового распределения плотности потока нейтронов на граничных поверхностях ТВС.

Целью диссертационной работы является: 1) создание программы Structure3D [5] и развитие алгоритмов программного комплекса CONSUL [6],

2) верификация программы Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 [7] и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93-1 [8], а также выбор характеристик пространственно-угловой дискретизации для проведения реакторных расчетов по программе Structure3D,

3) разработка топливных загрузок, которые обеспечивают снижение запаса реактивности на выгорание и увеличение длительности кампании водо-водяного интегрального реактора малой мощности типа АБВ [9,10],

4) оценка влияния процедуры гомогенизации топливных ячеек и ТВС, а также диффузионного приближения на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора малой мощности типа АБВ.

Актуальность работы по исследованию характеристик водо-водяных реакторов малой мощности обусловлена потребностью в разработке ядерных энергетических установок для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности, характеризующихся следующими особенностями:

- способностью работать без перегрузки и перестановки топлива в течение достаточно длительного периода времени, выбранного с учетом факторов экономичности станции и энергетической безопасности;

- отсутствием необходимости хранения свежего или отработавшего топлива на площадке атомной станции вне реактора, затруднением несанкционированного доступа к топливу в течение всего периода его присутствия на площадке атомной станции и транспортировки к месту работы и обратно, наличием проектных мер, способствующих применению гарантий МАГАТЭ;

- повышением уровня безопасности, соответствующего масштабу возможного глобального распространения таких установок (что достигается за счет внутренне присущих свойств реактора и широкого применения пассивных систем безопасности), упрощением обслуживания и уменьшением персонала атомной станции.

Научная новизна диссертационной работы состоит: в .лрограммной реализации решения уравнения переноса нейтронов балансным методом с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов на границе элементарной ячейки (PSn-метод [12]) для расчета в реальной геометрии критических сборок и малогабаритных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), в использовании PSn-метода для расчета (по программе Structure3D) критической сборки БФС-93-1 [13] и оценке отклонений расчетных значений от экспериментальных данных, в результатах сравнительных расчетных исследований влияния топливных композиций (интерметаллид урана, микротопливо, диоксид урана) на длительность кампании и запас реактивности на выгорание для активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ, а также в выборе по результатам данных исследований топливной композиции на основе диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U, в расчетном обосновании увеличения длительности кампании и минимизации запаса реактивности на выгорание активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе UO2 за счет применения перспективных выгорающих поглотителей: пленок диборида циркония (ZrB2), твэлов с оксидом гадолиния (Gc^Cb) и оксидом эрбия (Ег20з).

Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы при проектировании транспортабельных энергетических реакторов малой мощности, работающих без перегрузки и перестановки топлива в течение всего эксплуатационного периода, затрудняющих несанкционированный доступ к топливу на площадке атомной станции и характеризующихся применением пассивных средств для обеспечения безопасности и снижения запаса реактивности на выгорание.

Содержание диссертационной работы изложено в четырех главах. В первой главе, которая носит обзорный характер, представлены общие тенденции в проектировании реакторов малой мощности и текущее состояние работ в области атомной энергетики малых мощностей. Рассматривается возможность использования в реакторах для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности топливной композиции на основе UO2. Делается краткий обзор выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо энергетических реакторов большой мощности: оксида гадолиния, оксида эрбия и пленок диборида циркония.

В данной главе также приводится обзор программ и методов, которые используются при проведении нейтронно-физических расчетов в данной работе. Представлено краткое описание программного комплекса CONSUL, предназначенного для расчета физики реактора на основе взаимосогласованных распределений нейтронных, изотопных и температурных полей и, в частности, приведены основные формулы PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов, который используется в составе комплекса CONSUL для расчета ТВС реакторов в гексагональной геометрии гомогенных топливных ячеек.

Во второй главе кратко излагается содержание модуля Structure2D/3D, являющийся программной реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов. Далее приводятся результаты двумерных расчетов тестовой задачи C5G7 [7] и критической сборки Zr-6(no версии Structure2D), а также трехмерного расчета сборки БФС-93-1 (по версии Structure3D) [8] в сравнении с экспериментальными данными, а также рассматриваются недостатки процедуры гомогенизации свойств на примере расчета конфигурации №110 критической сборки ZR-6.

В третьей главе приводятся результаты вариантных расчетов по программному комплексу CONSUL характеристик кампаний водо-водяного интегрального реактора с тепловой мощностью 40 МВт (типа АБВ) при использовании различных топливных композиций без изменения конструкции ТВС и реактора в целом. По результатам сравнения длительности кампаний для нескольких топливных композиций делается выбор в пользу диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U.

В этой главе также проводится модернизация ТВС и активной зоны в целом включающая в себя следующие этапы: отказ от использования стержневых выгорающих поглотителей, уменьшение вдвое органов регулирования системы управления и защиты реактора и добавление 6 ТВС на периферию активной зоны.

Четвертая глава посвящена исследованию топливных загрузок реактора типа АБВ с неравномерным размещением перспективных выгорающих поглотителей в топливной композиции на основе UO2 для минимизации запаса реактивности на выгорание и снижения неравномерности выгорания различных ТВС. Расчетные исследования в этой главе выполнены с использованием программного комплекса CONSUL.

В данной главе проводится сравнение характеристик начального состояния профилированного реактора типа АБВ с топливом из диоксида урана, полученных с использованием модулей ПК CONSUL (т.е. диффузионного приближения с гомогенизацией топливных ячеек и ТВ С) с расчетными данными по программе Structure3D (гетерогенный расчет PSn-методом в транспортном приближении).

Автором на защиту выносятся следующие положения:

• программная реализация PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов (программа Structure3D); и ее применение для расчета тестовой задачи C5G7, критических сборок Zr-б и БФС-93-1, а также начального состояния профилированного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе U02,

• результаты расчетных исследований характеристик выгорания реактора АБВ 6 с различными топливными композициями,

• рекомендации по выбору топливной загрузки для увеличения кампании реактора типа АБВ более чем в два раза и снижения запаса реактивности на выгорание до величины 2.5-3%,

• оценка влияния диффузионного приближения и гомогенизации ячеек и ТВС на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

Достоверность полученных результатов подтверждается: верификацией разработанного модуля Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 совместно с MCNP и рядом других детерминированных программ, а также по расчетам экспериментов на сборках ZR-6 и БФС-93-1, сравнением рассчитанных по ПК CONSUL характеристик начального состояния реактора АБВ с результатами расчетов по аттестованным программам, верификацией комплекса CONSUL по расчетам топливных загрузок и топливных циклов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, критических сборок и вычислительных тестов, сравнением полученных данных с результатами расчетов по аттестованным кодам, применением комплекса CONSUL для обоснования характеристик модернизированных активных зон реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Личное участие автора заключается: в создании программного модуля Structure3D (в двух модификациях) в составе программного комплекса CONSUL для трехмерного расчета в реальной геометрии: а) критических сборок типа БФС-93-1 с изменением шага расположения топливных блоков и б) реакторов малой мощности (типа АБВ); в подготовке расчетной модели и в проведении по ПК CONSUL расчетных исследований характеристик кампаний водо-водяного интегрального реактора (типа АБВ) для топливных загрузок с различными топливными композициями и схемами расположения перспективных выгорающих поглотителей; в разработке предложений по выбору топливной загрузки и схемы размещения выгорающих поглотителей для увеличения кампании и снижения запаса реактивности на выгорание; в проведении по программе Structure3D расчетов начального состояния реактора типа АБВ и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93-1; в оценке влияния процедуры гомогенизации материалов и диффузионного приближения на результаты расчета начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

По теме диссертации опубликованы следующие работы:

1. Полисмаков А.А., Алексеев П.Н., Белов Д.Ю., Субботин С.А. Энергетическая система на основе малых автономных ядерных реакторов. // Сборник трудов научной сессии МИФИ-98. Часть 4. Физико-технические проблемы ядерной энергетики. М.: МИФИ, 1998, с. 57-59.

2. Чибиняев А.В., Полисмаков А.А., Алексеев П.Н. Нейтронно-физические характеристики реакторов ВВЭР с твэлами уменьшенного диаметра. // Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом: Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов "Волга-2000". М.: МИФИ, 2000, с. 70-73.

3. Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Характеристики 8-годичной кампании реактора типа АБВ // Сборник трудов научной сессии МИФИ-2001. Том 8. Молекулярная физика. Нетрадиционная энергетика. Ядерная энергетика. М.: МИФИ, 2001, с. 97-98.

4. Полисмаков А.А., Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Оптимизация топливной загрузки реактора типа АБВ. // Малая энергетика. Итоги и перспективы: Тезисы докладов Международного семинара. 10-11 октября 2001, М.: Издательство ОАО "Малая энергетика", 2001, с. 72.

5. Polismakov А.А., Tsibulsky V.F., Chibinyaev A.V., Alekseev P.N. Advanced fuel cycle for long-lived core of small-size light water reactors of ABV type. // Advanced Reactors with Innovative Fuel "ARWIF-2001": Workshop Proceedings, Chester, UK, October 2001. NEA/OECD 2002, pp. 287-292.

6. Polismakov A.A., Tchibiniaev A.V. Structure computer code. Computational method. // Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization: A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/OECD 2003, pp. 132-134.

7. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Цибульский В.Ф., Алексеев П.Н. Обоснование нейтронно-физических характеристик десятилетнего топливного цикла водо-водяного реактора мощностью 40 МВт (т) / Препринт ИАЭ-6272/4, М., 2003.

8. Полисмаков А.А., Чибиняев А.В., Алексеев П.Н. Результаты расчетного анализа экспериментов на критических стендах ZR-6, УКС-1М и БФС. / Препринт ИАЭ-6297/4, М., 2003.

Апробация работы. Научные результаты и положения диссертации докладывались и обсуждались на российских и международных конференциях и семинарах: "Физико-технические проблемы ядерной энергетики" (Научная сессия МИФИ-98, Москва 1998); "Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом" (XI семинар по проблемам физики реакторов "Волга-2000"); "Ядерная энергетика" (Научная сессия МИФИ-2001, Москва 2001); "Advanced Reactors with Innovative Fuels" (Честер, Великобритания. 2001); "Малая энергетика. Итоги и перспективы" (Москва, 10-11 октября 2001).

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

Основные результаты диссертационной работы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Проведены расчетные исследования кампаний транспортабельного реактора малой мощности типа АБВ-67 (заключающиеся в прямой замене топливной композиции прототипа - интерметаллида урана с обогащением 17% на интерметаллид урана с обогащением 21%, микротопливо с обогащением 21%, а также диоксид урана с обогащением 4.4% и 8%). Из рассмотренных видов топлива - лишь топливо на основе U02 с 8% обогащением по изотопу 235U позволяет удвоить кампанию реактора: с 1070 эфф. суток до 2000 эфф. суток.

2. Вместо системы компенсации запаса реактивности на выгорание на основе стержневых выгорающих поглотителей для реактора типа АБВ с топливом на основе U02 автором предложено применение интегрированных в топливо выгорающих поглотителей. При этом были разработаны топливные загрузки, которые позволяют не только снизить запас реактивности на выгорание с 18% до 2.5-3%, но и дополнительно увеличить загрузку топлива в ТВС, а следовательно и кампанию реактора с 2000 эфф. суток до 2100 - 2300 эфф. суток (в зависимости от компоновки первого контура и при увеличении числа ТВС до 61). Размещение выгорающих поглотителей характеризуется следующими особенностями: применением трех радиальных зон профилирования и двух типов выгорающих поглотителей - быстро-выгорающего оксида гадолиния (GCI2O3), который добавляется в ограниченное число твэлов, и медленно-выгорающего (пленки ZrB2 или Ег203), который добавляется одинаково во все твэлы в данной зоне профилирования.

3. Разработана программа Structure3D, являющаяся реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной трехмерной геометрии критических сборок и ТВС современных водо-водяных реакторов.

4. Для верификации программы Structure3D были проведены расчеты критических сборок ZR-6 и БФС-93-1. При насыщении пространственно-углового разбиения расчетное значение Кэфф критической конфигурации № 110 сборки ZR6 составляет 1.0025, среднеквадратичное отклонение - 1.237%, максимальное отклонение находится в крайнем твэле и достигает 2.9%. Расчетное значение Кэфф критического состояния сборки БФС-93-1 составляет 1.00632; среднеквадратичные отклонения энерговыделения твэлов во внутренней вставке - 1.8% и 3.2% (для сборки твэлов с твэгом). Отклонение в энерговыделении периферийных твэлов составляет 4-6%, в твэле с уран-гадолиниевым топливом - 10%.

5. По программе Structure3D был проведен расчет начального состояния реактора типа АБВ с профилированной топливной загрузкой. Константы материалов были подготовлены ячеечной программой GETERA. При сравнении результатов расчета по программе Structure3D с расчетными данными по ПК CONSUL можно сделать следующий вывод: гомогенизация материалов активной зоны и диффузионное приближение приводит к снижению Кэфф на 1.2%, что, однако, не повлияет на основные выводы диссертационной работы.

Автор выражает глубокую признательность научному руководителю П.Н. Алексееву.

Автор считает своим долгом поблагодарить А.В. Чибиняева, В.Ф. Цибульского, а также весь коллектив Отдела Концептуальных Физико-Технических Исследований ИЯР РНЦ КИ за благоприятную рабочую атмосферу и помощь в работе.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В диссертационной работе проведен обзор значительного числа сооруженных и находящихся в стадии проектирования реакторов малой мощности, который позволяет сделать следующие выводы:

-эксплуатация основного оборудования реакторов малой мощности в стационарном режиме с удлиненной кампанией активной зоны способствует использованию интегральной компоновки первого контура и применению топливной композиции на основе диоксида урана;

-применение диоксида урана позволяет использовать для компенсации запаса реактивности на выгорание выгорающие поглотители, интегрированные в топливную композицию,

-по сравнению со стержневыми выгорающими поглотителями, они дают возможность увеличить загрузку топлива и реализовать разнообразные схемы размещения поглотителя (физического профилирования) в активной зоне, скомпонованной из кассет и твэлов современных водо-водяных энергетических реакторов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Полисмаков, Андрей Александрович, 2004 год

1. Макаров В.И., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., Митенков Ф.М., Панов Ю.К., Полуничев В.И., Яковлев О.А. Опыт создания и эксплуатации реакторных установок гражданских судов. // Атомная энергия 2000 г., том 89, вып. 3, стр. 179-188.

2. Kupitz J., Cleveland J. Overview of global development of advanced nuclear power plants and the role of the IAEA. // In proceedings of Global'99, Aug.29-Sept.03, 1999, Jackson Hole, USA.

3. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. / Уточненная редакция с учетом замечаний Правительства РФ от 25.05.2000г., протокол №17. М.: МИНАТОМ 2000.

4. Цибульский В.Ф., Чибиняев А.В. CONSUL- программа уточненного комплексного расчета ядерного реактора // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. 1995, вып.З, с. 29-32.

5. Polismakov A.A., Tchibiniaev A.V. Structure computer code. Computational method./ Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization: A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/OECD 2003, pp. 132-134.

6. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Алексеев П.Н. Результаты расчетного анализа экспериментов на критических стендах ZR-6, УКС-1М и БФС / Препринт ИАЭ-6297/4. М. 2003.

7. Чибиняев A.B. Разработка инженерных методов и программ уточненного расчета нейтронно-физических характеристик реакторов водо-водяного типа. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. М. : РНЦКИ 1996.

8. Kochetkov A., Rozhikhin Ye., Tsiboulia A. Experiments in Support of МОХ Fuel Disposal Program in VVER. // Proc. of Global'2003 ANS/ENS International Winter Meeting. New Orleans, Louisiana. November 16-20.

9. Полисмаков A.A., Алексеев П.Н., Белов Д.Ю., Субботин С.А. Энергетическая система на основе малых автономных ядерных реакторов.// Сборник трудов научной сессии МИФИ-98. М.: МИФИ, 1998 г., том 4, стр. 57-59.

10. Baranaev Yu.D., Dolgov V.V., Sergeev Y.A. Activities in the field of small nuclear power reactors.//Nuclear Engineering and Design, 173 (1-3), 1997, pp. 159-166.

11. Цыканов В.А., Чечеткин Ю.В., Кормушкин Ю.П. и др. Опытная станция теплоснабжения на базе реактора АРБУ С.// Атомная энергия 1981г., том 50, вып.6, стр. 376-381.

12. Dolgov V.V. et al. Bilibinskaja nuclear power plant: 23 years operation in the specific conditions of the Russian Far North-East.// Nuclear Engineering and Design, 173 (13), 1997, pp. 87-89.

13. Воронков M.E., Глюза A.T., Сергеев Ю.А., Чаховский В.М., Яковлев Б.В. Автономная маневренная АТЭЦ малой мощности с аккумулятором теплоты.// Атомная энергия 1983г., том 55, вып. 1, стр. 19-22.

14. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я. Атомно-водородная энергетика. Пути развития. // Энергия, 2004 г., № 1, стр. 3-9.

15. Сойгин М.Р., Гусев А.Б., Лабинский Ю.В., Солнцев Н.В. Судовые ядерные реакторы. Д.: Судостроение, 1967.

16. Митенков Ф.М. Перспективы использования корабельных реакторных установок. // Атомная энергия, 1994г., том 76, вып. 4, стр. 318-325.

17. Головизнин A.M., Кузнецов В.А., Пологих Б.Г., Следзюк А.К., Хлопкин Н.С., Цыганков JI.C. Судовые ядерные энергетические установки. М.:Атомиздат,1976.

18. Беляев А.А., Кураченков А.В., Панов Ю.К., Самойлов О.Б. Атомные энерго -источники на базе реакторов с интегральной компоновкой оборудования. // Атомная энергия, 1997г., том 83, вып.6, стр. 406-415.

19. Achkasov A.N., Grechko G.I., Shishkin V.A. Nuclear steam supply system with an integral nuclear reactor for a floating NPP. // Nuclear Engineering and Design, 173 (13), 1997, pp. 193-199.

20. Алексеев В.И., Морозов O.A., Преображенский Д.Г., Самойлов О.Б., Макаров В.И., Хлопкин Н.С. Оптимизация топливного цикла ПЭБ на базе реактора KJIT-40C.// Малая Энергетика. Итоги и перспективы: Тезисы международного семинара. Москва 2001. стр. 22-23.

21. Митенков Ф.М., Яковлев О.А., Полуничев В.И., Панов Ю.К., Рукша В.В., Головинский С.А., Кашка М.М. Перспективы использования ЯЭУ на коммер-ческих судах севера России. // Атомная энергия, 2003г., том 94, вып. 4, стр. 255-262.

22. Сидоренко В.А. Водо-водяные реакторы в ядерной энергетике страны. // Атомная энергия. 1977, том 43, вып. 5, 325-336.

23. Горский В.В. Применение интегрированных с топливными таблетками выгорающих поглотителей в LWR. Атомная техника за рубежом, 2000 №7, с.3-8.

24. Van Den Eynde M., Belvegue P. FBFC's gadolinium fuel assembly manufacturing experience. // Proceedings of the International Topical Meeting (TOPFUEL'99), 13-15 February, France, pp. 434-438.

25. Asou M. et.al. A Review of Some Rare Earths as Burnable Absorbers for PWR Core Control./ Tansactions of International KTG/ENS Topical Meeting on Nuclear Fuel (TOPFUEL'95), Wurzburg, Germany, March 12-15, 1995. Vol. 2, pp. 75-78.

26. Thornton T.A., Ewanich J.A., Lagedrost J., Eldridge E.A. Thermal conductivity of sintered urania-gadolinia. // Transactions of American Nuclear Society, 1982, vol. 43, pp. 348-349.

27. Alvarez M.T., Hirai M., Wiesenak W. Analysis of the Thermal Behaviour of Gd-bearing Fuel in IFA-515.10 / OECD Halden reactor project, HWR-470, April 1996.

28. Hartley K.D., Lindenmeier C.W., Robinson A.H. Gadolinia Particle Depletion in Fuel Rod.// Transactions of American Nuclear Society, 1983, vol.44, pp.526-527.

29. Махова В.А., Семеновская И.В. Использование редкоземельных элементов в качестве выгорающих поглотителей для реакторов Р WR во Франции.// Атомная техника за рубежом. 1997, №11, с. 3-7.

30. Asou М. et.al. Assessment of Erbium as Candidat Burnable Absorber for Future PWR operating Cycles. / Transactions of International KTG/ENS Topical Meeting on Nuclear Fuel (TOPFUEL'95), Wurzburg, Germany, March 12-15, 1995. Vol. 2, 79-84.

31. Jonsson A. The erbium burnable absorber // Transactions of American Nuclear Society, 1995, vol. 73, pp. 376-377.

32. Orr W., McClinton D. International conference on Nuclear Engineering, 1985, v.30, № 374, pp. 53-55.

33. Cunningham S., Radford KM Keller H., Materials development and irradiation testing of a boride integral fuel burnable absorber. // In proceedings ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performing, 1985, vol. 2, pp. 5/1-5/11.

34. Mecir V., Durdak Zd., Ernst D., Dvorak P. Temelin NPP experience vith VVANTAGE-6 Fuel Assemblies. // Nuclear Fuel for Today and Tomorrow (TOPFUEL-2003). Wurzburg, Germany, March 16-19, 2003.

35. Пономарев-Степной H.H., Глушков E.C. Профилирование ядерного реактора. -М.: Энергоатомиздат, 1988. 240 с.

36. Abagian L.P., Alekseev N.I., Bryzgalov V.I. et al. MCU Monte-Carlo Code for Nuclear Reactor Calculations Verification / RRC Kurchatov Institute, Preprint IAE-5751/5, 1994.

37. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора / Препринт ИАЭ-6083/4. М. 1998.

38. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Метод характеристик со стохастическим выбором угловых направлений. // Математическое моделирование, 2003 г. том 15, №8, стр. 75-87.

39. Захарко Ю.А., Прошкин А.А. и др. Описание методики и программы TEGAS для расчета поведения твэлов энергетических реакторов / Препринт ИАЭ-4945/4. М. 1989.

40. Belousov N., Bychkov S., Marchuk Yu. et.al. The Code Getera for Cell and Polycell Calculation. Modes and Capabilities. //Proceedings of ANS Topical Meeting on Advances in Reactor Physics. March 8-11, 1992, Charleston USA.Vol. 2, pp. 516-518.

41. Хромов B.B., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. Решение переноса нейтронов в средах с ячеечными структурами методом объемных и поверхностных балансов.// ВАНТ, сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1988, вып. 4.

42. Чибиняев А.В., Цибульский В.Ф. Балансный метод решения уравнения переноса с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов (PSn-метод)./Препринт ИАЭ-4988/4. М. 1989.

43. Чибиняев А.В. Решение уравнения переноса в гексагональной геометрии диффузионным и PSn-методом / Препринт ИАЭ-5392/4. М. 1991.

44. Лалетин Н.И. О некоторых проблемах ядерной энергетики. Анализ нейтронно-физического инструментария.// ВАНТ, сер. Физика ядерных реакторов. 1994, вып.4, с. 3-10.

45. Давиденко В.Д., Лобынцев В.А., Цибульский В.Ф. Разработка программной системы Кристалл для проектных расчетов реакторов // Атомная энергия. 1990 том 69, вып. 4, с. 203.

46. Cavarec С. et. al. The OECD/NEA Benchmark Calculations of Power Distributions within Assemblies, Electricite de France, September 1994.

47. Smith M.A., Lewis E.E., Na B.-C. Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization // A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. Final report. NEA/OECD 2003.

48. Breismeister J.F., MCNP-A General Monte Carlo N-particle Transport Code, Los Alamos National Laboratory, LA-12625-M, March 1997.

49. Экспериментальные исследования по физике уран-водных решеток типа ВВЭР. Сборник трудов ВМК. Под общей редакцией 3. Сатмари. Том 1. Будапешт, Академия наук ВНР 1984.

50. Белов С.П. и др. Результаты экспериментов на критических сборках БФС-57 и БФС-59 / Препринт ФЭИ-2681. Обнинск 1998.

51. Дулин В.А. и др. Исследование нейтронно-физических характеристик критической сборки БФС-93-1. Техническая справка ГНЦ РФ ФЭИ имени А.И. Лейпунского. Инв. № 29-73/3127 от 30.12.2002 г.

52. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. В двух книгах: книга 1. М.: Энергоатомиздат 1995.

53. Novikov V., Dolgov A., Molchanov V. WWER Nuclear fuel trends. // Nuclear Fuel for Today and Tomorrow (TOPFUEL-2003). Wurzburg, Germany, March 16-19, 2003.

54. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной H.H., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоатомиздат, 1987.

55. International handbook of evaluated criticality safety benchmark experiments. (NEA/NSC/DOC(95)03/IV).

56. Xu Zh., Driscoll M.J., Kazimi M.S. Neutron spectrum effect on burnup, reactivity, and isotopics in U02/H20 lattices.//Nuclear science and engineering 141, 175-189 (2002)

57. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Цибульский В.Ф., Алексеев П.Н. Обоснование нейтронно-физических характеристик десятилетнего топливного цикла водо-водяного реактора мощностью 40 МВт (т). / Препринт ИАЭ-6272/4. М. 2003.

58. Полисмаков А.А., Чибиняев А.В. Исследование возможности использования оксида эрбия с целью минимизации запаса реактивности на выгорание топлива для 10-летней кампании реактора малой мощности. Отчет ИЯР/РНЦ КИ, № 35410-4-163 от 21.01.2004.

59. Прошкин А. А., Шестопалов А. А., Захар ко Ю.А., Седов А. А., Полисмаков А. А. Особенности прогнозирования поведения твэлов и активных зон энергетических реакторов в аварийных режимах. / Препринт ИАЭ-6077/4. М. 1998.