Нестационарные процессы и пространственные возмущения в активной зоне интегрального натриевого реактора большой мощности: На примере Белоярской АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Тучков, Андрей Михайлович

• Тучков, Андрей Михайлович
• кандидат технических наук
• 2000

Оглавление диссертации кандидат технических наук Тучков, Андрей Михайлович

Перечень сокращений и условных обозначений.

Введение.

1. Постановка задачи.

2. Исследование нейтронно-физических характеристик TBC активной зоны реактора БН-600 при внесении локальных возмущений.

2.1. Основные результаты исследования метода относительного взвешивания компенсирующих стержней системы управления и защиты реактора БН-600 на уровнях мощности от 0.1 до 70%NHOm.

2.2. Исследование пространственно-мощностного эффекта реактивности реактора БН-600.

2.3. Расчет коэффициента интерференции системы компенсирующих стержней системы управления и защиты реактора БН-600.

2.4. Влияние перемещения компенсирующих стержней при измерениях по методу относительного взвешивания на изменение мощности

TBC и общей мощности реактора БН-600.

2.5. Локализация района с негерметичной TBC.

3. Расчетное определение эффективности стержней системы управления и защиты реактора БН

3.1. Анализ измерений эффективности регулирующего стержня при его движении с разной скоростью.

3.2. Анализ расчетных и экспериментальных данных по определению эффективности стержней системы управления и защиты реактора БН

4. Расчетное исследование режима отключения одной теплоотводящей петли реактора БН

4.1. Анализ проектного режима отключения петли.

4.2. Влияние способа отключения теплоотводящей петли на изменение параметров реактора БН

4.3. Обоснование основных характеристик регулирующего стержня повышенной эффективности.

4.4. Уточненный расчет изменения распределения энерговыделения в активной зоне реактора БН-600 при отключении петли утяжеленными регулирующими стержнями.

4.5. Технико-экономическая оценка некоторых вариантов модернизации регулирующих стержней и стержней аварийной защиты реактора БН

4.6. Анализ безопасности реактора БН-600 при переводе стержней системы управления и защиты на пониженное содержание 10В.

4.6.1. Выполнение требований безопасности.

4.6.2. Анализ исходных событий нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий.

4.6.3. Анализ запроектных аварий и мероприятий по управлению запроектными авариями.

4.6.4. Технические характеристики утяжеленных регулирующих стержней в замкнутом контуре регулирования.

5. Расчет локальных возмущений, вносимых в активную зону реактора БН-600 облучательными сборками для наработки радионуклида кобальт

5.1. Конструкция облучательных сборок

5.1.1. Конструкция экспериментального облучательного устройства.

5.1.2. Конструкция опытного компенсирующего стержня.

5.2. Основные проектные характеристики облучательных сборок.

5.3. Условия реакторных испытаний облучательных сборок.

5.4. Влияние облучательных сборок на нейтронно-физические характеристики активной зоны

5.4.1. Экспериментальное облучательное устройство.

5.4.2. Опытный компенсирующий стержень.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Нестационарные процессы и пространственные возмущения в активной зоне интегрального натриевого реактора большой мощности: На примере Белоярской АЭС»

Для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации реактора БН-600 на близких к номинальному уровнях мощности важное значение имеет знание реальных рабочих параметров тепловыделяющих сборок (TBC): удельная величина энерговыделения, температура оболочек твэлов, достигнутое выгорание топлива, флюенс нейтронов. Для обеспечения требований ядерной безопасности и прогнозирования длительности работы реактора важно знать составляющие баланса реактивности, запас реактивности и его изменение по кампании, эффективность стержней системы управления и защиты (СУЗ). Однако реактор БН-600 не имеет практически никаких штатных устройств, позволяющих проводить требуемые измерения на энергетических уровнях мощности.

Оперативный контроль и регулирование энерговыделения в активной зоне реактора БН-600 на энергетических уровнях мощности осуществляется с использованием размещенных с одной стороны корпуса реактора в блоке ионизационных камер (БИК) датчиков нейтронного потока, пропорционального нейтронной мощности реактора. Поэтому информации о локальном распределении нейтронного потока и энерговыделения в активной зоне и возможном их изменении на энергетических уровнях мощности нет. Такая одноточечная схема измерения и регулирования позволяет контролировать и регулировать только интегральную величину энерговыделения.

Опыт эксплуатации показал, что нельзя обойтись без расчетного определения энерговыделения в отдельных TBC, находящихся в рабочих условиях, близких к предельно допустимым. Наблюдается изменяющаяся от микрокампании к микрокампании неравномерность распределения энерговыделения по теплоотводящим петлям первого контура при отсутствии полного локального контроля температуры теплоносителя на выходе из TBC из-за специфичного расположения термоэлектрических преобразователей над активной зоной. Некоторые сведения о распределении энерговыделения получены при исследовании локальных возмущений реактивности при перемещении компенсирующих стержней (КС) СУЗ на энергетическом уровне мощности.

Возникающие при перемещениях стержней СУЗ (или при наличии какого-либо зозмущения в активной зоне) пространственные эффекты, проявляющиеся в локальных 1скажениях нейтронных полей, затрудняют (с точки зрения достоверности и точности) 1змерения нейтронно-физических характеристик.

Для обоснования безопасной эксплуатации реактора актуальным является юлучение расчетной информации о пространственных и локальных характеристиках юактора как в стационарных, так и в нестационарных режимах. Результаты измерений совместно с расчетными моделями позволяют дать количественную оценку эффектам, имеющим пространственные и локальные проявления и не изменяющие интегральных характеристик TBC, что необходимо для определения работоспособности твэлов.

В существующих экономических условиях для Белоярской АЭС важное значение имеет снижение затрат на эксплуатацию для повышения конкурентоспособности на рынке электроэнергии. Работа в этой части ведется по различным направлениям, одним из которых является снижение затрат на стержни СУЗ.

Цель работы: Получение пространственных и локальных характеристик поля энерговыделения активной зоны реактора БН-600 как в стационарных, так и в нестационарных режимах, связанных с перемещением стержней СУЗ и другими локальными возмущениями поля энерговыделения.

Научная новизна определяется комплексным расчетным исследованием нестационарных процессов, связанных с перемещением стержней СУЗ.

В работе получены следующие новые результаты:

- обоснована возможность определения относительной эффективности КС методом малых локальных возмущений на уровнях мощности до 97% NHOm;

- определены коэффициент интерференции системы КС и его зависимость от положения системы КС в активной зоне реактора БН-600;

- предложен и обоснован наиболее эффективный алгоритм отключения одной теплоотводящей петли (ОП) реактора БН-600 без сброса стержня аварийной защиты, переводящего реактор на пониженный уровень мощности при отключении теплоотводящей петли (АЗ-П);

- показана возможность перехода на поглощающие элементы (ПЭЛ) стержней аварийной защиты (A3) с уменьшенным обогащением В4С -(45-^50)% по 10В;

- получено распределение плотности потока нейтронов и энерговыделения по высоте облучательных сборок (ОС) и определена величина влияния этих сборок на соответствующие характеристики соседних с ними TBC.

Практическую значимость имеют следующие результаты:

- метод малых локальных возмущений поля энерговыделения при перемещении <С может использоваться для обнаружения района с негерметичной TBC на уровнях мощности до 97% NH0M;

- разработанные программы расчета изменения реактивности и мощности эеактора БН-600 при определении эффективности стержней СУЗ и отключении петли 1риняты для практического использования на БАЭС;

- снижение затрат на изготовление стержней аварийной защиты с поглощающими элементами с уменьшенным обогащением карбида бора по 10В может составлять до 50% по сравнению с изготовлением проектных стержней A3; 8

- предложения по замене поглощающих стержней, регулирующих стержней и стержней аварийной защиты вошли в «Программу НИР и ОКР между БАЭС и ГНЦ РФ НИИАР в области органов регулирования реактора БН-600» на период 1999-2015 гг.

- результаты расчета локальных возмущений, вызванных установкой облучательных сборок, использованы для обоснования безопасной эксплуатации ОС в активной зоне реактора БН-600.

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав и заключения. Материал изложен на 140 страницах текста, содержащего 53 рисунка, 39 таблиц и приложения на 28 страницах. Список использованных источников включает 65 наименований.

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

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Проведено обоснование возможности определения относительной эффективности КС на уровнях мощности реактора до 97% NH0M без превышения допустимых параметров эксплуатации TBC и номинального уровня тепловой мощности реактора при перемещении КС на ±60 мм от исходного положения. Метод локальных возмущений поля энерговыделения при перемещении КС на ±60 мм может использоваться для обнаружения негерметичных TBC без существующего при этом ограничения (<70 %NH0M) на уровень мощности реактора.

2. Расчетные значения эффективности стержней СУЗ значительно (до 20%) отличаются от соответствующих измеренных значений. Наибольшие отклонения имеют стержни, расположенные в зоне малого обогащения, где сильнее выражен эффект интерференции.

3. Определена зависимость коэффициента интерференции системы КС от поло-кения системы КС в активной зоне реактора БН-600.

4. Предложен алгоритм ОП без сброса стержня АЗ-П, исключающий локальное снижение мощности TBC на 14% от заданного значения в районе АЗ-П и общий перекос юля энерговыделения по активной зоне. Предложена конструкция утяжеленного PC, $ыполняющего функцию стержня АЗ-П при ОП без сброса АЗ-П, с материалом погло-ителя на основе В4С.

5. Показана возможность перехода на ПЭЛ стержней A3 с уменьшенным обога-цением В4С по 10В без существенного снижения эффективности системы СУЗ реактора >Н-600. Снижение затрат на изготовление таких стержней A3 может составлять до 50% о сравнению с изготовлением проектных стержней A3.

6. Результаты расчета локальных возмущений поля энерговыделения, вносимых активную зону реактора БН-600 облучательными сборками предназначенных для по-утной наработки радионуклида Со-60 использованы для обоснования безопасной экс-пуатации ОС.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Диссертационная работа отражает результаты комплекса научно-исследовательских работ по расчетам пространственных и локальных характеристик поля энерговыделения активной зоны реактора БН-600, связанных с перемещением стержней СУЗ и другими локальными возмущениями поля энерговыделения. Исследования основаны на использовании современных алгоритмов моделирования физических процессов в активной зоне и опыте эксплуатации реактора БН-600. Достоверность результатов расчетов пространственных и локальных характеристик поля энерговыделения активной зоны реактора БН-600, связанных с перемещением стержней СУЗ, подтверждена проведенными измерениями.

Проведенные исследования показали, что погрешность метода относительного взвешивания КС существенно зависит от величины перемещения КС (ДНкс) и величины перемещения РС(АНРс), что, главным образом, обусловлено погрешностью измерения величины ДНкс и ДНрс. Случайная погрешность измерений эффективности участка КС а,™ составляет -3% при его перемещении на ±60 мм от исходного положения.

Определение относительной эффективности КС с погрешностью 3% обеспечивает примерно 5% сходимость результатов измерения относительных эффективностей отдельных КС, полученных методом относительного и абсолютного взвешивания.

Результаты расчетов и измерений (для уровней мощности реактора >20%Nhom) показали, что в активной зоне реактора БН-600 существуют заметные пространствен-но-мощностные эффекты реактивности, проявляющиеся в разном и нерегламентиро-ванном изменении тепловой мощности, величина которых увеличивается с ростом мощности реактора. Величина пространственно-мощностного эффекта реактивности, проявляющегося при перемещении КС на энергетических уровнях мощности, зависит от расположения этого органа относительно БИК и уровня тепловой мощности реактора.

Достаточно устойчивый характер зависимостей изменения относительной эффективности КС внешней группы от уровня мощности реактора позволяет говорить о возможности использования MOB для контроля изменения энерговыделения вблизи КС на энергетических уровнях мощности.

Сравнение распределений относительной эффективности КС внешней группы, полученных методом сброса, при перемещении КС на ±60 мм от исходного положения и расчетом в комплексе программ ГЕФЕСТ, показало, что между полученными распределениями есть заметная корреляция.

Расчетные максимальные возмущения энерговыделения в TBC с учетом ПМЭР происходят вблизи PC при возмущении реактивности, вызванным погружением КС18 в активную зону на 60 мм от исходного положения и вблизи КС13 при возмущении реактивности, вызванным извлечением КС13 из активной зоны на 60 мм от исходного положения и составляют <3%.

Измерения эффективности КС MOB могут проводиться без превышения допустимой мощности TBC и номинальной мощности реактора на энергетических уровнях мощности до 97 %NH0M.

Результаты измерений по определению относительной эффективности КС используются для локализации района с негерметичной по газу или топливу TBC по реакции системы контроля герметичности оболочек твэлов на перемещения КС. Район поиска негерметичной TBC сокращается с сектора теплоотводящей петли до двух рядов TBC, окружающих перемещаемый стержень. Выполнение этих измерений на уровне мощности -97 %Nhom повысит точность измерений и исключит существующее при этом ограничение (<70 %Nhom) на уровень мощности реактора.

Смоделирован процесс определения эффективности стержней СУЗ. Полученные расчетные кривые изменения мощности реактора N(t) и реактивности p(t) аналогичны типичным экспериментальным зависимостям. Решение обращенных уравнений кинетики реактора чувствительно к незначительным изменениям констант запаздывающих нейтронов.

Проведен анализ измерений эффективности РС1 при различных скоростях движения РС1 в активную зону. Расчетная модель определения эффективности стержней СУЗ удовлетворительно описывает процесс изменения реактивности при измерении эффективности стержней СУЗ. Влияние скорости движения РС1 при измерении эффективности РС1 на результат измерения не существенно.

Проведен анализ расчетных и экспериментальных данных по определению эффективности стержней СУЗ. Выбор точки для моделирования сигнала, поступающего на детектор, не влияет на характер кривой изменения мощности реактора. Расчетное изменение скорости движения стержня СУЗ при определении его эффективности не злияет на значение эффективности. Относительное отклонение расчетных значений эффективности КС10, РС2 и АЗ-З от экспериментальных значений, полученных с помощью ЦВР составляет -24%, +15.8% и +6.8%, соответственно. Относительное отклонение расчетных значений эффективности КС10, РС2 и АЗ-З от экспериментальных значений, полученных с помощью программы "МИ-10" составляет -9.1%, +21.4% и И.7%, соответственно. Отличие расчетных значений эффективности стержней СУЗ от соответствующих экспериментальных значений можно объяснить тем, что в расчетах не делается поправка на интенсивность источника и эффективность детектора.

Сравнение расчетных значений эффективности стержней СУЗ за несколько мик-эокампаний с соответствующими измеренными значениями показало, что наибольшие отклонения имеют компенсирующие стержни внутреннего кольца, регулирующие стержни и стержни аварийной защиты, т.е. все стержни СУЗ, расположенные в зоне малого обогащения, где сильнее выражены эффекты интерференции. Возможно, на результат определения эффективности стержней СУЗ влияют эффекты интерференции стержней СУЗ.

Результаты расчета коэффициента интерференции системы КС показывают существенную нелинейную зависимость КИНт от положения системы КС в активной зоне.

Расчеты показали, что интегральная характеристика группы КС для Np=100%NHom имеет смещение относительно интегральной характеристики группы КС для Np=0.1 %NHOm за счет изменения размеров активной зоны и удлинения штанг стержней СУЗ при подъеме мощности реактора. Такое смещение интегральных характеристик при использовании одних и тех же значений положения стержней СУЗ в активной зоне приводит к изменению их эффективности.

Использование расчетных интегральных характеристик для "горячего" состояния и Кинт, определенного по зависимости (2), позволит точнее определять запас реактивности и сводить баланс реактивности по микрокампаниям.

Проведенный анализ проектного режима ОП и режима ОП без сброса стержня АЗ-П с использованием PC повышенной (удвоенной) эффективности показал возможность проведения режима ОП без сброса стержня АЗ-П.

Алгоритм ОП без сброса органа АЗ-П с одновременным вводом в активную зону утяжеленных РС1,2 обеспечивает своевременное и более плавное снижение уровня мощности. При алгоритме ОП без сброса АЗ-П значение N/G не превышает уровня, обеспечиваемого исходным алгоритмом, и одновременно обеспечивает более плавное прохождение изменения отношения N/G без резких переходов из области N/G >1 в об-пасть N/G <1.

При ОП по алгоритму без сброса АЗ-П исключается локальное снижение на [10-И4)% мощности TBC от заданного значения в районе АЗ-П и соответствующий ему эбщий перекос поля энерговыделения по активной зоне. Величина аналогичного снижения мощности в районе РС1,2 не превышает величины, возникающей при штатной перекомпенсации органов СУЗ. При алгоритме ОП без сброса АЗ-П исключается дополнительная асимметрия распределения мощности на работающих петлях.

Изменения температурного режима TBC в процессе ОП по всем алгоритмам не превышают пределов безопасной эксплуатации. При таком режиме PC будет выполнять одновременно две функции: стержня, переводящего реактор на пониженный уро-зень мощности и регулирующего стержня. Показано, что таким требованиям отвечает ЭС с 7 ПЭЛ на основе карбида бора со средним обогащением 45% по 10В. Изготовление таких ПЭЛ возможно на основе смеси рефабрицированного В4С из стержней A3, исходного обогащения -80%, и свежего В4С естественного обогащения по 10В.

Опыт эксплуатации реактора БН-600 показал, что В4С имеет преимущество по сравнению с Еи203 в части послереакторного обращения. Активность ПЭЛ с В4С намного меньше активности ПЭЛ с EU2O3.

Стержень АЗ-П может быть выполнен таким же, как стержни А31н-5. При замене проектных PC на утяжеленные PC, и изготовлении стержня АЗ-П таким же, как А31+5 эффективность всей группы стержней СУЗ существенно повысится. Это определило направление поиска по замене высокообогащенного В4С ПЭЛ стержней A3 на В4С меньшего обогащения без изменения уровня безопасности энергоблока. Результаты расчетов показали возможность замены PC и уменьшения обогащения В4С ПЭЛ стержней A3 без существенного снижения общей эффективности системы A3 реактора БН-600.

Модернизация группы стержней СУЗ A3, АЗ-П и PC реактора БН-600 для обеспечения режима отключения петли без сброса стержня АЗ-П может быть реализована за счет использования в стержнях PC В4С 40% обогащения, а в стержнях A3 В4С 50% обо

10 гащения по изотопу В при сохранении физической эффективности группы стержней A3 и всей группы стержней СУЗ реактора БН-600 на проектном уровне.

Расчеты показали, что изменение локальных характеристик поля энерговыделения от влияния ЭОУ и ОКС не приводит к превышению допустимых параметров эксплуатации штатных TBC реактора.

С использованием комплекса программ ГЕФЕСТ проведены многовариантные расчеты для определения зависимостей величины возмущений плотности потока нейтронов и мощности TBC в центре активной зоны, а также величины вносимой отрицательной реактивности, от числа ЭОУ при следующих двух технологиях наработки кобальта-60 в реакторе БН-600:

- облучение ЭОУ проводится только во 2-ом ряду;

- предварительное облучение ЭОУ проводится в 3-ем ряду с последующим дооблучением во 2м ряду ВБЗВ.

Показано, что при комбинированном использовании 2-го и 3-го рядов ВБЗВ для облучения ЭОУ наработка кобальта-60 может быть увеличена на 27%, себестоимость 1 Ки кобальта-60 снижена на 30% по сравнению с технологией облучения ЭОУ только во 2-ом ряду ВБЗВ при практически одинаковом возмущении реактора по обоим технологиям наработки кобальта-60.

На примере оптимального размещения 12-ти ЭОУ во 2-ом ряду ВБЗВ показано, что наряду с неизбежным, но безопасным увеличением энерговыделения в активной зоне, может быть снижена неравномерность энерговыделения по активной зоне и сни

108 жен перекос тепловой мощности по петлям реактора и, наоборот, неравномерной установкой ЭОУ можно создать условия эксплуатации TBC и реактора в целом, нарушающие пределы безопасной эксплуатации.

Изменение пространственных нейтронно-физических характеристик активной зоны от влияния трех ЭОУ, установленных в ВБЗВ, не приводит к превышению допустимых параметров эксплуатации проектных TBC реактора, однако несимметричное размещение ЭОУ в ВБЗВ оказывает некоторое влияние на распределение энерговыделения по петлям, что необходимо учитывать при расчетной компоновке активной зоны для обеспечения допустимого перекоса мощности между петлями.

Изменение нейтронно-физических характеристик активной зоны от влияния двух ОКС не приводит к превышению допустимых параметров эксплуатации проектных TBC реактора.

Комплекс программ физического расчета реактора БН-600 обеспечивает приемлемый уровень точности оценки эффективности ЭОУ и ОКС и нейтронного потока в месте их расположения.

Результаты расчетного сопровождения облучения ЭОУ и ОКС позволили обеспечить безопасность всех операций по их транспортировке и разделке на Белоярской АЭС.

Проведенные расчетные и экспериментальные исследования показали возможность безопасного производства изотопа Со-60 в реакторе БН-600 с использованием эблучательных сборок типа ЭОУ и ОКС.

109

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Тучков, Андрей Михайлович, 2000 год

1. Перевод реактора БН-600 на модернизированную активную зону с максимальным выгоранием топлива 10% т.а./ Г.В.Бабенко, А.В.Гаврилов,

2. B.Ф.Росляков, Б.А.Васильев// Физика и теплофизика реактора БН-600: Сб. научных трудов. Екатеринбург: УрО РАН, 1994. С.3-10.

3. Обеспечение безопасности энергоблока с реактором БН-600/ О.М.Сараев, Н.Н.Ошканов, В.В.Мальцев, В.Ф.Росляков, Ю.В.Носков// Безопасность эксплуатации Белоярской АЭС: Сб. научных трудов. Екатеринбург: УрО РАН, 1994. С.23-40.

4. Обеспечение исследований физических характеристик реактора БН-600/

5. C.П.Агапов, А.Я.Евсеев, А.В.Звонарев и др.// Опыт эксплуатации Белоярской АЭС. Часть 4. Системы контроля и управления. Электрооборудование: Информационные материалы. Свердловск: УрО АН СССР, 1988. С.28-31

6. Ю.А.Блинов, А.И.Карпенко, В.В.Головин Измерение эффективности компенсирующих органов СУЗ реактора БН-600 на энергетических уровнях мощности// Сб. Физика и теплофизика реактора БН-600. Екатеринбург: УрО РАН, 1994г. С.54-60

7. Исследование пространственно-мощностного эффекта реактивности реактора БН-600 /Блинов Ю.А., Головин В.В., Карпенко А.И., Тучков A.M.// Сб. трудов 6-й Научно-технической конференции, посвященной 35-летию БАЭС. Заречный, 1999. Т.З. С.47-52.

8. Измерение эффективности рабочих органов СУЗ реактора БН-600 в процессе его перевода на модернизированную активную зону с выгоранием 10% т.а./Желтышев

9. B.А., Лыжин A.A., Росляков В.Ф., Шаманский В.А.// Физика и теплофизика реактора БН-600: Сб. научных трудов. Екатеринбург: УрО РАН, 1994. С.45-53.

10. Анализ влияния эксплуатационных факторов на разгерметизацию твэлов TBC реактора БН-600. Отчет БАЭС, №21.1.13.860, 1986.

11. Анализ распределения негерметичных TBC в реакторе БН-600 относительным методом. Отчет БАЭС, №214.08.89.38, 1989.

12. Расчетное предсказание накопления целевых нуклидов в РБМК ЛАЭС/ Артемов В.Г., Ельшин A.B., Иванов A.C., (НИТИ), Пименов А.Н., Шевченко В.Г. (ЛАЭС) // Сб. докладов 9-го семинара "Нейтроника-98" ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1999. С. 179-182.

13. Белоярская АЭС. Блок №3. Техническое обоснование безопасности атомной станции с энергоблоком БН-600. Инв.№2-1047/4. Санкт-Петербургский научно-исследовательский и опытно-конструкторский институт "Атомэнергопроект", 1994.

14. Е.Ф.Селезнев. Опыт формирования топливных загрузок активной зоны реактора БН-600//Теплоэнергетика. 1998г. №5, С.30-35.

15. А.М.Тучков, А.Г.Шейнкман, И.А.Чернов Исследование переходных процессов в реакторе БН-600 с использованием квазистатического приближения//Атомная энергия. 1997. Т.82, вып.З. С.251-254.

16. Батурин Д.М., Страшных В.П., Выговский С.Б. Математическая модель динамических процессов в реакторе РБМК для полномасштабного тренажера // Сб. докладов 9-го семинара "Нейтроника-98" ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1999. С. 173-178.

17. Карпенко А.И., Тучков A.M., Широковских И.А. Анализ азимутальной неравномерности поля нейтронов реактора БН-600 по измеренной эффективности органов СУЗ//Атомная энергия. 1994. Т.77, вып.1. С.79-81.

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

19. Определение эффективности стержней СУЗ на реакторе БН-600./ Баков А.Т., Евсеев А.Я. и др.// Информационные материалы. 4.1. Свердловск: УНЦ АН СССР, 1986.

20. Айвазян С.А. Статистические исследования зависимостей. М.: Металлургия. 1968.

21. Рахматулин М.А., Селезнев Е.Ф. Аннотация программы SYNTES// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. М.: РНЦ КИ, 1994. Вып.4. С.43-49.

22. Исследование метода относительного взвешивания стержней СУЗ реактора БН-600. Отчет №36-4/3-36. БАЭС, НИО-ОЯБиН, 1989г.

23. Экспериментальное исследование метода относительного взвешивания стержней СУЗ реактора БН-600 на энергетическом уровне мощности. Отчет №21409012. БАЭС, НИО-ОЯБиН, 1990г.

24. Ю.А.Блинов, А.И.Карпенко, А.М.Тучков. Использование метода относительного взвешивания стержней СУЗ на БН-600//Атомная энергия. 1991. Т.70, вып.1.

25. Программа №38-4/8-40 измерения относительной эффективности стержней СУЗ реактора БН-600 относительным методом. БАЭС, 1987.

26. Программа №2147015 измерения относительной эффективности рабочих органов компенсирующих стержней СУЗ реактора БН-600 методом относительного взвешивания. БАЭС, 1995.

27. Протокол №38-3/6-288 измерений физических характеристик реактора БН-600 и рабочих органов СУЗ в конце второго этапа 32 и начале 33 микрокампании. БАЭС, 1995.

28. Техническая справка №38-3/4-363 об измерениях физических характеристик реактора БН-600 и рабочих органов СУЗ в конце 34-й и начале 35-й микрокампании. БАЭС, 1996.

29. Техническая справка №38-3/4-233 об измерениях физических характеристик реактора БН-600 и рабочих органов СУЗ в конце 35-й и начале 36-й микрокампании. БАЭС, 1997.

30. Техническая справка №38-3/4-190 об измерениях физических характеристик реактора БН-600 и рабочих органов СУЗ в конце второго этапа 36-й микрокампании. БАЭС, 1998.

31. Ю.А.Блинов, А.И.Карпенко, А.М.Тучков. Измерение эффективности органов СУЗ БН-600 методом относительного взвешивания/Атомная энергия. 1993. Т.74, вып.6, С.529-531.

32. Испытания и статистический анализ результатов по контролю физических характеристик активной зоны реактора БН-600 методом, относительного взвешивания компенсирующих стержней на энергетическом уровне мощности. Отчет №21409113, БАЭС, НИО-ОЯБиН, 1991г.

33. Измерение локальных возмущений плотности нейтронного потока на энергетической мощности БН-600/ А.И.Карпенко, Ю.А.Блинов, В.В.Головин, Т.В.Зубкова// Атомная энергия. 1996. Т.80, вып. 3. С.154-157.

34. Динамика ядерных реакторов / Колесов В.Ф., Лепник П.А., Павлов С.П. и др.// Под ред. Я.В.Шевелева. М.: Энергоатомиздат, 1990. 518 с.

35. Карпенко А.И. О возможности локализации района с негерметичной по топливу TBC методом перемещения рабочих органов КС реактора БН-600// Сб. трудов 6-й Научно-технической конференции, посвященной 35-летию БАЭС. Заречный, 1999. Т.2. С.1-5.

36. Определение места нахождения негерметичных TBC в конце 38МК методом локального возмущения поля энерговыделения активной зоны реактора БН-600. Техническая записка №21439949. БАЭС, НИО, 1999.

37. Справка №38-1/01-168 по результатам локализации негерметичной TBC при перемещении стержней КС в 39 МК. БАЭС, ОЯБиН, 2000.

38. Письмо ОКБМ. Исх. №77/3-33-1009 от 04.08.99г.

39. Сикорин С.Н., Ярошевич О.И. Определение эффективности органов регулирования реактора по измерению отношения мощности в критических состояниях до и после возмущения реактивности //Атомная энергия. 1993. Вып.2. С.161-163.

40. Физические характеристики реакторов ЭПГ-6 после модернизации (холодное состояние) / Акимов И.С., Дементьев A.A., Куршанов A.B. и др.//Атомная энергия. 1999. Вып.2. С.94-99.

41. Акимов И.С. Учет пространственных эффектов при измерении эффективности стержней СУЗ реакторов Билибинской АЭС //Атомная энергия. 1999. Вып.З. С.167-171.

42. Экспериментальные исследования составляющих баланса реактивности реактора БН-600 в установившемся режиме перегрузок. Отчет БАЭС, Инв.№21-3-6ФО, 1983г.

43. Дж.Р.Кипин. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.:Атомиздат, 1967г.

44. Изучение составляющих баланса реактивности реактора БН-600 при выходе в среднестационарное состояние/ А.Т.Баков, А.П.Бондарев, Н.Б.Гощицкий и др.// Отчет ФЭИ №3378. Обнинск 1982г.

45. Применение малых ЭВМ для измерения реактивности/ Могильнер А.И., Фокин Г.Н., Чайка Ю.В. и др.//Атомная энергия. 1974. Т.36, вып.6. С.358.

46. Об ограничении максимальной скорости перемещения 10 мм/с стержня АР в аварийных режимах. Отчет ОКБМ, инв. №697225, 1988г.

47. Результаты измерений эффективности PO РС1 с различными скоростями движения PO РС1 в активную зону реактора БН-600 в конце 35 мк. Техническая справка №38-3/4-179, БАЭС, ОЯБиН, 1997г.

48. Техническая записка "Об изменении мощности реактора блока №3 при отключении петли 28.02.95н.". №38-4/2-77. БАЭС, ОЯБиН, 1995.

49. Анализ теплогидравлического состояния реактора БН-600 во время отключения пятой петли 28.02.96 .Техническая записка №2122156. БАЭС, НИО, 1996г.

50. Анализ работы модернизированного автоматического регулятора мощности в режиме отключения теплоотводящей петли. Техническая справка. БАЭС, ОЯБиН, 1996г.

51. Кузнецов И.А. Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1987.

52. Изменение алгоритма отключения петли циркуляции реактора БН-600 без сброса органа АЗП. Техническая записка №38-4/2-196, ОЯБиН, БАЭС, 1994г.

53. Технико-экономическая оценка некоторых вариантов модернизации рабочих органов СУЗ группы A3, АЗ-П и PC реактора БН-600. Техническая записка №21429927. БАЭС, НИО, 1999.

54. Технический проект ПЭЛ из рефабрицированного карбида бора. Элемент поглощающий опытных стержней A3 реактора БН-600, 5907.000.00ПЗ, ГНЦ РФ НИИАР, 1999г.

55. Белоярская АЭС. Блок №3. Техническое обоснование безопасности атомной станции с энергоблоком БН-600. Альбом №2. Инв.№2-1047/2. Санкт-Петербургский научно-исследовательский и опытно-конструкторский институт "Атомэнергопроект", 1994.

56. Оценка экономической эффективности производства облученного кобальтового материала в реакторе БН-600. Техническая записка №21429907. БАЭС, 1999.

57. Устройство облучательное экспериментальное. Технический проект. Пояснительная записка. 505.032.ООО.ПЗ, инв. №760293, ОКБМ, 1991г.

58. Опытный компенсирующий стержень (КС) реактора БН-600. Пояснительная записка к техническому проекту. 2645.00.000.ПЗ, инв.№Т6037, ПО МЗП, 1993г.

59. Прогнозный расчет 33 мк с учетом облучения ОКС-2645 для наработки Со-60. Отчет ВНИИ АЭС. М.: ВНИИАЭС, 1995г.

60. Техническая справка №38-3/4-233 от 27.06.97 об измерениях физических характеристик реактора БН-600 и рабочих органов СУЗ. БАЭС, 1997.

61. Влияние положения РО КСЦ (ОКС 2645) на температуру натрия первого контура на выходе из активной зоны реактора БН-600 по показаниям термопар ЦПК. Технические справки №38-3/4-352 и №38-3/4-345. БАЭС, 1996,1997.

62. Расчет физических характеристик ОКС до и после облучения. Техническая записка №2142137. БАЭС, 1995.