Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Малков, Андрей Павлович

• Малков, Андрей Павлович
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Малков, Андрей Павлович

ВВЕДЕНИЕ

1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР СМ И ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА

1.1. Краткое описание реактора СМ

1.2. Экспериментальные устройства реактора СМ

1.2.1. Нейтронная ловушка

1.2.2. Экспериментальные устройства в активной зоне реактора СМ

1.2.3. Экспериментальные устройства в отражателе реактора СМ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов»

В принятой Правительством Российской Федерации «Стратегии развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века» предусмотрен опережающий рост выработки электроэнергии на АЭС. Для обоснования продления ресурса действующих энергоблоков и создания реакторов нового поколения с повышенной безопасностью и увеличенным сроком службы требуется, в частности, проведение ряда научно-исследовательских работ по обоснованию длительной работоспособности материалов, применяемых в реакторостроении. Ускоренное облучение конструкционных, топливных и поглощающих материалов в полях ионизирующих излучений, с целью последующего изучения изменения их свойств, обеспечивают исследовательские реакторы, обладающие высокой плотностью нейтронного потока. Эти реакторы используют также для получения радиоактивных нуклидов и проведения фундаментальных физических исследований. Любой исследовательский реактор (ИР) представляет собой сложное техническое сооружение, потенциально опасное по радиационному воздействию на персонал, население и окружающую среду. Поэтому обеспечение безопасности исследовательских ядерных установок выделено Министерством по атомной энергии в качестве одной из шести основных проблем в области обеспечения безопасности объектов ядерного комплекса России. Работы по обеспечению безопасности ИР выполняются в рамках федеральной программы «Ядерная и радиационная безопасность России».

Экспериментальные устройства (ЭУ), предназначенные для проведения различных исследований - непременная принадлежность ИР. Любое ЭУ, размещаемое в реакторе, воздействует на поток нейтронов. Следовательно, оно, в той или иной степени, оказывает влияние на нейтронно-физические характеристики (НФХ) активной зоны, важные для безопасности установки, что необходимо учитывать при планировании эксперимента.

Тематика проводимых испытаний в ИР очень разнообразна и подвержена частым изменениям. Особенно это относится к таким уникальным установкам, как высокопоточный реактор СМ. [1-3]. По целому ряду физических параметров, прежде всего, по плотности потока тепловых нейтронов, достигающей 5x1019 м'2с', и широким экспериментальным возможностям этот реактор остается непревзойденным, несмотря на сорокалетний период его эксплуатации. Близкие характеристики имеет только американский реактор НРШ [2-4]. Однако в отличие от НР111 в реакторе СМ имеется возможность облучения материалов непосредственно в активной зоне, в условиях жесткого энергетического спектра нейтронов. Это делает реактор СМ более универсальным и обеспечивает возможность реализации широкой тематики исследований.

Высокая плотность потока нейтронов в экспериментальных каналах реактора СМ позволяет:

- получать в значимых количествах далекие трансурановые элементы, что принципиально возможно только в реакторах СМ и НРШ;

- за относительно короткое время достигать такой же интегральной дозы облучения в испытываемых материалах, которая в условиях АЭС накапливается в течение десятилетий;

- производить радионуклидные препараты с рекордной удельной активностью.

Эксперименты, выполняемые на реакторе, обеспечивают получение информации об изменении свойств материалов под воздействием реакторных излучений и развивают технологии получения радиоактивных нуклидов, которые находят все более широкое применение в науке, технике и медицины.

Экспериментальные устройства реактора СМ [1,2], различаются по:

- месту их размещения (нейтронная ловушка, активная зона, отражатель); нейтронно-физическим характеристикам испытываемых материалов (делящиеся нуклиды в различных композициях и изделиях, конструкционные материалы ядерных и термоядерных реакторов, поглотители нейтронов и пр.);

- количеству, геометрической форме, сочетаниям этих материалов;

- режимам испытаний (стационарные, циклические, импульсные, с изменением условий охлаждения и пр.).

Для эффективного и безопасного использования реактора СМ, необходимо тщательное планирование экспериментальных работ. Еще до начала облучения требуется ответить на вопросы:

- о принципиальной возможности выполнения эксперимента;

- о возможности испытаний в заданные сроки;

- о возможности согласования режимов данного испытания с другими, запланированными на это же время;

- о стоимости работы;

- об обеспечении безопасности реактора при проведении эксперимента, как при нормальной эксплуатации, так и при возможных авариях.

Пуск реактора СМ осуществлен в 1961г. За годы его эксплуатации разработано множество устройств для облучения материалов, созданы методики проведения испытаний, накоплен опыт выполнения самых разнообразных экспериментов [1,2,4-18]. Но в то же время, тематика проводимых исследований постоянно расширяется. Развитие ядерной и, в перспективе, термоядерной энергетики; проблемы обеспечения безопасности ядерных установок; требования к лицензированию реакторных материалов; старение ядерно-опасных объектов и необходимость определения возможности их дальнейшей эксплуатации обуславливают необходимость постановки новых классов экспериментов, разработки новых типов ЭУ, реализации заданных, часто динамических, режимов испытаний. С другой стороны, постоянно ужесточающиеся международные и национальные нормы по безопасности, требуют все более детального обоснования безопасности ядерных реакторов, в том числе и при проведении экспериментов. Причем, повышенные требования предъявляются не только к объему обосновывающей безопасность информации, но и к методикам ее получения, которые должны быть аттестованы в установленном порядке.

В связи с выполнением разнообразных исследований компоновку активной зоны и ЭУ приходится периодически изменять, исходя из текущих потребностей. С целью расширения экспериментальных возможностей, реактор СМ неоднократно реконструировали [1]. Последняя реконструкция реактора, направленная, прежде всего на повышение его безопасности, и в процессе которой, в частности, изменена компоновка экспериментальных устройств, прове-« дена в 1991-1992 гг. Очевидно, что НФХ активной зоны могут заметно изменяться в зависимости от конструкции и расположения ЭУ, их сочетания, режимов испытаний, особенно если эти режимы переменные. Поэтому при подготовке экспериментов необходимо заранее определить, в какой степени загружаемые устройства повлияют на распределение энерговыделения и мощность твэлов, размножающие свойства активной зоны и эффективность органов СУЗ. Эта информация требуется для установления соответствие физических характеристик активной зоны при проведении испытаний проектным диапазонам и определения, в случае необходимости, дополнительных технических и организационных мер обеспечения безопасности реактора в процессе эксперимента.

С учетом многообразия исследований и часто меняющейся тематики экспериментов невозможно заранее привести исчерпывающий анализ безопасности для всех возможных ЭУ, с оформлением результатов в таких регламентирующих документах как Техническое обоснование безопасности реактора (ТОБ) и Отчет по обоснованию безопасности реактора (ООБ) [19-23]. Поэтому, любая программа испытаний, проектно-конструкторская документация ЭУ должны содержать раздел "Анализ безопасности", составленный с учетом состояния реактора и заполнения его экспериментальных объемов на текущий момент времени. Выполнение такого анализа - работа достаточно объемная и трудоемкая. Оценка возможности проведения того или иного испытания, включая этап обоснования безопасности, часто проводится до заключения контракта с заказчиком, и не всегда приводит к положительному результату, поэтому существует настоятельная необходимость минимизации затрат на ее проведение без потери качества. Это обуславливает актуальность проведения системных исследований закономерностей изменения НФХ активной зоны реактора СМ, важных для безопасности, под воздействием различных ЭУ.

Цель работы - получение, обобщение и систематизация данных по влиянию экспериментальных устройств на нейтронно-физические характеристики реактора СМ для определения условий обеспечения ядерной безопасности реактора при подготовке и проведении испытаний.

Для достижения цели работы автор решал следующие задачи:

- совершенствование методик определения физических характеристик активной зоны реактора СМ для повышения точности, достоверности и сопоставимости результатов, полученных разными способами;

- исследование изменения НФХ реактора СМ, важных для безопасности, после реконструкции 1991-1992гг, вызванных изменением компоновки ЭУ;

- получение, анализ, обобщение и систематизация данных по воздействию различных ЭУ и режимов проводимых в них испытаний на НФХ реактора СМ;.

- установление, на основе полученных результатов, классификационных признаков ЭУ реактора СМ, определяющих условия (характер и объем подготовительных работ, допустимые режимы работы реактора) обеспечения безопасного проведения испытаний.

Научная новизна диссертационной работы заключается:

- В новизне объекта исследований - НФХ реактора СМ с новым набором ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг. По результатам исследований уточнены значения проектных характеристик: запаса реактивности, коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне, диапазоны изменения эффективности органов СУЗ;

- В качественно новых результатах, позволяющих обосновать условия обеспечения безопасности реактора при подготовке и проведении экспериментов. Новое качество результатов достигнуто путем повышения их точности и достоверности по сравнению с ранее полученными данными, установлении диапазонов и закономерностей изменения контролируемых параметров;

В определении условий безопасности реактора с существующими ЭУ и обосновании алгоритма определения этих условий с новыми ЭУ, которые позволяют оптимизировать работы по обеспечению и обоснованию безопасности. Алгоритм успешно апробирован при изменении компоновки нейтронной ловушки реактора СМ в 2002 г.

Основной объем информации представленной в работе получен экспериментальным путем. Очевидно, что экспериментальные исследования на реакторе и критсборке - это коллективный труд. В получении экспериментальных результатов непосредственное творческое участие принимали: Калыгин В.В. и Короткое Р.И. (руководители работ на критстенде (до 1995г) и реакторе в период физического пуска после реконструкции 1991-1992гг.); Гремячкин В.А. (руководитель работ при пуске реактора после реконструкции и его дальнейшей эксплуатации); Краснов Ю.А. и Кудояров P.P. (проведение исследований на критсборке и реакторе с 1996г. и 2000г. соответственно). Расчетные данные получены совместно с Пименовым В.В. и Бунаковым A.B., аттестация методик измерений проведена с Кушниром Ю.А.

Лично автором и при его непосредственном участии:

- получены, в качестве исполнителя, ответственного исполнителя и руководителя исследовательских работ (с 1995 г.) все экспериментальные результаты, представленные в диссертации;

- выполнен основной объем измерений, проведена обработка и первичный анализ результатов исследований НФХ реактора СМ, важных для безопасности, с новым набором ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг.;

- доработаны и подготовлены к аттестации методики определения НФХ реактора и его критсборки, организована работа и проведено оснащение реактора и критсборки современными средствами определения реактивности;

- установлены факторы влияния и пределы изменения эффективности органов СУЗ реактора СМ;

- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследования влияния ЭУ на НФХ реактора СМ, на основании которого предложена классификация ЭУ по воздействию на ядерную безопасность реактора СМ;

- обоснованы принципы формирования загрузки активной зоны, обеспечивающие выполнения требований ядерной безопасности с существующими типами ЭУ и предложен алгоритм определения условий обеспечения безопасности реактора при внедрении новых экспериментальных устройств.

Автор защищает:

1. Комплексный методический подход к получению результатов, на основании которых обосновывается ядерная безопасность реактора СМ при проведении экспериментов.

2. Результаты экспериментальных исследований НФХ реактора СМ (запас реактивности, эффективность органов СУЗ, эффекты реактивности при перегрузке реактора, коэффициенты неравномерности энерговыделения) с новой компоновкой ЭУ после реконструкции 1991-1992 гг.

3. Результаты исследования влияния различных ЭУ на НФХ реактора СМ, важные для безопасности, а также выводы на основании этих результатов.

4. Алгоритм определения условий обеспечения ядерной безопасности реактора СМ в процессе подготовки и проведения экспериментов.

Результаты исследований изложены в 38 работах, из них 14 опубликованы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, изложенных на 154 страницы текста, включая 41 рисунок, 29 таблиц и список литературы из 104 наименований.

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

6. Результаты исследования влияния экспериментальных устройств на ядерную безопасность реактора СМ, представленные в главе иллюстрируют масштаб воздействия различных типов ЭУ, а также режимов проводимых испытаний на реактивность, распределение энерговыделения, эффективность органов СУЗ, характеристики обратных связей по реактивности активной зоны. Обобщение и систематизация полученных данных по влиянию различных ЭУ на характеристики реактора, важные для безопасности, позволили определить условия обеспечения ядерной безопасности реактора СМ при проведении испытаний, как в режимах нормальной эксплуатации, так и при постулируемых аварийных ситуациях. Эти условия отражены в эксплуатационной документации реактора.

7. Для новых ЭУ автором предложен алгоритм определения условий безопасной эксплуатации реактора СМ с этими устройствами, который представлен и обоснован в главе 4.

4. УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА СМ ПРИ ПОДГОТОВКЕ И ПРОВЕДЕНИИ

ЭКСПЕРИМЕНТА

4.1. Постановка задачи

Часто в процессе подготовки физического эксперимента, особенно сложного и многофакторного, составляют схему (алгоритм) его проведения [89], которая позволяет оптимально спланировать работу и определить этапы и процедуры выполнения работы, необходимые для обеспечения требуемого качества результатов исследования. При подготовке испытаний в многоцелевом исследовательском реакторе, в котором единовременно проводят несколько экспериментов, также руководствуются организационно-технической схемой [2]. Эта схема позволяет оптимально спланировать график проведения экспериментов, распределить облучательные возможности реактора, обеспечить одновременное проведение различных испытаний с обеспечением требуемых режимов облучения материалов.

В ходе подготовки реакторного эксперимента решают такие задачи, как:

- определение возможности и целесообразности проведения испытания в данном реакторе, с учетом оптимального распределения его облучатель-ных возможностей [2,6,91];

- выбор места размещения в реакторе и типа (петлевого или ампульно-го, активного или пассивного) экспериментального устройства, принципиально обеспечивающих заданные условия испытаний по дозовым, температурным, химическим и другим требуемым нагрузкам [2,24,39];

- математическое моделирование и оптимизация на основе результатов предварительных расчетных и экспериментальных исследований конструкции облучательного устройства с целью определения средств и методов обеспечения и поддержания нейтронно-физических и теплогидравлических режимов в процессе эксперимента при условии минимизации времени облучения [35,36, 39-41];

- определение закономерностей изменения условий облучения вследствие взаимного влияния экспериментальных устройств единовременно находящихся в реакторе в процессе испытаний [34] и согласование режимов испытаний;

- оптимизация количества и расположения датчиков контроля условий облучения (измерительная задача) [2,92];

- разработка технологии изготовления, проверки, установки в реактор ОУ, подключения и настройки измерительной системы, выгрузки ОУ из реактора.

Все перечисленные задачи входят взаимосвязанными блоками в общую структурную схему подготовки и проведения эксперимента. В то же время, каждая из них имеет свою проблематику, собственные методы и алгоритмы решения.

Автор, на основе полученных результатов воздействия ЭУ на нейтрон-но-физические характеристики активной зоны и требований НД по безопасности ИР, решал одну из основных задач подготовки реакторного эксперимента -определение условий обеспечения ядерной безопасности исследовательского реактора (на примере реактора СМ) при подготовке и проведении испытаний. К основным этапам решения задачи следует отнести:

- заблаговременное установление степени влияния нового ЭУ на ней-тронно-физические характеристики реактора;

- сопоставление полученных результатов по изменению нейтронно-физических характеристик активной зоны под воздействием ЭУ с проектными (допустимыми) диапазонами;

- выбор организационно-технических мер (в рамках применяемых эксплуатационных процедур) обеспечения ядерной безопасности при проведении эксперимента;

- определение, в достаточно редких случаях, необходимых действий по изменению систем (элементов) реактора и/или режимов его эксплуатации, когда внедряемое ЭУ нового типа приводит к изменению проектных характеристик реактора. •

Результатом решения задачи должен стать обоснованный алгоритм подготовки реакторного эксперимента в части обеспечения и обоснования ядерной безопасности реактора при его проведении.

4.2. Основные характеристики, определяющие ядерную безопасность исследовательского реактора

В соответствии с современными международными и национальными нормами [19-21] безопасность исследовательского реактора должна быть обеспечена и обоснована для нормальной эксплуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации и постулируемых аварийных ситуациях. К важнейшим проектным нейтронно-физическим характеристикам ИР, определяющим ядерную безопасность, относятся характеристики, связанные с эффективным коэффициентом размножения нейтронов для различных состояний активной зоны (реак-тивностные параметры) - запас реактивности, эффективность органов СУЗ, знак и величина обратных связей по реактивности, подкритичность реактора с введенными органами СУЗ, эффекты реактивности при перегрузке активной зоны и т.д. Не менее важный параметр - профиль энерговыделения в активной зоне, определяющий, при фиксированной мощности реактора и имеющихся условиях теплоотвода от активной зоны, температуру топливной композиции, топливной матрицы, оболочки твэла, а также максимальную плотность теплового потока с оболочки твэлов и, соответственно запас до кризиса теплообмена в возможных (нормальных и аварийных) условиях их охлаждения. Именно эти параметры (их отличие от допустимых значений) определяют, прежде всего, работоспособность твэлов (сохранение герметичности оболочки и неизменность формы) любых ядерных реакторов, в том числе и исследовательских [104].

При перегрузке активной зоны ядерного реактора необходимо обеспечить гарантированный запас до критичности (подкритичность). В правилах ядерной безопасности исследовательских реакторов [21] есть требование о том, чтобы в состоянии активной зоны с максимальным запасом реактивности подкритичность при взведенных РО A3 должна быть не менее 1% ДК/К. При планировании перегрузки реактора необходимо знать, какое воздействие на реактивность активной зоны оказывает перегружаемый элемент, в том числе и элементы экспериментальных устройств, чтобы не нарушить это требование. Реактивность, вносимая экспериментальными устройствами, относится к паспортным характеристикам ИР. Ее значение используют, например, в качестве исходных данных при анализе аварийных ситуаций с ЭУ. В ООБ реактора СМ рассматривается выброс ОУ с облучаемыми образцами поглотителей нейтронов из ближнего канала отражателя, приводящий к вводу положительной реактивности (см. раздел 3.4. и рис. 3.17-1.19). Очевидно, что чем больше эффект реактивности при аварийном выбросе ОУ, тем больше, при прочих равных условиях, «выбег» мощности реактора, от величины которого, в свою очередь, зависит количество твэлов в активной зоне, достигших предельных (запредельных) нагрузок и, соответственно, степень их возможной разгерметизации. Поэтому при подготовке эксперимента необходимо определить, какую реактивность вносит ЭУ, как в режиме нормальной эксплуатации, так и при постулируемых аварийных ситуациях. К перечню аварийных ситуаций, как правило, относят: несанкционированное перемещение облучательного устройства или его элементов; изменение агрегатного состояния теплоносителя в экспериментальном канале вследствие перекрытия (полного или частичного) проходного сечения канала, разгерметизации канала или прекращении циркуляции теплоносителя; заброс реакторной воды в газовые полости экспериментального устройства и т.д. В случае, если эффект реактивности выше, чем рассмотренный в ООБ, требуется провести уточняющий анализ безопасности и, при необходимости, внести изменения в конструкцию устройства.

Исходные данные, необходимые для расчетного анализа последствий любых постулируемых аварийных ситуаций, - величина и скорость ввода отрицательной реактивности при аварийном останове реактора. Эти параметры определяют временной график изменения мощности реактора в ходе развития инцидента. Ввод отрицательной реактивности по аварийному сигналу на реакторе СМ обеспечивается сбросом четырех стержней аварийной защиты и введением в активную зону с проектной скоростью компенсирующих органов. Таким образом, для корректного расчета последствий любых аварийных ситуаций необходимо знать эффективность рабочих органов системы управления и защиты (СУЗ), глубину их погружения в активную зону к началу рассматриваемого события, а также форму их градуировочных характеристик и скорость' ввода в активную зону [22,23,65]. Максимальная эффективность наиболее "тяжелого" компенсирующего органа, скорость его перемещения и градуировочная характеристика определяют характер развития одной из наиболее тяжелых аварийных ситуаций, связанной с его несанкционированным извлечением [20-22].

Результаты, представленные в главе 3 подтверждают, что экспериментальные устройства оказывают заметное влияние на эффективность органов СУЗ исследовательского реактора. Например, эффективность наиболее «тяжелого» органа СУЗ. реактора СМ - центрального компенсирующего органа, а также стержней АЗ во многом определяется компоновкой нейтронной ловушки. Результаты расчета непреднамеренного извлечения ЦКО, максимальной эффективностью 4,5Рэф, которая достигается в существующей после реконструкции 1991-1992гг компоновке ЦЗП реактора, приведены на рис.4.1 - 4.3. Анализ последствий ввода положительной реактивности в результате непреднамеренного извлечения органов СУЗ проводили по коду 11ЕЬАР5/МСЮ3.2 [70,80]. Предполагали, что несанкционированное извлечение ЦКО происходит на номинальном уровне мощности реактора (100МВт), в начале кампании, когда ЦКО частично извлечен из активной зоны для вывода реактора в критическое состояние, а угловые КО находятся в нижнем положении (введены в активную зону). В такой ситуации коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны близок к максимальному значению, объем активной зоны - минимален (топливные подвески КО не введены в активную зону) и, соответственно, достигаются максимальные тепловые нагрузки на твэлах сборок, граничащих с нейтронной ловушкой. время, с

Рис.4.1 Изменение мощности реактора со стартового уровня в 100МВт при непреднамеренном извлечении ЦКО

0,5 0,0 ■ 1 -0,5 - 1 & % -1.0 • ш X е. 2 -1.5 -о. -2Т0 - -2.5 - -

- - - - - - - -

О 20 40 60 80 100 120 140 160 180 время, с

Рис.4.2 Изменение реактивности системы при непреднамеренном извлечении ЦКО

-максимальная температура топлива максимальная температура оболочки твэла температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис.4.3 Изменение максимальных температур топлива и оболочки максимально теплонапряженного твэла и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны при непреднамеренном извлечении ЦКО

Из результатов расчетного моделирования постулируемой аварийной ситуации, представленных на рис.4.1., следует, что при извлечении ЦКО мощность реактора растет и через 4,4с достигает аварийной уставки 1,1М„ом. Вырабатывается сигнал аварийной защиты, в активную зону вводится три рабочих органа АЗ суммарной эффективностью 2,7 рэф (минимальная, по результатам всех проведенных градуировок, эффективность трех стержней АЗ, без одного наиболее эффективного при промежуточном положении ЦКО, характерном при выводе реактора на номинальный уровеньмощности). После сброса АЗ реактор переходит в подкритическое состояние (рис.4.2), глубина которого уменьшается вследствие продолжающегося движения ЦКО вверх.

На рис.4.3. показано изменение температуры топлива и оболочки максимально теплонапряженного твэла. Их значения максимальны в момент достижения уровня мощности 1,1К,0М и составляют 747К (474°С) и 579К (306°С) соответственно, что не превышают допустимых пределов. (Твэл реактора СМ сохраняет работоспособность, если средняя температура сердечника не превышает 650 °С (923 К) и остается герметичным, если средняя температура сердечника не превышает 700 °С (973 К) [101]).

Требования правил ядерной безопасности исследовательских реакторов [21] ограничивают шаг (<0,3рэф) и скорость ввода положительной реактивности (<0,7рэф/с) при перемещении органов СУЗ. Поэтому в документах, обосновывающих безопасность проведения эксперимента, должно быть показано, как загружаемое ЭУ влияет на эффективность органов СУЗ и доказано что его нахождение в реакторе не приведет к нарушениям требований правил ядерной безопасности по названным параметрам.

Диапазоны изменения эффективности органов СУЗ реактора СМ, установленные по результатам выполненных исследований, достаточно велики (см. табл. 3.5.) и позволяют проводить широкий спектр экспериментов, без нарушения паспортных пределов по эффективности органов СУЗ (см. табл 3.12.). Однако в некоторых, достаточно редких случаях, например при существенной перекомпоновке нейтронной ловушки, внедрение новых ЭУ может привести к изменению паспортных характеристик органов СУЗ. Тогда потребуется уточняющий анализ безопасности с новыми значениями эффективности РО СУЗ и, в ряде возможных случаев, некоторая техническая доработка системы управления реактором (например, изменение скорости и шага ввода реактивности при перемещении компенсирующих органов). Изменение паспортных диапазонов эффективности органов СУЗ и соответствующий уточняющий анализ безопасности при несанкционированном перемещении компенсирующих органов потребовался, например, при замене в 2002 г. центрального бериллиевого блока в нейтронной ловушке реактора на сепараторную конструкцию из 27 циркониевых труб с водой в межтрубном пространстве [102]. Замена части бериллия на воду в центре реактора, при сохранении остальных компоновочных решений нейтронной ловушки (количества и расположения облучаемых мишеней, схемы теплоотвода от них, конструкции ЦКО), привела к снижению эффективности ЦКО до 20% и эффективности АЗ до 15%, что и потребовало внесения изменений в паспорт реактора и необходимости проведения уточняющего анализа безопасности с оформлением дополнения к ООБ [103].

На протекание аварийных ситуаций заметное влияние оказывают также, так называемые, обратные связи по реактивности: знак и величина мощностно-го,- температурного, плотностного эффектов реактивности - физические свойства внутренней безопасности активной зоны. Экспериментальные устройства могут оказывать влияние и на эти характеристики. Например, из результатов, представленных на рис. 3.8, видно, что температурный коэффициент реактивности для номинального уровня мощности для реактора с блочной компоновкой нейтронной ловушки (-1,83х10"2рэф/°С) почти в два раза превышает аналогичное значение температурного коэффициента реактивности для реактора с центральным петлевым каналом (-1,09хЮ"2рэф/°С). Это свидетельствует о том, что после реконструкции 1991-1992гг свойства внутренней безопасности реактора повысились.

С другой стороны, вытеснение воды из центра реактора бериллием привело к тому, что изменились как баланс реактивности в кампании реактора, так и эффекты реактивности при перегрузке, как топливных сборок, так и элементов ЦЗП (см. табл.3.10,3.12 и 3.13).

Результаты, представленные в главе 3, доказывают, что экспериментальные устройства, прежде всего нейтронная ловушка, а также ЭУ в активной зоне, заметно влияют на распределение энерговыделения в реакторе (см. табл.3.6., рис.3.П., рис.3.16.). Это необходимо учитывать при планировании испытаний, так как в том случае, когда загрузка ЭУ в реактор приведет к превышению коэффициентов неравномерности энерговыделения, использованных при расчете характеристик гидравлического профилирования расхода теплоносителя в активной зоне, необходимо будет снижать мощность реактора для обеспечения его безопасности в процессе проведения эксперимента, либо, если это научно или экономически оправдано, менять схему гидравлического профилирования расхода теплоносителя.

По масштабу воздействия экспериментальных устройств на физические характеристики исследовательского реактора можно провести их классификацию [81]. Наличие такой классификации позволит разделить ЭУ на те устройства, безопасность работы реактора с которыми определена проектными характеристиками установки, доказана практикой, обоснована расчетными исследованиями (для аварийных ситуаций), и те устройства, применение которых потребует реализации дополнительных мер организационно-технического характера, обеспечивающих безопасность реактора в процессе проведения испытаний. К первой, наиболее многочисленной, группе относятся представленные в ~ диссертации типы ЭУ, использование которых в настоящее время предусмотрено проектной документацией и действующим паспортом реактора. Безопасность эксплуатации реактора с этими ЭУ доказана опытом нормальной эксплуатации, а результаты анализа безопасности при постулируемых аварийных ситуациях представлены в ООБ реактора [22]. К другой группе относятся новые, ранее не применявшиеся типы ЭУ, использование которых может привести к изменению проектных пределов и условий безопасности реактора, и ввод в эксплуатацию которых происходит достаточно редко. Для первой группы ЭУ при планировании испытаний потребуется лишь уточняющий анализ безопасности, учитывающий текущее состояние реактора и загрузку его экспериментальных объемов. Для другой группы (новые типы ЭУ) потребуется выполнение достаточно большого объема предварительных работ по подготовке реактора к проведению экспериментов, включающих: техническое дооснащение реактора, определение допустимых режимов его эксплуатации, анализ безопасности для постулируемых аварийных ситуаций, получение разрешения государственных надзорных органов на эксплуатацию реактора с таким ЭУ.

Таким образом, предлагаемая классификация определяет условия по объему и характеру подготовительных работ для обеспечения и обоснования ядерной безопасности реактора СМ при проведении испытаний.

4.3. Определение классификационных признаков экспериментальных устройств реактора СМ по влиянию на безопасность

Экспериментальные устройства реактора СМ предлагается разделить на четыре класса, в разной степени влияющих на ядерную безопасность.

1 Класс - ЭУ, приводящие к изменению проектных характеристик ИР\

В соответствии с результатами, представленными в главе 3, к первому классу относится, например, нейтронная ловушка. К первому классу могут быть отнесены и устройства, размещаемые в активной зоне реактора, если они изменят предельные значения проектных характеристик по эффективности органов СУЗ и неравномерности энерговыделения. Например, при планируемой модернизации активной зоны реактора СМ [32] предполагается установить два пезглевых канала в ячейки, предназначенные в настоящее время для размещения TBC. Эти каналы относятся к первому классу по предлагаемой классификации, поскольку их воздействие на размножающие свойства активной зоны достаточно велико и для компенсации потери реактивности и обеспечения приемлемой продолжительности кампании реактора предполагается перейти на новый твэл с повышенной на 20% загрузкой U. Профиль энерговыделения в новой компоновке активной зоне будет другим, по сравнению с имеющимся, как и максимальные нагрузки на твэлах в характерных ячейках активной зоны, что потребует, по-видимому, изменения схемы гидравлического профилирования расхода теплоносителя или снижения мощности реактора.

Экспериментальные устройства, размещаемые в активной зоне реактора СМ до сих пор, относились ко второму классу, поскольку позволяли сохранить рассматриваемые характеристики реактора в пределах паспортных значений (при условии применения определенного алгоритма частичных перегрузок топливных сборок).

2 Класс - ЭУ, требующие выполнения специальных организационно-технических мероприятий для сохранения эффективности органов СУЗ и распределения энерговыделения в активной зоне в проектных пределах.

Примером устройства 2 класса является бериллиевый блок под размер TBC с 25 каналами для загрузки мишеней (см. рис. 1.5).

3 Класс - ЭУ, оказывающие влияние на реактивность, эффективность органов СУЗ и распределение энерговыделения в пределах проектных значений

К устройствам этого класса относятся ОУ в ближних к активной зоне каналах отражателя (2-5, Д-4, Д-6, Д-8, Д-10); мишени, загружаемые в нейтронную ловушку и в TBC типа черт. 184.05.000СБ. К этому же классу могут быть отнесены ОУ в ячейках Д-1, Д-2, Д-3, 8, Д-5, 9, Д-7, 12, 13, Д-9 в случае размещения в них топливных элементов или при проведении в этих ячейках динамических испытаний.

4 Класс - ЭУ, не оказывающие влияния на реактивность, эффективность органов СУЗ и неравномерность распределения энерговыделения (например, устройства в дальних по отношению к активной зоне каналах отражателя).

К этим устройствам относятся ОУ в дальних, по отношению к активной зоне каналах отражателя №№ 6, 7, 10, 11, 14-21, а также Д-1, Д-2, Д-3, 8, Д-5, 9, Д-7, 12, 13, Д-9 (кроме случаев, оговоренных выше). Они не оказывают (в пределах погрешности расчета и эксперимента) влияния на характеристики реактора, важные для ядерной безопасности. Аварийные ситуации с устройствами этого класса (ухудшение теплоотвода, разрыв канала, несанкционированное перемещение и т.д.) могут привести к радиационным последствиям, но не повлияют на ядерную безопасность активной зоны.

Следует подчеркнуть, что предлагаемая классификация ЭУ относится к этапу подготовки испытаний. Причем, отнесение ЭУ при планировании испытаний к первым двум классам может потребовать до начала экспериментов технической доработки реактора (например, изменения исполнительных механизмов органов СУЗ, схемы гидравлического профилирования расхода теплоносителя, логики схем управления оборудованием реактора и т.д.), и/или изменения режимов работы реактора (например, снижения мощности, применения специального алгоритма перегрузки TBC, другой последовательности перемещения органов СУЗ и т.д.). Эти превентивные меры организационно-технического характера должны обеспечить безопасность ИР при использовании ЭУ новых типов.

Основные процедуры, необходимые для обеспечения и обоснования безопасности реактора СМ при подготовке и проведении испытаний представлены в табл. 8.

131

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В диссертационной работе изложены научно обоснованные условия обеспечения ядерной безопасности при подготовке и проведении экспериментов для наиболее мощного исследовательского реактора России — реактора СМ.

1. Путем экспериментальных и расчетных исследований получены, обобщены, систематизированы результаты и установлена степень влияния различных ЭУ на ядерную безопасность реактора СМ. Эти результаты внесены в эксплуатационную документацию, их используют при выборе загрузки активной зоны, определении безопасных режимов испытаний и для обоснования безопасности реактора, как в режимах нормальной эксплуатации, так и при постулируемых аварийных ситуациях.

2. Достоверность полученных результатов обеспечена применением комплексного подхода, сочетающего экспериментальные, расчетные методы и анализ фактических показателей работы реактора (баланс реактивности в кампании, ее продолжительность, расход топлива и т.д.) до и после использования того или иного ЭУ, и подтверждена 10-летним опытом эксплуатации реактора СМ после реконструкции 1991-1992 гг. Использованные методики исследований аттестованы с установлением норм погрешностей, которые для реактивно-стных параметров составляют 4,2-10 %, а для коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения не превышают 10 %. Экспериментальные данные, полученные по аттестованным методикам измерений, используют при верификации программных средств расчета нейтронно-физических характеристик реактора СМ и его ЭУ.

3. Уточнены проектные характеристики активной зоны после реконструкции реактора СМ в 1991-1992 гг., изменившиеся вследствие изменения компоновки экспериментальных устройств. При замене петлевого канала в ЦЗП на бериллиевый блок увеличились запас реактивности на 1,5рэф, эффективность ЦКО и органов A3 на 15-20 %, мощность TBC, примыкающих к нейтронной ловушке до 30%. Вследствие увеличения жесткости спектра нейтронов в центре реактора снизился максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения по сечению TBC, расположенных на границе с нейтронной ловушкой от

2,92 до 2,06 и коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны от 6,0 до 5,6. Эффект реактивности от изменения количества и расположения экспериментальных каналов в отражателе -0,65рэф.

4. Результаты, представленные в диссертации, позволили установить и обосновать ряд пределов и условий безопасной эксплуатации реактора СМ после реконструкции 1991-1992гг. Полученные значения и диапазоны изменения реактивностных характеристик, коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне реактора СМ с новой компоновкой ЭУ внесены в эксплуатационную документацию и паспорт реактора. Эти характеристики использованы в качестве исходных данных для анализа и обоснования безопасности реактора, результаты которого вошли в ООБ, подготовленный для получения лицензии на эксплуатацию реактора после реконструкции 1991-1992гг.

5. Измеренные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне с современной компоновкой ЭУ использованы для расчета характеристик дросселирующих устройств, обеспечивающих гидравлическое профилирование расхода теплоносителя по TBC в характерных ячейках активной зоны с различной мощностью. С учетом полученных пределов и закономерностей изменения эффективности органов СУЗ изменена конструкция центрального компенсирующего органа реактора для обеспечения требований ядерной безопасности при постулируемых аварийных ситуациях с несанкционированным извлечением компенсаторов реактивности.

6. Главное экспериментальное устройство реактора - нейтронная ловушка оказывает наибольшее влияние на НФХ реактора. Именно изменение ее компоновки при реконструкции реактора в 1991-1992гг привело к изменению таких важнейших физических характеристик реактора, как: максимальный запас реактивности; эффективность органов СУЗ; коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне; температурный и мощностной коэффициенты реактивности. Одна из причин отказа от использования петлевого канала в центральной замедляющей полости реактора — ввод положительной реактивности до 1 рэф при снижении плотности воды, охлаждающей мишени, в случае ее вскипания при возможных аварийных ситуациях с потерей давления или прекращении циркуляции теплоносителя в контуре петлевой установке. Компоновка нейтронной ловушки также во многом определяет конструкцию и эффективность органов СУЗ, размещенных в центральной замедляющей полости - стержней аварийной защиты и центрального компенсирующего органа. Облучаемые мишени в нейтронной ловушке могут вносить как положительную, так и отрицательную реактивность, в зависимости от их материального состава и места размещения (расстояния от центра ловушки). Поэтому при изменении компоновки нейтронной ловушки необходимо выполнять детальный анализ безопасности реактора.

7. Экспериментальные устройства в активной зоне также вносят возмущение в размножающие свойства активной зоны как за счет удаления части твэлов, место которых ЭУ занимает, так и за счет поглощения, рассеяния и замедления нейтронов облучаемыми материалами. В результате исследования различных ЭУ, размещаемых в активной зоне, установлено, что они в ряде случаев приводят к изменению проектных пределов по реактивностным параметрам, распределению энерговыделения, эффективности органов СУЗ, однако их воздействие не так велико, как нейтронной ловушки. Показано, что путем применения специальных организационно-технических мер (алгоритмов перегрузки" TBC и перемещения органов СУЗ, снижения мощности реактора), можно обеспечить безопасность реактора в процессе проведения испытаний.

8. ЭУ, размещаемые в ячейках отражателя не меняют основные проектные характеристики реактора. Обеспечение безопасности достигается организационно-техническими мерами в рамках применяемых эксплуатационных процедур. При планировании испытаний в отражателе достаточно провести уточняющий анализ безопасности, результаты которого должны быть отражены в конструкторской документации на устройство или, в редких случаях - при испытаниях новых твэлов или проведении динамических экспериментов, в виде дополнения к ООБ.

9. На основании полученных результатов определены основные принципы загрузки активной зоны реактора СМ, обеспечивающие выполнение требований ядерной безопасности по подкритичности, эффективности органов СУЗ и мощности твэлов. При использовании существующих типов ЭУ не допускаются, без дополнительных исследований в обоснование безопасности:

- уменьшение среднего выгорания топлива в активной зоне до 15%,

- неравномерность распределения топлива по квадрантам активной зоны (элементам симметрии) более 5% по среднему выгоранию;

- единовременная загрузка более одной «свежей» TBC в квадрант.

Применение названных принципов компоновки активной зоны в ходе последних 8 лет эксплуатации реактора обеспечило:

- подкритичность активной зоны при взведенных стержнях A3 и введенных компенсирующих органах перед началом кампании не менее 1,1% при допустимом значении 1%ДК/К;

- эффективность КО не более 3,4рэф при допустимом значении 3,5 Рэф, эффективность ЦКО не более 4,2Рэф при допустимом значении 4,5Рэф;

- мощность TBC в характерных ячейках активной зоны не превышала 0,83 от допустимого эксплуатационного предела.

10. Предложена и обоснована классификация ЭУ реактора СМ по влиянию на ядерную безопасность и алгоритм определения условий обеспечения безопасности при планировании и подготовке испытаний с новыми типами ЭУ.

Алгоритм апробирован при изменении компоновки, нейтронной ловушки реак-« тора в 2002 г., его применение позволило, в частности, более чем в три раза сократить объем работ для получения достоверной информации, необходимой для обеспечения и-обоснования безопасности реактора, по сравнению с аналогичными исследованиями при пуске реактора СМ после реконструкции 19911992 гг.

11. Использование полученных результатов:

- позволяет определить этапы работ, необходимые и достаточные для обеспечения и обоснования безопасности проводимых и планируемых испытаний;

• - упрощает выбор компоновки активной зоны реактора, обеспечивающей безопасное проведение экспериментов в заданных условиях; повышает надежность обоснования безопасности проводимых исследований.

12. Безаварийная работа реактора СМ, безопасность которого обеспечивается и обосновывается, в том числе, и с привлечением результатов диссертационной работы, обеспечивает производство радионуклидных источников и препаратов для различных областей науки, техники и медицины, а также своевременное получение информации о радиационной стойкости материалов необходимой, в частности, для определения и обоснования срока службы ядерных реакторов, что имеет существенное значение для экономики страны.

Автор считает приятным долгом выразить признательность своему научному руководителю доктору технических наук В.А. Куприенко за помощь в подготовке диссертационной работы; профессору В.А. Цыканову, научные труды которого служили основой для изучения физических характеристик реактора СМ, за полезные советы при подготовке работы; В.В. Калыгину, под непосредственным руководством которого прошло становление автора как специалиста и получен значительный объем экспериментальных данных, представленных в диссертации; руководителям реактора СМ М.Н. Святкину и В.А. Гре-мячкину за плодотворное сотрудничество при проведении исследований на реакторе; Ю.А. Краснову и P.P. Кудоярову, совместно с которыми получен ряд экспериментальных результатов; В.В. Пименову за помощь в проведении расчетных исследований; Ю.А. Кушниру за совместную работу по аттестации методик измерений; персоналу критического стенда и реактора СМ за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Малков, Андрей Павлович, 2003 год

1. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности/ Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991.

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

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

4. Цыканов В.А. Сравнение высокопоточных исследовательских реакторов. Препринт. НИИАР-102, Димитровград, 1971г.

5. Цыканов В.А. Высокопоточные исследовательские реакторы лову-шечного типа и некоторые особенности их использования для проведения экспериментов. Диссертация на соискание ученой степени доктора физ.-мат. наук. 1972г.

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

7. Кормушкин Ю.П. Исследование физических характеристик высокопоточного реактора ловушечного типа. Усовершенствование реактора СМ-2. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук, 1969г.

8. Аверьянов П.Г. Совершенствование технических и эксплуатационных характеристик высокопоточного реактора СМ-2 и его экспериментальных устройств. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, 1972г.

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

10. Цыканов В.А. и др. Исследовательские реакторы института и внут-риреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). М.: ЦИИа-томинформ, 1986.

11. Давиденко В.А., Цыканов В.А., Клинов A.B. и др. Получение трансурановых элементов в реакторах СМ-2 и МИР. / Атомная энергия, 1972, т. 33, вып.4, с.815-819

12. Самсонов Б.В. и др. Ампульные устройства для облучения тепловыделяющих элементов ядерных реакторов при высоких температурах. Препринт. НИИАР-18(377). Димитровград, 1979.

13. Аксенов H.A., Самсонов Б.В. Методы и результаты испытаний топливных элементов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов: Обзор. Димитровград: НИИАР, 1982.

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

15. Куприенко В.А. и др. Установка РИТМ для испытания твэлов в режиме маневрирования мощностью: Препринт. НИИАР-16(662). Димитров-град, 1985.

16. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 19901991 гг./ под ред. В.А. Цыканова. Димитровград, 1992г, с. 41 -42

17. Грачев А.Ф., Махин В.М., Малков А.П. и др. Методики импульсных испытаний твэлов в реакторе СМ-2. Материалы семинара по динамике ядерных реакторов, Свердловск, 1992г.

18. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Методики импульсных испытаний твэлов в реакторе СМ-2. Материалы методического семинара по динамике ядерных реакторов, Димитровград, 1994г.

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

20. Безопасная эксплуатация исследовательских реакторов и критических сборок. Рекомендации МАГАТЭ по безопасности. Серия №35.

21. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ ИР-98) НП-009-98. М,. 1998.

22. Гремячкин В.А., Бурукин В.П., Малков А.П., и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки СМ-3: Отчет. 0-4876, Димитров-град: НИИАР, 1999.

23. Поливанов И.Ф., Гремячкин В.А., Малков А.П., и др. Техническое обоснование безопасности реакторной установки СМ-3. СМ.3.00.000 ПЗ.

24. Ванеев Ю.Е., Пименов В.В., Малков А.П и др. Сборник нейтронно-физических характеристик каналов облучения реактора СМ: Отчет. 0-4479, Димитровград: НИИАР, 1996.

25. Цыканов В.А., Влияние режима частичных перегрузок на характеристики высокопоточных реакторов ловушечного типа: Препринт НИИАР П• 139. Мелекесс, 1972.

26. Цыканов В.А., Влияние частичных перегрузок топлива в исследовательских реакторах на расход горючего и его стоимость: Препринт НИИАР П-194. Димитровград, 1973.

27. Цыканов В.А. и др. Влияние плотности замедлителя на реактивность реактора СМ-2. // Атомная энергия , 1968.Т.24, вып.1. стр. 84.

28. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 2002г./ под ред. В.А. Цыканова. Димитровград, 2003г.

29. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. и др. Проверка методик расчета физических характеристик реактора ПРИМА по результатам экспериментов на критическом стенде реактора СМ-2: Отчет. 0-3556, Димитров-град: НИИАР, 1987.

30. Адаев В.А., Топоров Ю.Г, Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик каналов облучения в активной зоне реактора СМ-2. Отчет 0-3327, НИИАР, 1986г.

31. Адаев В.А., Малков А.П., Топоров Ю.Г., и др. Результаты исследования характеристик облучательного устройства в активной зоне реактора СМ-2: Отчет. 0-3703, Димитровград: НИИАР, 1988.

32. Цыканов В.А. и др. Модернизация активной зоны реактора СМ. XII ежегодная международная конференция Ядерного Общества России "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии", Тезисы докладов. -Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 2001.- с.31-32.

33. Топоров Ю.Г., Тарасов В.А., Малков А.П. и др. Проблемы массового производства иридия-192 на реакторной базе НИИАР: Отчет. 0-4177, Димитровград: НИИАР, 1993.

34. Вахетов Ф.З., Малков А.П., Тарасов В.А., Топоров Ю.Г. Общие закономерности взаимного влияния загрузки каналов отражателя реактора СМ-3 кобальтом на их нейтронно-физические характеристики: Отчет. О-4412, Димитровград: НИИАР, 1995.

35. Бобров С.Н., Спиридонов Ю.Г., Махин В.М, Грачев А.Ф. Изучение поведения твэлов реактора СМ в режиме кризиса теплоотдачи // Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград: НИИАР, 1997. Вып.1.

36. Малков А.П., Бурукин В.П., Калыгин В.В., и др. Реакторные испытания экспериментальной TBC с твэлами в циркониевой оболочке: Отчет. О-3981, Димитровград: НИИАР, 1990.

37. Абагян Л.П. и др. Программа MCU-3 для расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. Препринт ИАЭ-5736/5. М., 1994.

38. Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCUDAT-1.0. Приложение к аттестационному паспорту программного средства № 61 от 17.10.96. М., НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России, 1996.

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

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

41. Абагян Л.П. и др. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М., Энергоатомиздат, 1981.

42. Малков А.П., Ванеев Ю.Е., Булычева Л.В., и др. Верификация прецизионных моделей реакторных систем с твэлами типа СМ: Отчет. 0-4(515, Димитровград: НИИАР, 1997.

43. Ванеев Ю.Е. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов с твэлами типа СМ: Автореф. дис. канд. техн. наук. М., 1997.

44. Малков А.П., Пименов В.В., Краснов Ю.А. Разработка-алгоритма расчета энерговыделения и выгорания топлива в TBC активной зоны реактора'СМ: Отчет. О- 4997, Димитровград: НИИАР, 2000.

45. Малков А.П. и др. Критические сборки реакторов СМ и МИР как экспериментальная база для верификации программ расчета нейтронно-физических характеристик исследовательских реакторов. // Сборник трудов семинара "Нейтроника-98". Обнинск, 1999г., стр. 28-32.

46. Малков А.П., Пименов В.В., Краснов Ю.А. и др. Тестирование программы MCU по результатам экспериментального моделирования процесса перегрузки активной зоны реактора СМ: Отчет. 0-5122, Димитровград: НИИАР, 2001.

47. Калыгин В.В., Малков А.П., Цыканов В.А., и др. Опыт использования критических стендов в научно-исследовательском институте атомных реакторов. // Сборник трудов семинара "Нейтроника-2001". Обнинск, 2001г., стр.

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

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

50. Малков А.П., Краснов Ю.А., Кушнир Ю.А. Экспериментальное определение эффективности исполнительных органов СУЗ критического стенда реактора СМ-2. Методика выполнения измерений, per. № 46-96 ОМИТ, 1996г.

51. Малков А.П., Краснов Ю.А., Кушнир Ю.А. Определение запаса реактивности и подкритичности активной зоны критической сборки реактора СМ-2. Методика расчета, per. № 12-95 ЦСМ, 1995г.

52. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Экспериментальное определение эффективности исполнительных органов СУЗ реактора СМ-3. Методик выполнения измерений, per. № 13-95 ЦСМ, 1995г.

53. Малков А.П., Овчинников А.Б., Кушнир Ю.А. Определение запаса реактивности (подкритичности) активной зоны реакторной установки СМ-3. Методика расчета, per. № 14-95 ЦСМ, 1995г.

54. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1993г./ под ред. В.А. Цыканова. Димитровград, 1994г, с. 8-14

55. Малков А.П., Гремячкин В.А., Калыгин В.В., и др. Результаты физического пуска реактора СМ-3: Отчет. 0-4170, Димитровград: НИИАР, 1993.

56. Малков А.П., Гремячкин В.А., Калыгин В.В., и др. Результаты энергетического пуска реактора СМ-3: Отчет. 0-4293, Димитровград: НИИАР, 1993.

57. Малков А.П., Краснов Ю.А., Калыгин В.В., Гремячкин В.А. Влияние различных эксплуатационных факторов на эффективность органов СУЗ реактора СМ. И Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998г, Вып.4., стр. 142-155

58. Малков А.П. и др. Некоторые результаты работы реактора СМ-3 в 1999г: Отчет. 0-4973, Димитровград: НИИАР, 2000.

59. Малков А.П. и др. Некоторые результаты работы реактора СМ-3 в 2000г: Отчет. 0-5091, Димитровград: НИИАР, 2001.

60. Gremyachkin V.A., Klinov A.V., Malkov А.Р., et al. SM reactor operating experience after reconstruction in 1991-1992. Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety (ARS'97). Orlando, Florida, USA, 1997, v. 2, p. 672-678.

61. Малков А.П., Гремячкин B.A., Калыгин B.B., Краснов Ю.А. Особенности формирования загрузки активной зоны реактора СМ: Отчет. 0-4658, Димитровград: НИИАР, 1997.

62. Бунаков A.B., Гремячкин В.А., Малков А.П., Семидоцкий И.И. Расчеты по коду RELAP/MOD3 аварийных ситуаций на РУ СМ-3 с непреднамеренным извлечением одного из КО с проектной скоростью: Отчет. О-4314, Димитровград: НИИАР, 1994.

63. Малков А.П., Краснов Ю.А., Кудояров P.P. и др. Влияние TBC типа 184.05.000 на распределение энерговыделения и размножающие свойства активной зоны реактора СМ: Отчет. 0-4998, Димитровград: НИИАР, 2000.

64. Бать Г.А. и др. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: Учеб. пособие для вузов.- 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 19.89.

65. Емельянов И .Я., Ефанов А.И., Константинов JI.B. Научно-технические основы управления ядерными реакторами: Учеб. пособие для вузов/ Под ред. акад. Н.А.Долежаля. -М.: Энергоатомиздат, 1981.

66. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Учеб. пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1984.

67. Исследовательский реактор СМ-2. Пояснительная записка (Техническое обоснование безопасности). №.1074,1988г.

68. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 19901991гг./ под ред. В.А. Цыканова. Димитровград, 1992г, с. 13-14

69. Carlson К.Е, et al. Code structure, system models and solution metods// RELAP5/MOD3: Code manual. NUREG/CR-5535 INEL-95/0174, 1995.

70. Канал вычисления реактивности КВР-02Р' Техническое описание и инструкция по эксплуатации' ЖШ1.289.088 ТО' 1988'

71. Малков А.П., Краснов Ю.А., Придачин В.Н. и др. Испытание аппаратно-программного комплекса "РЕАКТИМЕТР" на критических сборках реакторов СМ и МИР: Отчет. 0-5233, Димитровград: НИИАР, 2001.

72. Klinov A.V., Tzykanov V.A., Kuprienko V.A., et al. SM-2 reactor reconstruction and californium-252. Oak Ridge, Tennessee, USA, 1995, Californium-252 workshop p. 17.

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

74. Ванеев Ю.Е. и др. Моделирование изменения изотопного состава Еи-содержащего поглотителя в компенсирующих органах реактора СМ.// Сборник трудов семинара "Нейтроника-2001". Обнинск, 2001г.

75. Лавренчик В.Н. Постановка физического эксперимента и статистическая обработка его результатов: Учеб. пособие для вузов,- М,: Энергоатомиз-дат, 1986.-272с.

76. Алимов Ю.И. Элементы теории эксперимента. Свердловск: Уральский политехнический институт, ч.1-3, 1978. 275с.

77. Демидова Л.С., Тарасов В.А., Топоров Ю.Г. Оптимальное распределение возможностей реактора при производстве радионуклидной продукции: Препринт. НИИАР-5 (860). Димитровград, 1997. -25с.

78. Сулаберидзе В.Ш. Эффективность реакторного эксперимента. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998г, Вып.4., стр.26-33.

79. Алферов В.П., Малков А.П., Щуровская М.В. и др. Особенности расчетного сопровождения эксплуатации реактора СМ. Материалы 12 семинара по проблемам физики реакторов «Волга 2002» М: МИФИ, 2002г., стр. 138140.

80. Малков А.П. и др. Критический стенд реактора СМ. Техническое обоснование безопасности. Инв. № 370 от 24.01.2000г.

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

82. ГОСТ 563-96 ГСИ. Методики выполнения измерений

83. Малков А.П., Кушнир Ю.А., Мокеев A.A. Методика калибровки урановых индикаторов и твэлов типа СМ. Методика выполнения измерений, per. №61-00 ОМИТ, 2000г.

84. Малков А.П., Кормушкина Г.А., Кушнир Ю.А., Мокеев A.A. Протокол метрологической аттестации установки для измерения активности твэлов и мониторов. Рег.№ 47-97 ОМИТ.

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

86. Реконструкция реактора СМ-2. Центральная зона. Физические и те-плогидравлические характеристики. ПЗ 1JI 2817.000.00. НИИАР, Инв.№ 723. Димитровград, 1983.

87. Малков А.П., Краснов Ю.А., Кудояров P.P. и др. Комплекс экспериментальных работ в обоснование безопасности реактора СМ-3 с новой компоновкой нейтронной ловушки. Отчет О 5371, НИИАР,2002г.

88. Бурукин В.П., Малков А.П., Петелин A.JI. и др. Реакторная установка СМ-3. Отчет по обоснованию безопасности. Дополнение №1. Отчет НИИАР, 0-5294,2002г

89. Ю4.Цыканов В.А. Тепловыделяющие элементы для исследовательских реакторов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001.-249с.

90. Министерство Российской федерации по атомной энергии. Отраслевой отчет по безопасности за 2001 год/ Под ред. М.И. Солонина М.: Издательство «Комптехпринт», 2002г., 1 Юс.