Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Курский, Александр Семенович

• Курский, Александр Семенович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Курский, Александр Семенович

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОБЩИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРОВ С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ПРОБЛЕМНЫЕ ВОПРОСЫ РЕГИОНАЛЬНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (аналитический обзор),

1.1. Мировой опыт использования атомных энергоисточников «малой» мощности.

1.2. Анализ возможности использования атомных ТЭЦ для региональной энергетики.

1.3 Опыт отечественной энергетики в проектировании и эксплуатации одноконтурных легководных реакторов.

1.4. Анализ достижений мировой энергетики в проектировании и эксплуатации кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЯ ВНУТРЕННЕ ПРИСУЩИХ СВОЙСТВ БЕЗОПАСНОСТИ КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

2.1. Особенности реактора ВК-50 и технологической схемы установки.

2.2. Радиационная безопасность, влияние радиолиза на эксплуатацию оборудования и взрывобезопасность реакторных установок с корпусным кипящим реактором.

2.3. Маневренность и безопасность при изменениях технологических параметров.

2.3.1. Изменения рабочего давления в реакторе.

2.3.2. Изменения расхода питательной воды в реактор.

2.3.3. Изменения электрической нагрузки в сети.

2.4. Опыт ВК-50 в формировании концепции защиты от внешних воздействий.

2.4.1. Выход из строя внешнего электроснабжения.

2.4.2. Выход из строя гидротехнических сооружений.

2.4.3. Противодействие распространению ядерного оружия.

2.5. Обобщенный анализ внутренних свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЯ И ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ РАБОТЫ КОНТУРА ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

3.1. Исследования контура естественной циркуляции теплоносителя реактора ВК-50.

3.2. Модернизация контура естественной циркуляции.

3.2.1. Повышение границы резонансной устойчивости.

3.2.2. Усовершенствование конструкции тягового участка.

3.2.3. Обоснование конструкции сепарационных устройств.

ГЛАВА 4. КОНЦЕПЦИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОРПУСНЫХ КИПЯЩИХ РЕАКТОРОВ.

4.1. Обоснование безопасности с защитной оболочкой типа «контейнмент» при различных режимах эксплуатации реактора.

4.2. Технология оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для надежной работы в аварийных режимах.

ВЫВОДЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50»

3 июня 2010 года Правительство Российской Федерации одобрило представленную Министерством энергетики Генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 года с перспективой до 2030 года. В Генеральной схеме особое внимание уделено развитию в ближайшие годы атомной энергетики. Для удовлетворения растущего спроса на электроэнергию планируется к 2030г. ввести 173,4 ГВт новых генерирующих мощностей: в том числе 43,4 ГВт на атомных электростанциях [1]. Внедрение атомной энергетики в сферу энергоснабжения существенно уменьшит расход органического топлива и сохранит его в качестве ценного сырья для нужд других отраслей. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с негативным воздействием на окружающую среду выбросов в атмосферу продуктов сгорания.

Но если в производстве электричества атомная генерация уже на сегодняшний-, день составляет в России довольно значимую долю, то в производстве тепла атомная энергетика пока практически не участвует.

Экономическая целесообразность и социальная значимость использования атомных энергоисточников в региональной энергетике для тепло- и электроснабжения различных потребителей представляется достаточно актуальной по следующим причинам:

• более, 40% органического топлива в России затрачивается на отопление, при этом ожидается рост внутренних цен на углеводородное топливо,

• необходимость замены выбывающих из эксплуатации по причине выработки ресурса мощностей тепловых электростанций,

• улучшение экологической ситуации в городах страны.

Проведение в 2009-2011г.г. в МАГАТЭ совещаний по вопросам безопасности реакторов малой мощности, межотраслевых конференций в России «АтомРегион-2009» и «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (2010г., РАН), подтверждает возросший интерес в России и в мире к малой атомной энергетике.

Обязательным условием развития региональной атомной энергетики является экспериментальное подтверждение на прототипных установках способов и устройств обеспечения безопасности. Поэтому в современных условиях недоверия населения к атомным технологиям сооружение АТЭЦ вблизи городов требует обеспечения безопасности её энергоблоков опробованными техническими решениями.

Одним из возможных источников энергии для развития работ по атомному теплоснабжению является корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, надежность и безопасность которого доказаны* многолетней' безаварийной эксплуатацией исследовательского реактора ВК-50.

Имеющиеся в мире знания по кипящим системам в основном получены на кипящих реакторах США и Японии: это реакторы типа BWR и их современные модификации поколений III и III+ (ABWR и ESBWR) [2]. Данные реакторы эксплуатируются в большой энергетике по выработке электричества. Однако-корпусные кипящие реакторы пока еще в достаточной мере не исследованы в энергетике малых мощностей.

Изучение внутренне присущих свойств безопасности позволило достичь и поддерживать высокий уровень безопасности реактора ВК-50 простыми и эффективными техническими мерами. Внедрение и совершенствование' технических решений, реализованных на реакторной установке ВК-50, позволят значительно, снизить стоимость энергоблоков с корпусными кипящими реакторами, сделать их окупаемыми при длительном сроке эксплуатации.

Кипящий корпусной реактор - экономически эффективный тип реактора, поскольку имеет определенные преимущества по сравнению с широко распространенными парогазовыми установками при работе в малой- региональной энергетике: например, значительно увеличивающийся КПД турбин насыщенного пара при переводе турбоагрегата в режим атомной ТЭЦ с комбинированной выработкой электроэнергии и тепла [3].

Новые технические решения и параметры, закладываемые в проекты малых перспективных источников энергии, требуют проведения широкого комплекса дополнительных исследований в обоснование их надежности. Поэтому исследования характеристик реактора ВК-50, модернизация его внутрикорпусных устройств и систем безопасности являются актуальными направлениями исследований для развития малой атомной энергетики.

Цель работы - разработка и обоснование технологических решений современного корпусного кипящего реактора малой мощности на основе результатов изучения внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50;

Для достижения цели решены следующие задачи:

1. Проанализированы условия и возможность применения одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в региональной атомной энергетике.

2. Проведен комплексный анализ исследований различных аспектов безопасности реактора ВК-50.

3. Проведены дополнительные экспериментальные исследования характеристик реактора ВК-50.

4. Выполнена модернизация контура естественной циркуляции реактора ВК-50.

5. На основании результатов исследований и модернизации установки ВК-50 предложены конструкции внутрикорпусных устройств и технологические схемы кипящего реактора.

Научная новизна работы

Выполненный комплекс экспериментальных исследований в обоснование надежности и безопасности кипящего реактора позволили автору:

- обосновать и экспериментально подтвердить возможность повышения границы устойчивой работы кипящего реактора ВК-50 в результате модернизации его контура естественной циркуляции;

- систематизировать данные о наиболее значимых внутренних свойствах безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя и верхним расположением исполнительных механизмов СУЗ;

- разработать технологические подходы сочетания систем нормальной эксплуатации и систем безопасности реактора типа ВК.

Весомым показателем новизны являются патенты на изобретение и полезную модель на разработанные способы и устройства [4, 5].

Практическая ценность работы.

1. Результаты выполненных исследований легли в основу проектно-конструкторских разработок по модернизации реактора ВК-50 [6, 7].

2. Результаты исследований и модернизации позволили обосновать и продлить срок эксплуатации реактора ВК-50 до 50 лет [8].

3. Сформулированы концепции установок с корпусными кипящими реакторами, которые могут быть использованы при проектировании атомных ТЭЦ [9].

Личный вклад автора.

Постановка задач исследований проведена автором самостоятельно.

Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора на реакторной установке ВК-50. Автором и при его непосредственном участии в> качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ, главного инженера, начальника реакторной установки ВК-50:

- выполнен комплексный анализ результатов исследований внутренних свойств безопасности корпусного кипящего реактора малой мощности [10];

- предложена и реализована на практике модернизация контура естественной-циркуляции реактора ВК-50 с дополнительным рядом TBC в активной зоне [11];

- предложена схема общего тягового участка корпусных кипящих реакторов малой мощности с установкой индивидуальных тяговых труб над TBC периферийного ряда [12];

- предложен и расчетно обоснован метод оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для корпусного кипящего реактора малой мощности [13, 14];

- проведены реакторные эксперименты по исследованию гидродинамики контура естественной циркуляции теплоносителя, по исследованию радиационной безопасности при эксплуатации TBC с негерметичными оболочками твэлов в кипящем реакторе, по определению влияния на газовый режим и взрывобезопасность реактора жидкого борного поглотителя нейтронов и конфигурации активной зоны;

- получены экспериментальные и расчетные результаты, представленные в диссертации: изменение параметров реактора в режиме значительного уменьшения подачи питательной воды, изменение параметров реактора при выравнивании поля энерговыделения в активной зоне, состояние конструкционных материалов реактора после 45 лет эксплуатации, данные по радиационной безопасности и концентрации радиолитических газов при различных режимах эксплуатации кипящего реактора.

Автор был организатором работ по продлению срока эксплуатации реакторной установки ВК-50.

Создание концепций энергетических корпусных кипящих реакторов для теплоснабжения регионов проведены автором в сотрудничестве с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО ОКБ «Гидропресс», ОАО «Ижорские заводы», ОАО «НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля». Автор лично представлял концепции кипящих реакторов на различных конференциях и технических совещаниях.

Достоверность результатов и обоснованность выводов подтверждаются:

1. Использованием современных нейтронно-физических и теплогидравлических кодов, верифицированных по опытным данным реактора, ВК-50 [15].

2. Использованием апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментами, а также опытом многолетней безопасной и эффективной эксплуатации реактора ВК-50.

Апробация полученных результатов.

Основные результаты диссертационной работы докладывались:

1. на межотраслевой научно-технической конференции «Атомрегион 2009» (Дзержинск, ОКБМ Африкантов, 2009),

2. на межотраслевом семинаре «Физика ядерных реакторов» (Москва, НИЦ «Курчатовский институт», 2010г.),

3. на техническом совещании, посвященном подготовке доклада из серии изданий по ядерной энергии «Варианты включения средств внутренне присущей устойчивости с точки зрения нераспространения и физической безопасности в конструкции АЭС с инновационными реакторами малой и средней мощности (РМСМ) и сопутствующие топливные циклы» (Вена, МАГАТЭ, 2010г.),

4. на межотраслевой межрегиональной научно-технической конференции «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (Москва, РАН, 2010),

5. на международной- конференции по проблемам материаловедения при: проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС (Санкт Петербург, 2008г.),

6. на всероссийском совещании «Безопасность исследовательских ядерных установок» (Димитровград, 2009),

7. на научно-технических советах и рабочих совещаниях в НИИАР (2010), ОКБ «Гидропресс» (2010), ОАО «Ижорские заводы» (2011).

8. на международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (20И).

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 12 работ, 1в ведущем рецензируемом научном журнале, 2 патента на изобретение и полезную модель.

На защиту выносятся следующие основные положения:

1. Результаты анализа возможности использования одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в составе атомных ТЭЦ.

2. Результаты экспериментальньгх исследований и модернизации контура естественной-циркуляции реактора ВК-50.

3. Результаты комплексного анализа внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50.

4. Предложенные схемы внутрикорпусных устройств и технологические схемы систем безопасности перспективных кипящих реакторов малой мощности.

Диссертационная работа изложена на 119 страницах текста, включая 30 рисунков, 16 таблиц, состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 127 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Курский, Александр Семенович

ВЫВОДЫ

1. Показано, что установка с корпусным кипящим реактором характеризуется технико-экономическими показателями, позволяющими конкурировать с ТЭЦ, работающими на органическом топливе.

2. Выполненный комплексный анализ внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50 показал, что корпусной кипящий реактор малой мощности обладает высокими саморегулирующими свойствами.

3. Обосновано, что простой, пассивный и надежный способ охлаждения активной зоны на основе всережимной естественной циркуляции теплоносителя является определяющим фактором безопасности реактора в различных аспектах. Реализована модернизация контура естественной циркуляции теплоносителя реактора ВК-50, позволившая повысить гидронейтронную устойчивость реактора.

4. Предложены и обоснованы конструкции внутрикорпусных устройств и технологические схемы систем, позволяющие обеспечивать надежную и безопасную эксплуатацию современного корпусного кипящего реактора.

5. Выполненные автором исследования позволили решить важную задачу: доказать возможность теплоснабжения регионов на основе корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя. Результаты работы предлагается использовать при проектировании перспективных корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Курский, Александр Семенович, 2011 год

1. Энергетика России 2030: целевое издание / Под общей редакцией Б.Ф.Вайнзихера. М: Альпина Бизнес Букс, 2008. С.45.

2. Нитта Т. Работы по развитию реакторов будущего в Японии // Атомная техника за рубежом. 2008. №2. С. 21.

3. Шмелев В.Е., Ещеркин В.М. и др. Технологические испытания теплофикационного стенда на реакторной установке ВК-50. Препринт НИИАР-15 (468). Димитровград, 1981. С.11.

4. Курский A.C., Ещеркин В.М., Семидоцкий И.И. и др. Ядерный«кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя: пат.89751 Рос. Федерация. №2009128087/22; заявл. 20:07.2009; опубл. 10.12.09. Бюл. №34. 8с.

5. Курский A.C., Ещеркин В.М., Краснов A.M. и др. Способ контроля герметичности оболочек ТВЭЛов и устройство для его осуществления: пат.2297680 Рос. Федерация. №20051227702/06; заявл. 05.09.2005; опубл. 20.04.2007. Бюл. № 11. 11с.

6. Курский A.C. Технологические аспекты безопасности корпусных кипящих реакторов // Ежеквартальный сборник научных статей ОАО «ГНЦ, НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.1. С.47.

7. Курский A.C., Семидоцкий И.И., Святкина H.A. Характеристики расширенной активной зоны реакторной установки ВК-50 // Ежеквартальный* сборник научных статей ОАО «ГНЦ НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.1. С.33.

8. Курский A.C., Калыгин В.В., Протопопов Д.П. и др. Эффективность и безопасность атомной теплофикации // Ежеквартальный сборник научных статей ОАО «ГНЦ НИИАР». Димитровград. 2011. Вып.2.С.38-46.

9. Курский A.C. Указ. соч. С.45-50.

10. Курский A.C., Семидоцкий И.И., Святкина H.A. Указ. соч. С.24-33.

11. Курский A.C. Указ. соч. С.47.

12. Курский A.C., Святкин М.Н. Опыт эксплуатации реакторной установки ВК-50 // Сборник тезисов межотраслевой научно-технической конференции «Региональная атомная энергетика (АтомРегион-2009)». Нижний Новгород, 2009. С.36.

13. Семидоцкий И.И. Опыт применения теплогидравлического кода RELAP/MOD 3.2 для моделирования статических и динамических режимов корпусного кипящего реактора ВК-50 // ВАНТ. Серия Физика ядерных реакторов, 2005. Вып. 1.С.28-38.

14. Алферов Н.С., Валунов Б.Ф., Пакх Э.Э. и др. Обеспечение надежного охлаждения активной зоны корпусных кипящих реакторов, // Энергомашиностроение. 1987. №7. С.24-28.

15. Исаев А.Н. Перспективы развития* ядерной энергетики реакторы средней и малой мощности // Атомная техника за рубежом. 2007. №2. С.7.

16. Исаев А.Н. Многоцелевой малый легководный реактор MASLWR // Атомная техника за рубежом. 2007. №1. С. 15.

17. Лоренцини П., Рейс X. АЭС малой мощности // Атомная техника за рубежом. 2009. №10. С.30-37.

18. Holtec работает над проектом подземного реактора малой мощности HI-SMUR' 140. URL: http://www.atominfo.ru/news4/d0636.htm (дата обращения 07.02.2011).

19. Макарова A.C., Хоршев A.A., Урванцева JI.B. и др. Комплексное исследование эффективности и масштабов развития теплофикации // Электрические станции. 2010. №8. С.7-15.

20. Шнайдер X. Доклад на Общероссийском совещании по проблемам теплоснабжения //Новости теплоснабжения. 2003. №7. С.16.

21. Шарапов В.И. Энергосбережение и энергетические компании // Энергосбережение и водоподготовка. 2003. №3. С. 12.

22. Projected Cost of Generating Electricity 2010 Edition. Paris: OECD/IEA, 2010. P.15.

23. Шарапов В.И. Отечественная теплофикация: проблемы современного этапа// Сантехника. Отопление. Конденционирование. 2006. № 4. С. 13.

24. Богданов А.Б. Анализ показателей теплофикационной турбины по относительным приростам топлива на тепло // Новости теплоснабжения. 2009. №5. С.30-37.

25. Габараев Б.А., Кузнецов Ю.Н., Роменков A.A. Атомная теплофикация -перспективы и решения // Атомная энергия. 2007. Т.103. Вып.1. С.36-40.,

26. Курский A.C., Калыгин В.В., Протопопов Д.П. и др. Указ. соч. С.44-45.

27. Макаров A.A., Веселов Ф.В., Волкова Е.А. и др. Методические основы разработки перспектив развития электроэнергетики. М.: Московская типография, 2007. №6. С.24.

28. Асмолов В.Г., Зродников А.В, Солонин М.И. Инновационное развитие ядерной энергетики России // Атомная энергия. 2007. Т.103. Вып.З. С.25.

29. Кузнецов Ю.Н., Митяев Ю.И., Глазков О.М. и др. Технический проект реакторной установки ВК-300 // Годовой отчет НИКИЭТ 2004г. под редакцией Адамова O.E. Изд. ГУЛ М., 2005. С. 25-26.34. Там же. С.26-28.

30. Крамер Э.У. Ядерные реакторы с кипящей водой. М: Изд-во иностр. литры, 1960. С.5.

31. J.Yamashita, A. Nishimura, T. Mochida, O.Yokomizo. A newboiling water reactor core concept for a next-generation light water reactor. Nuclear Technol. 1991, V.96. P. 11-19.

32. Конструкция реактора ESBWR может быть окончательно сертифицирована осенью 2011 года. URL: http://www.nuclear.ru/news/press/nuclearenergy/2118189 (дата обращения 28.10:2010).

33. Development of Medium-size ABWR Aiming at Diversification and Amount Gontrol of Plant Investment / Hitachi Review, 2004. V.53, №3. P.10.

34. Ещеркин B.M., Туртаев Н.П., Шмелев B.E. и др. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 для проектирования,АТЭЦ с корпусными кипящими реакторами // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов: 2005. №1. С.46-57.

35. Махин В.М., Семидоцкий И.И., Шмелев В.Е. и др. Разработка базы данных экспериментальных режимов исследовательского реактора ВК-50 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. 2005. №1. С.63-68.

36. Андрюшин И.А., Чернышёв А.К., Юдин Ю.А. Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР. Саров, 2003. С.354.

37. Ещеркин В.М., Туртаев Н.П., Шмелев В.Е. и др. Указ. соч. С.44-45.

38. Konyashov V.V., Krasnov А.М. Radioactive Fission Product Release from Defective Light Water Reactor Fuel Eléments // J. Nucl. Techn. 2002. V.138. №1. P.l-16.

39. Курский A.C., Ещеркин B.M., Шмелёв В.Е. и др. Указ. соч. С. 55-61.

40. Крамер Э.У. Указ. соч. 509с.

41. Коняшов В.В., Краснов A.M. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 с негерметичными твэлами // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. 2000. Вып.З. С.47-60.

42. Коняшов В.В., Краснов A.M. Исследование выхода радиоактивных продуктов деления из негерметичных твэлов // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. 1996. Вып. З.С. 83-91.

43. Краснов A.M., Коняшов В.В., Гордецкий К.А. Методика расчета выхода радиоактивных продуктов деления из негерметичных твэлов водоохлаждаемого реактора// Сб. трудов ГНЦРФ НИИАР. Димитровград. 2000. Вып. 3. С.61 81.

44. Пат.2297680 Рос. Федерация.

45. Курский A.C., Ещеркин В.М., Калыгин В.В. и др. Опыт эксплуатации системы очистки выбросов от газообразных продуктов деления на реакторной установке ВК-50 с корпусным кипящим реактором // Ядерная и радиационная безопасность. 2011. Вып.2 (60). С.3-9.

46. Якшин Е.К., Чечёткин Ю.В., Чухлов Г.З. и др. Опыт эксплуатации адсорбционной системы очистки газовых отходов УПАК-0 на АЭС ВК-50 // Атомные электрические станции. 1977. Вып.1. С. 121-128.

47. Бордачев В.Г., Василищук A.B., Коняшов В.В. и др. Распределение радиоактивных продуктов деления в контуре АЭС ВК-50 при работе с герметичными.твэлами. Препринт НИИАР-25 (671). М.: ЦНИИатоминформ, 1985. 23с.

48. Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И. и др. Анализ эффективности йодных угольных адсорберов в системах спецвентиляции АЭС с РБМК-1000 // Атомная энергия. 1997. Т.83. Вып.1. С. 44.

49. Курский A.C., Ещеркин В.М., Летницкий Ю.А. и др. Указ. соч. С. 38-39.

50. Курский А.С., Калыгин В.В., Протопопов Д.П. и др. Указ. соч. С.41-42.

51. Болдырев В.М. Указ. соч. С.2.

52. Альянс «Hitachi» GE выбран стратегическим инвестором проекта АЭС в Литве. URL: http://www.nuclear.ru/news/press/nuclearenergy/2121732 (дата' обращения 14.07.2011).

53. Н. Tamai, М. Kureta, Н. Yoshida and Н. Akimoto. Pressure Drop Characteristics in Tight-Lattice Bundles for Redused-Moderation Water Reactors. JSME International Journal, Series B. Vol. 47. No. 2, P. 293-298 (2004).

54. T. Okubo. Status of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) Project. Research Group for Advanced Reactor System Department of Nuclear Energy System. October 24, 2002.

55. T.Okubo, T.Iwamura, R. Takeda et al. Design study on reduced-moderation water reactor (RMWR) core for plutonium multiple recycling. Proc. GENES4/ANP 2003, Kyoto, Japan, Sep. 15-19. N 1145.

56. Агеев А.Г., Карасев В.Б., Серов. И.Т.и др. Сепарационные устройства АЭС. М.: Энергоиздат, 1982. С.8.92. Там же. С.9.

57. Федулин В.Н., Бартоломей Г.Г., Солодкий В.А. и др. Особенности распределения фаз в тяговом участке корпусного кипящего реактора // Атомная энергия. 1984. Т. 57. Вып. 6. С.385—388:

58. Садулин В.П. Обоснование применения турбинно-нейтронных расходомеров в корпусном кипящем реакторе с естественной циркуляцией-теплоносителя в активной зоне // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2008. N 4. С. 57-64.

59. Гаврилин А.И., Горбуров В.И., Федулин В.Н. и др. Методика теплогидравлического расчета опускного участка контура естественной циркуляции корпусного кипящего реактора. Препринт НИИАР-33 (441). Димитровград, 1980. С. 15.

60. Антонов С.Н., Махин В.М., Семидоцкий И.И. и др. Разработка базы данных экспериментальных режимов исследовательского реактора ВК-50 //ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 2005.Вып.1. С.68.

61. Федякин P.E., Шмелев В.Е., Федулин В.Н. и др. Нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики кипящего реактора ВК-50 с расширенной активной зоной. Препринт НИИАР-34 (599). Димитровград, 1983. 15с.

62. Курский A.C., Семидоцкий И.И., Святкина H.A. Указ. соч. С.24-33.

63. Курский A.C. Указ. соч. С.28.

64. Федулин В.Н. Указ. соч. С.143-144.

65. A.c. 1127445 СССР МПК 21 С 1/00. Ядерный кипящий реактор / Шмелев В.Е., Федулин В.Н. // Бюл., 2001. № 34

66. A.c. 1003675 СССР МПК 21 С 1/00. Ядерные реакторы / Шмелев В.Е., Федулин В.Н., Сидоренко Г.И. и др. // Бюл., 2001. № 34

67. Пат.89751 Рос. Федерация С.2.

68. Агеев А.Г., Карасев В.Б., Серов И.Т. и др. Указ. соч. С. 10.

69. Курский A.C. Указ. соч. С.48.

70. Лоренцини П., Рейс X. Указ. соч. С. 31-32.

71. Курский A.C., Калыгин В.В., Протопопов Д.П. Указ. соч. С.42-43.

72. Чечеткин Ю.В., Якшин* Е.К., Ещеркин В.М. Очистка радиоактивных отходов АЭС. М.: Атомэнергоиздат, 1986. С.25-26.

73. Семидоцкий И.И., Туртаев Н.П., Шмелев В.Е. Разработка и совершенствование систем безопасности исследовательского реактора ВК-50 // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 2005.Вып.1. С.26.1«

74. Семидоцкий И.И. Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Димитровград, 2007. С. 113-115.

75. Ганчев Б.Г., Калишевский JI.JL, Демешев P.C. и др. Ядерные энергетические установки / Под общей ред. Н.А.Доллежаля. М.: Энергоатомиздат, 1984. С.182.

76. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы М.: Энергоатомиздат, 1984. С.153.