Обоснование энергетических и теплофизических характеристик реактора СМ при модернизации активной зоны тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.14, кандидат физико-математических наук Чертков, Юрий Борисович

• Чертков, Юрий Борисович
• кандидат физико-математических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Чертков, Юрий Борисович

ВВЕДЕНИЕ.

1 МЕТОДИКА ПРОВЕДЕНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА РЕАКТОРА СМ.

1.1 Особенности конструкции и нейтронно-физические параметры реактора СМ.

1.2 Концепция модернизации активной зоны реактора СМ-3.

1.3 Программно-методическое обеспечение расчетов.

1.4 Тестирование расчетной модели активной зоны реактора СМ-3.

2 РАСЧЕТНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ-3.

2.1 Характеристики штатной активной зоны реактора СМ.

2.1.1 Реактивностные параметры.

2.1.2 Распределение энерговыделения по высоте активной зоны.

2.1.3 Распределение энерговыделения по активной зоне.

2.1.4 Зависимость плотности теплового потока с поверхности твэлов от положения регуляторов СУЗ.

2.1.5 Анализ тепловых нагрузок на твэлы в штатной активной зоне.

2.1.6 Эффективность РО СУЗ и баланс реактивности.

2.2 Характеристики модернизированной активной зоны реактора СМ.

2.2.1 Конструкция модернизированной активной зоны и ТВС.

2.2.2 Распределение эн'ерговыделения в модернизированной активной зоне

2.3 Сравнение характеристик модернизированной и штатной активных зонбО

2.4 Выводы.

3 ИССЛЕДОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ КАНАЛОВ.1.

4 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ 235U.

4.1 Расчетно - экспериментальные исследования режима облучения штатной (№ 100132) и опытной ТВС (№10125089).

4.2 Петлевые испытания модельных ТВС.

4.3 Реакторные испытания полномасштабных ТВС.

4.3 Выводы.

5. ПЕРЕВОД РЕАКТОРА НА МОДИФИЦИРОВАННЫЕ ТВС.

5.1 Расчетное обоснование процесса перехода к модернизированной активной зоне в процессе штатных перегрузок.

5.2 Расчетное сопровождение работы реактора при переходе на модифицированные ТВС с повышенным содержанием урана.

5.3 Эффективность регулирующих органов модернизированной активной зоны.

5.4 Характеристики вариантов компоновок активной зоны в рамках первого этапа модернизации.

5.5 Технико — экономические показатели модернизированной активной зоны.1.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование энергетических и теплофизических характеристик реактора СМ при модернизации активной зоны»

На сегодняшний день наличие тепловыделения в исследовательских реакторах является по существу платой за генерацию нейтронов. Как правило, мощность исследовательских реакторов не превышает сотни мегаватт. Практически единственным исключением был пуск в 1965 г. в Саван-на-Ривере (США) исследовательского реактора мощностью более 700 МВт. Однако таких мощных реакторов не только больше не строят, но даже и не проектируют [1, 2, 3].

Плотность потока нейтронов в наиболее совершенных высокопоточных исследовательских реакторах достигает 5-1015 см"2с"\ Но уже давно активно обсуждается возможность и целесообразность форсирования характеристик таких реакторов с целью увеличения плотности потока нейтронов [4, 5]. Речь идет о достижении значения 1016 см"2с1 и более [6 -10]. Так как плотность потока нейтронов пропорциональна мощности, то можно просто повысить мощность реактора или плотность энерговыделения в его активной зоне.

Но тут возникает главная техническая трудность - возможность охлаждения активной зоны при повышении плотности энерговыделения. Для этого предложен ряд идей с разной степенью проработанности, в принципе обеспечивающих достижение цели [11-13]. В этих условиях решающими становятся временной и экономический факторы, поскольку проработка каждой из предложенных идей требует проведения определённого объёма НИОКР в обоснование проекта. Сооружение реактора с такой плотностью потока нейтронов с учётом необходимости его оснащения современными исследовательскими инструментами по оценкам будет значительно более дорогостоящим даже по сравнению со стоимостью создания наиболее высокопоточных из действующих сейчас исследовательских реакторов. Поэтому более разумным представляется поэтапное форсирование характеристик работающих высокопоточных установок за счёт их модернизации.

Реактор СМ является наиболее подходящим из отечественных высокопоточных реакторов для решения этой задачи. Плотность потока быстрых нейтронов в экспериментальных каналах его активной зоны ~2 • 1015 см"2 с"1 и жесткий нейтронный спектр обеспечивают скорость повреждения материалов на основе железа, характерную для реактора на быстрых нейтронах БОР-бО (~15 сна/год). Но при этом в существующей активной зоне не обеспечиваются контроль и регулирование условий испытаний.

Водо-водяной корпусной высокопоточный исследовательский реактор СМ является реактором на промежуточных нейтронах и относится к классу исследовательских реакторов с нейтронной ловушкой - полостью в центре активной зоны для размещения облучаемых мишеней, состоящей из бериллия и воды, которые являются эффективными замедлителями нейтронов [14, 15].

Проведенная в 1993 году реконструкция реактора СМ была направлена, в основном, на приведение в соответствие с современными требованиями по безопасности всех инженерно - технических систем установки, на замену корпуса, несущего давление, и некоторых других конструктивных элементов и не касалась физико-технических характеристик активной зоны [16].

В отличие от реактора HFIR [1, 5], сооруженного в США несколькими годами позже, реактор1 СМ обладает рядом преимуществ, самое важное из которых - возможность облучения материалов внутри активной зоны, где имеет место высокая плотность потока быстрых нейтронов. Для облучения образцов в активной зоне в части ТВ С предусмотрены каналы, образованные извлечением нескольких твэлов. В них облучаются ампулы для накопления некоторых радионуклидов, которые по тем или иным причинам выгоднее получать в таких условиях, а также образцы конструкционных материалов для ядерных и термоядерных реакторов. Скорость накопления повреждений в облучаемых образцах сравнима с таковой для образцов, облучаемых в реакторах на быстрых нейтронах. Однако, в реакторах на быстрых нейтронах из-за высокой температуры теплоносителя невозможно облучать образцы при температуре 270-300°С, что необходимо при исследованиях, например сталей для корпусов и внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР и PWR, или сплавов для некоторых конструктивных элементов термоядерных реакторов. Так как в активной зоне реактора СМ, наряду с нейтронами высокой энергии, присутствуют также нейтроны с меньшими энергиями, вплоть до тепловой, то при облучении образцов в активной зоне СМ, помимо накопления повреждающей дозы, накапливаются ядра - трансмутанты, образующиеся при захватах медленных нейтронов. Этот процесс крайне важен, так как во многих реальных случаях используемый материал работает именно в таких условиях. Реальные свойства материалов зависят не только от повреждающей дозы, но и от концентрации образующихся трансмутантов. Поэтому при испытаниях материалов необходимо регулировать энергетический спектр нейтронов на образцах, чтобы получать заданные соотношения между повреждающей дозой и концентрациями трансмутантов. Регулировать необходимо и температуру облучения. Имеющиеся в ТВ С в настоящее время каналы облучения не позволяют делать это из-за малого диаметра. Таким образом, возникает необходимость увеличения числа экспериментальных каналов в активной зоне и их диаметров.

Концепция модернизации активной зоны реактора СМ была предложена в 2000 году [17]. Она была рассмотрена на НТС № 1 Минатома России, одобрена руководством Министерства и предложена к реализации приказом №306 от 21.06.02г.

Цель модернизации активной зоны реактора СМ [18, 19], проведенной в 2002-2005 годы, заключалась в создании новых возможностей для материаловедческих облучений. Задача исследования свойств материалов после высокодозной экспозиции в нейтронном поле с большой долей высокоэнергетической компоненты возникла из-за необходимости обосновать возможность продления ресурса действующих энергоблоков АЭС до 60 лет и больше. Такие облучения вызываются также необходимостью разработки новых материалов для реакторов деления на быстрых нейтронах и реакторов синтеза. Кроме основного требования к облучательным объемам исследовательского реактора обеспечить высокую (>20сна/год) скорость повреждения материалов необходимо, чтобы в этих объемах можно было размещать устройства для контроля и регулирования условий испытаний, а также обеспечивать нужный водно-химический режим.

Модернизация основывается на разработке нового типа твэлов, которые должны обладать меньшим вредным поглощением нейтронов при сохранении (или не сильным ухудшении) своих теплофизических и эксплуатационных характеристик [20, 21, 22]. Предварительные проработки показали, что создание таких твэлов сопряжено с большими трудностями, на преодоление которых потребуется значительное время и существенные затраты. Поэтому было принято решение, не прекращая работ по созданию твэлов нового типа (совместно с ВНИИНМ), изучить возможность провести модернизацию активной зоны с использованием твэлов штатной конструкции, но с повышенным содержанием в них 235U. В этом случае модернизация будет сводиться только к установке новых каналов облучения и к постепенной замене штатных ТВС на ТВС с твэлами, содержащими большее количество урана. Предусмотрена также замена материала чехлов ТВС из стали ЭИ-847 на циркониевый сплав Э-110.

Компоновка, материальный состав и характеристики активной зоны реактора СМ были изменены таким образом, чтобы в ней можно было разместить в несколько' раз больше облучательных каналов гораздо большего диаметра, часть из которых была бы обеспечена средствами контроля и регулирования.

Как следует из1 предварительных результатов расчетов для этого необходимо проведение мероприятий по компенсации потерь реактивности связанных с вытеснением части топлива за счет размещения ЭК в активной зоне [18, 19, 20]. Способы для повышения запаса реактивности известны [2, 3,

12]: уменьшение непродуктивного («вредного») поглощения нейтронов в активной зоне и/или увеличение массы урана в ней.

При разработке твэла, обеспечивающего работоспособность топлива при плотности теплового потока с поверхности твэла до 15 МВт/м2 и выше, необходимо применение меди в качестве материала матрицы твэла реактора СМ и нержавеющей стали в качестве материала его оболочки [21, 23]. Положительный опыт эксплуатации реактора СМ при сверхвысоких параметрах доказал правильность выбора компонентов твэла. Задача создания нового твэла с применением слабо поглощающих нейтроны материалов [21, 23, 25], способного работать при таких нагрузках, является сложной, потребует много времени и значительных затрат. Для решения этой задачи необходимо одновременно уменьшить максимальную плотность теплового потока с поверхности твэлов выравниванием распределения энерговыделения в активной зоне.

Увеличить загрузку урана в активной зоне можно повышением его концентрации в существующей топливной композиции. Такой подход является очевидным, однако он не повышает эффективности использования нейтронов для цепной реакции из-за использования конструкционных материалов с высоким1 сечением захвата. Вместе с тем этот подход можно принять, по крайней мере, как временный этап, предшествующий завершению работ по созданию нового твэла для высокопоточного реактора. В настоящей работе приведены результаты исследования дифференциальных и интегральных характеристик модернизированной активной зоны реактора СМ на основе штатных твэлов с повышенным содержанием 235U и их анализ.

Ранее были разработаны [23] и испытаны [24, 25, 26] твэлы типа СМ, имеющие загрузку по U вместо 5 г на твэл 6 г на твэл. На первом этапе модернизации решили ориентироваться на эти твэлы, тем более что они были успешно испытаны в реакторе СМ в виде двух штатных ТВС, скомплектованных из I твэлов с содержанием 6 г U. На втором этапе модернизации активной зоны предполагается использовать твэлы не с медной матрицей, а на основе других материалов с малым «вредным» поглощением [27, 28].

Цель исследований — Расчетно-экспериментальное изучение теплофизических и нейтронно-физических эффектов вызванных модернизацией реактора СМ, определение теплофизических условий работы активной зоны.

Для достижения этой цели автор решал следующие задачи:

- разработка расчетно-методического обеспечения и его тестирование;

- проведение расчетных исследований существующей и поисковых исследований характеристик модернизированной активных зон реактора СМ;

- расчетное обоснование характеристик экспериментальных каналов в условиях модернизированной активной зоны;

- обоснование режимов, безопасности и расчетное сопровождение реакторных испытаний опытных тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) для модернизированной активной зоны;

- предтестовое обоснование и расчетное сопровождение процесса перевода активной зоны реактора СМ-3 на модифицированные ТВС и твэлы с повышенной загрузкой по урану.

Объект исследования. Объектом исследования является существовавшая активная зона реактора СМ-3, работающая на твэлах крестообразной формы с медной матрицей сердечников и содержанием урана-235 в них 5 г.

Решение поставленных задач позволило получить ряд теоретических и экспериментальных результатов, определяющих научную новизну работы:

- впервые создана полномасштабная гетерогенная (потвэльная) расчетная модель реактора СМ на основе прецизионной программы MCU и расчетная методика для оценки теплофизических параметров работы твэлов;

- получены, систематизированы и проанализированы теплофизические и нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора СМ;

- установлены и систематизированы закономерности формирования поля тепловыделения по объему активной зоны при частичных перегрузках топлива и при движении органов регулирования;

- обоснованы предложенные технические решения по увеличению экспериментальных объемов в массиве активной зоны, получены и исследованы ее характеристики в новой компоновке;

- проведено обоснование работоспособности и эксплуатационной надежности опытных твэлов и ТВС в новых условиях модернизированной активной зоны;

- обоснован алгоритм и проведено расчетное сопровождение перевода реактора на модернизированное топливо с использованием процедуры штатных перегрузок топлива без применения каких-либо дополнительных мер.

Практическая значимость работы:

- впервые создана полномасштабная расчетная модель реактора СМ на базе прецизионной программы MCU и методика потвэльных расчетов теплофизических и нейтронно-физических параметров, применение которых' позволило отказаться от гомогенизации, излишнего консерватизма при проведении расчетов, повысило достоверность получаемых результатов; I

- результаты работы явились основой и вошли в состав технического I проекта активной зоны реактора, а также реализованы в техническом проекте ТВС, твэла, регламенте и эксплуатационной документации реактора;

- реализация обоснованных в диссертации решений позволила улучшить технико-экономические характеристики активной зоны реактора (выгорание выгружаемого топлива увеличилось в среднем с -31,4 % до 36,4 %, годовое потребление урана уменьшилось с 102,9 кг до 82,3 кг, годовой расход ТВС сократился с 101 шт. до 69 шт.).

- полученные результаты реализованы в техническом проекте активной зоны [55] и позволили осуществить в 2005 году модернизацию активной зоны реактора СМ.

На защиту выносятся:

- расчетная модель и методика гетерогенных (потвэльных) расчетов теплофизических и нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора СМ;

- закономерности изменения нейтронно-физических и теплофизических характеристик различных компоновок активной зоны реактора СМ при перемещении регулирующих органов;

- результаты расчетного моделирования облучения штатных и опытных ТВС, их сравнение с результатами материаловедческих исследований;

- теплофизические и нейтронно-физические характеристики реактора СМ при работе на ТВС 'с повышенным содержанием урана.

Заключение диссертации по теме «Теплофизика и теоретическая теплотехника», Чертков, Юрий Борисович

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ

1 Разработана и протестирована численная полномасштабная модель реактора СМ для расчета нейтронно- и теплофизических характеристик.

2 Разработано программно-методическое обеспечение для проведения расчетов реактора СМ, включающее в себя:

- программу и методику расчета коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения по ячейкам активной зоны, по сечениям всех ТВС, по высоте активной зоны;

- программу и методику расчета максимальных значений плотности потока тепла и минимальных значений коэффициентов запаса до кризиса теплообмена с поверхности твэлов во всех ячейках реактора.

3 С помощью полученной расчетной модели проведен системный анализ зависимости ' объемных распределений тепловыделения и характеризующих их коэффициентов неравномерности от положения регулирующих органов и компоновки активной зоны при перегрузках. Определено положение регуляторов в процессе регламентного их извлечения, при котором достигаются максимальные значения этих коэффициентов и максимальные значения плотности потока тепла с поверхности твэлов.

4 Проведено моделирование режимов облучения ТВС, которые прошли материаловедческие исследования, определены расчетные значения глубины выгорания топлива по сечению этих ТВС и по высоте их твэлов. Получены зависимости значений коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения (и выгорания) по сечению и высоте этих ТВС от средней глубины выгорания в них.

5 Проведены расчетные исследования и обоснованы характеристики реактора СМ с модернизированной активной зоной (компоновка из трех типов модифицированных ТВС, до двух петлевых каналов, повышенное содержание топлива в твэле).

6 Проведено предтестовое обоснование режимов и расчетное сопровождение реакторных испытаний опытных твэлов в составе двух модельных сборок в петлевом канале ВП-1 и трех опытных полномасштабных ТВС в активной зоне реактора СМ. По результатам испытаний проведено обоснование работоспособности опытных твэлов и ТВС в условиях модернизированной активной зоны.

7 Проведено обоснование сценария и осуществлено расчетное сопровождение перехода реактора СМ на новое топливо;

8 Получены нейтронно-физические характеристики реактора СМ при работе на ТВС с повышенным содержанием урана, проведено сравнение с эксплуатационными данными, получены технико-экономические показатели модернизированной активной зоны, доказаны преимущества работы реактора СМ с модернизированной активной зоной.

В результате модернизации реактора СМ достигнута возможность размещения в объеме его активной зоны экспериментальных петлевых и ампульных каналов большого диаметра. Суммарный объем экспериментальных каналов в ней с 0.9 л до 4.1 л.

В плане дальнейшей модернизации реактора СМ исследованы варианты его компоновки в «материаловедческом» [113] и «изотопном» [114] вариантах компоновки, в которых выполняется выравнивание распределения энерговыделения по сечению активной зоны с помощью стержней с выгорающим поглотителем. Для этих вариантов выбрана конструкция стержней с выгорающим поглотителем, выбран гадолиний как единственный материал для выгорающего поглотителя (и материальный состав стержней), предложен вариант изменения конструкции штатных ТВС для оптимального размещения этих стержней, рассмотрены характеристики реактора СМ в этих вариантах компоновки.'

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Чертков, Юрий Борисович, 2009 год

1. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1985. - 280с.

2. Белл Д., Глестон С. Теория ядерных реакторов. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1974.

3. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002 - 464с.

4. Nuclear Thechnology Review- Update 2005. IAEA. GC(49)/INf/3. 11 My 2005.

5. Powell J.R., Takahashi H., Horn F.L. High Flux Research Reactors Based on Particulare Fuel // Nucl. Instrum. And Meth. In Phys. Res., 1986. A249. P.66-76.

6. Olson A.P. Very High-Flux Research Reactor Concepts// Nucl. Instrum. And Meth. In Phys. Res., 1986. A249. P.77-90.

7. Primm III P.T. Reactor Physics Studies of Various Advanced Neutron Source Reactor Core Configurations // Trans. Am. Nucl. Soc., 1989. V.59. P.346.

8. Kelber C.N., Spinrad B.I. and Templin L.J. Advanced High-Flux Reserch Reactor Technology// Trans. Am. Nucl. Soc., 1962. V.5, № 2, P.425.

9. Dalle Donne M., Kallfelz J. and Kuchle M. Some Acpects of the Feasibility of a 1016 Flux Reactor// Report KFK.-579. FRY: Karlsruhe, 1967 P. 34.

10. Boning K., Von der Hardt P. Physics and Safety of Advanced Reserch Reactor//Nucl. Instrum. And Meth in Phys. Res., 1987. A260. № 1. P.239-246.

11. Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер. с англ. / Ф.Ран и др. // Под ред. В.А.Легасова.'-М.: Энергоатомиздат, 1989.

12. Конструирование ядерных реакторов: Учебное пособие для вузов/ И.Я.Емельянов, В.И.Михан, В.И.Солонин. // Под общ. ред. акад. Н.А.Доллежаля. — М.: Энергоатомиздат, 1982.

13. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности / Под научн. ред. проф. В.А. Цыканова. Отчет ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» Димитровград, 1991.

14. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов1 в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973.

15. Обоснование безопасности условий работы ТВС РУ СМ-3 при мощности реактора 100 МВт: отчет о НИР / «ГНЦ РФ НИИАР». -Димитровград, 1995. -Инв. № 0-4396.

16. Концепция модернизации активной зоны реактора СМ для улучшения его экспериментальных возможностей: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А. Димитровград, 2000. -Инв. № 0-4940.

17. Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А., Пименов В.В., Чертков Ю.Б. Модернизация активной зоны реактора СМ для решения задач материаловедения // Атомная энергия. Вып. 3. Т.93. 2003 - С. 167.

18. Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. Концепция модернизации активной зоны СМ // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2004 году. 2004, с.15-18.

19. Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. и др. Микротвэлы ВГТР в высокопоточных водоохлаждаемых исследовательских реакторах // Доклад на конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке». 21.06.2006., Москва, НИКИЭТ.

20. Цыканов В.А., Клинов А.В. О возможностях повышения плотности нейтронного потока В' исследовательских ядерных реакторах // Сб. докл. Юбилейной международной научно-техн. конф. «Опыт конструированияядерных реакторов». М.: НИКИЭТ, 2002, с.74 81.

21. Бурукин В.П., Клинов А.В., Старков В.А., Цыканов В.А. Результаты исследований в обоснование работоспособности ураноемкого твэла реактора СМ // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Вып.З. 2003 - С.35-45.

22. Результаты испытаний и исследований твэлов типа СМ с повышенным содержанием урана: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Бурукин В.П., Клинов А.В. Димитровград, 2002. - - Инв. № 0-5107.

23. Klinov A.V., Kuprienko V.A., Lebedev V.A. et al / Study of fuel element characteristics of SM and SMP (SM PRIMA) fuel assemblies // Proc. of the 3-rd International Topical Meeting: Research Reactor Fuel Management (RRFM'99). Brugqe, Belgium, 1999.

24. Установка реакторная. Пояснительная записка. ПРИМА 00.00.000 ПЗ / ФГУП «НИКИЭТ». Москва, 1988.

25. Обоснование выбора загрузки урана в твэл с малым вредным поглощением для модернизированной активной зоны СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Цыканов В.А., Старков В.А., Чертков Ю.Б. -Димитровград, 2004. Инв. № 5553.

26. Некоторые итоги и задачи исследований по модернизации активной зоны реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. Димитровград, 2003. - 29с. -Инв.№ 0-5489.

27. Центральная зона СМ-3. Физические и теплогидравлические характеристики. 1Л.3445.000.00.ПЭ: пояснительная записка / «ГНЦ РФ НИИАР». Димитровград, 1992.

28. Реакторная установка СМ-3: отчет по обоснованию безопасности / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Цыканов В.А. и др. Димитровград, 1999. - 811с. - Инв.№ 0-4876.

29. Уточнение тепловых нагрузок в активной зоне реактора СМ-2: отчет о НИР / «ГНЦ РФ НИИАР». Димитровград, 1975. - Инв. № Б-2403.

30. Исследование нейтронно-физических характеристик каналовоблучения реактора СМ-2: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Залетных Б.А., Поляков Ю.Н., Пименов В.В. Димитровград, 1981. -Инв.№ 0-2086.

31. Результаты испытаний и исследований твэлов типа СМ с повышенным содержанием урана: отчет о НИР / «ГНЦ РФ НИИАР»; Бурукин В.П., Клинов А.В. Димитровград,2002. - Инв. № 0-5249.

32. Обоснование работоспособности и анализ безопасности эксплуатации ТВС СМ-ПРИМА в реакторе МИР.М2: отчет о НИР / «ГНЦ РФ НИИАР». -Димитровград, 1997. Инв. № 0-4686.

33. TIGR-SM. Программа нейтронно-физического расчета активной зоны реактора СМ: отчет о верификации и обосновании ПС / ИПИТ (МИФИ); Алферов В.П., Щуровская М.В., Чертков Ю.Б. М:. 2002. - 145с. - Инв. № 0-22-02/2. 1

34. Проведение пробной эксплуатации и разработка версии программного комплекса TIGR-SM для реактора СМ: отчет о НИР / ИПИТ (МИФИ); Алферов В .П., Щуровская М.В. М:. 2002. - 225с. - Инв. № 0-21-04/9.

35. TIGR-SM. Программа нейтронно физического расчета активной зоны реактора СМ: отчет о НИР / ИПИТ (МИФИ); Алферов В.П., Щуровская М.В. -М:. 2002. - 125с. - Инв. № 0-22-02/2.

36. Хромов В.В., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. Решение уравнения переноса нейтронов в средах с ячеечными структурами методом объемных и поверхностных балансов // ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 4. 1988.

37. Lawrence R.D. Progress in nodal methods for the solution of the neutron diffusion and transport equations. Progress in nuclear energy, 1986, vol.17 No3, p.271-301.

38. N. Belousov, S/ Bichkov, Y. Marchuk et al. The code GETERA for cell and polycell calculations. Models and capabilities. -Proceedings of the 1992 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, March 8-11, 1992, Charleston, SC, USA.-P.2-516-2-523.

39. Программа WIMS-D4: отчет о НИР / ФГУ «РНЦ КИ». Москва, 1979. -121с.-Инв. №35/90479.

40. Research reactor core conversion from the use of highly enriched uranium to the use of low enriched uranium fuels. IAEA-TECDOC-233, Vienna, 1980.

41. N.M. Green, J.L. Lucius,L.M. Petre et al. AMPX: A Modulal Code System for Generating Coupled Multigroup Neutron- Gamma Libraries from ENDF/B. ORNL/TM-3 706, March, 1976.

42. Программа MCU-RR с библиотекой ядерных констант DLC/MCUDAT-2/1: отчет о НИР / ФГУ «РНЦ КИ». Москва, 2000. - Инв. № 36/16-2000.

43. Программа MCU-RR. Описание применения и инструкция' для пользователя: отчет о НИР / ФГУ «РНЦ КИ»; Гомин Е.А., Гуревич М.И., Майоров JI.B. Москва, 2000. - 34с.

44. R.E. MacFarlane, D.W. Muir. The NJOY Nuclear Data Processing System. Version 91. LA-12740-M; Los Alamos National Laboratory, 1994.

45. Программа MCU-RFFI/A. Комплекс программ нейтронно-физических расчетов РНЦ КИ: отчет о НИР / ФГУ «РНЦ КИ». Москва, 1998. - Инв.32/1-14-298.

46. Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCUDAT-1.0. Аттестационный паспорт программного средства № 61, выдан НТЦ ЯРБ ГАН России 17.10.1996.

47. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки СМ-3: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Гремячкин В.А., Бурукин В.П., Малков А.П., Пименов В.В. и др. Димитровград, 1999. -Инв. №0-4876.

48. Реактор. Пояснительная записка. СМ.3.00.000 ПЗ 2 /• ФГУП «НИКИЭТ». Москва, 2005. - К.500.11.00.000ПЗ. - инв.№ ПЗ 26-02 (по архиву ФГУП «НИКИЭТ»).

49. Верификация прецизионных моделей реакторных систем с твэлами типа СМ: отчет о НИР / Малков А.П., Ванеев Ю.Е., Булычева JI.B. и др. -Димитровград, 1997. -Инв. № 0-4615.

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

51. Старков В.А., Чертков Ю.Б., Бестужева И.В., Чекалкин С.И. Усовершенствованная расчетная модель реактора СМ и результаты её тестирования // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Сборник трудов, 2003, вып.7, с. 17-19.

52. Расчетное моделирование облучения ТВС № 10125089 и № 100132 в реакторе СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Бестужева И.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. Димитровград, 2004. - 48с. - Инв. №0-5496.

53. Исследование нейтронно-физических параметров активной зоны реактора СМ при изменении положения регулирующих органов: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. -Димитровград, 2002. • - Инв. № 0-5271.

54. Старков В.А., Чертков Ю.Б., Бестужева И.В., Чекалкин С.И. Исследование нейтронно-физических параметров активной зоны реактора СМ при изменении положения регулирующих органов // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». вып.5, 2002, с.23-25.

55. Исследование распределения энерговыделения в активной зоне реактора СМ при перегрузках и в процессе кампании: отчет НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Старков В.А., Пименов В.В., Чертков Ю.Б. и др. -Димитровград, 2001. '- Инв. № 0-5203.

56. Малков А.П. Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов: Автореф. дис. канд. техн. наук. Нижний Новгород, 2003.

57. Экспериментальные исследования некоторых нейтронно-физических характеристик реактора СМ с сепаратором для размещения мишеней в нейтронной ловушке:' отчет о НИР / Краснов Ю.А., Кудояров P.P., Березовский В.Н. Димитровград, 2002. - - Инв. № 24-29/502.

58. Тестирование программы MCU по результатам экспериментального моделирования процесса перегрузки активной зоны реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ1 НИИАР»; Малков А.П., Пименов В.В., Краснов Ю.А. и др. Димитровград, 2001. — Инв. № 0-5122.

59. Разработка алгоритма расчета энерговыделения и выгорания топлива в ТВС активной зоны реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Малков А.П., Пименов В.В., Краснов Ю.А. Димитровград, 2000. -Инв. № 0-4997.

60. Краснов Ю.А., Малков А.П., Пименов В.В. Методический подход к определению выгорания топлива в реакторах СМ и РБТ // Материалы II семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2000». М: МИФИ, 2000, С.133-135.

61. Краснов Ю.А.; Малков А.П., Пименов В.В. Расчетноэкспериментальные исследования распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ. // Сборник трудов. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006, Вып. 1, С.3-22. кспериментальное.

62. Экспериментальное определение эффективности исполнительных органов СУЗ реактора СМ-3: методика выполнения измерений / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Димитровград, 1995. - Per. № 12-95 ЦСМ.

63. Определение запаса реактивности (подкритичности) активной зоны реакторной установки СМ-3: методика расчета / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». -Димитровград, 1995. Per. № 14 - 95 ЦСМ.

64. Ванеев Ю.Е. Короткое Р.И., Поляков Ю.Н. Методика расчета запаса реактивности реакторов со сложной гетерогенной структурой: Препринт НИИАР-25(478). Димитровград, 1981.

65. Результаты материаловедческих исследований твэлов высокопоточного исследовательского реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Цыканов В.А., Чечеткина З.И., Новоселов А.Е. и др. -Димитровград, 2004. 97с. - Инв. №0-5511.

66. Анализ распределений энерговыделения в активной зоне реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Бестужева И.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. и др. Димитровград, 2004. - - Инв. № 0-5508.

67. Исследование нейтронно-физических характеристик модернизируемой активной зоны реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Старков В.А., Пименов В.В., Чертков Ю.Б. Димитровград, 2000. - Инв. № 0-4975.

68. Обоснование характеристик модернизированной активной зоныреактора СМ (первый этап): отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б и др. -Димитровград, 2003.-56с. Инв. № 0-5422.

69. Старков В.А., Святкин М.Н., Чертков Ю.Б. и др. Зона активная: пояснительная записка К.500.11.00.000 ПЗ / ФГУП «НИКИЭТ», ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». М.: 2005.

70. Комплект конструкторской документации. ТВС по специкациям: 184.09.000 / ОАО «МСЗ». Инв. № 36183 (по архиву ОАО «МСЗ»).

71. Комплект конструкторской документации. ТВС по специкациям: 184.10.000 / ОАО «МСЗ». Инв. №36188. (по архиву ОАО «МСЗ»).

72. Комплект конструкторской документации. ТВС по специкациям: 184.08.000 / ОАО «МСЗ». Инв. № 36185 (по архиву ОАО «МСЗ»).

73. Комплект конструкторской документации. Тепловыделяющий элемент по спецификации: 184.10.070 / ОАО «МСЗ». Инв. № 30588 (по архиву ОАО «МСЗ»).

74. Бестужева И.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. Исследование распределения энерговыделения в модернизированной активной зоне реактора СМ // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», вып.З, 2003, с.15-17. 1

75. Клинов А.В., Святкин М.Н., Старков В.А., Цыканов В.А., Чертков Ю.Б. Характеристики и экспериментальные возможности реактора СМ после модернизации активной зоны // Конференция «Исследовательские реакторы в 21 веке». 21.06.2006., Москва, НИКИЭТ.

76. Старков В.А., Цыканов В.А., Чертков Ю.Б. и др. Характеристики модернизированной активной зоны реактора СМ // Конференция

77. Исследовательские реакторы в 21 веке». 21.06.2006., Москва, НИКИЭТ.

78. Цыканов В.А., Клипов А.В., Старков В.А и др. Основные итоги.первого этапа модернизации активной зоны СМ // Атомная энергия. Вып. 2. Т. 102. -2007 С.86-92.

79. Старков В.А., Чертков Ю.Б., Бестужева И.В., Чекалкин С.И. Влияние выгорания топлива на распределение энерговыделения и продуктов деления в ТВС реактора СМ // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Сборник трудов, 2004, вып.4, с.35-44. 1

80. Старков В.А., Клинов А.В., Чертков Ю.Б., и др. Влияние выгорания топлива на распределение энерговыделения и продуктов деления в ТВС реактора СМ // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2003 году. 2003, с.22-23.

81. Определение плотности осколков (продуктов) деления в сердечнике облученного твэла: техническая справка // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Чертков Ю.Б. Димитровград, 2003. - Уч. № 14-15/561.

82. Реакторные испытания опытных ТВС с повышенной загрузкой урана в активной зоне реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. и др. Димитровград, 2004. - Инв. № 0-5595.

83. Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А., Чертков Ю.Б. и др. Реакторные испытания ТВС с повышенной загрузкой урана в активной зоне реактора СМ // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2004 году. 2004, с.20-23.

84. Результаты реакторных испытаний опытных тепловыделяющих сборок РУ СМ с повышенной загрузкой урана: технический отчет / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Малков А.П. и др. Димитровград, 2005. - Уч. №24-44/582.

85. Анализ режимов работы опытной ТВС с повышенным содержанием урана-235 в активной зоне реактора СМ: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Старков В.А.', Гатауллин Н.Г., Чертков Ю.Б. Димитровград, 2002. - Инв. №0-5329.

86. Исследование твэлов реактора СМ в обоснование модернизации активной зоны: отчет о НИР / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»; Дворецкий В.Г., Косвинцев Ю.Ю., Рабинович А.Д. и др. Димитровград, 2003. -Инв.№0-5420.

87. Цыканов В.А., Чечеткина З.И., Старков В.А., Чертков Ю.Б. и др.

88. Основные результаты исследований твэлов реактора СМ с повышенным содержанием урана // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Сборник трудов, 2005, вып.З, с.3-20.

89. Цыканов В.А., Чечеткина З.И., Старков В.А., Чертков Ю.Б. и др. Оценка работоспособности твэлов реактора СМ с увеличенным содержанием урана // Конференция «Исследовательские реакторы в 21 веке». 21.06.2006., Москва, НИКИЭТ.

90. Пименов В.В., Пименова О.В. Расчетные исследования удельного расхода топлива в реакторах СМ, РБТ-6, РБТ-10/2, МИР // ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Сборник трудов, 2004, вып.З, с.20-27.

91. Методика расчета тепловой мощности реактора СМ-3 по измеренным значениям теплотехнических параметров теплоносителя 1-гоконтура: методика расчета / ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Димитровград, 1994. - Per. № 8-94 ЦСМ.