Расчетно-экспериментальное обоснование характеристик и конструкции ампульного канала с естественной циркуляцией теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Осипова Татьяна Андреевна

• Осипова Татьяна Андреевна
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Осипова Татьяна Андреевна

Введение

Глава 1. Краткий обзор методов и средств экспериментального изучения свойств реакторных материалов

1.1 Задачи реакторного материаловедения

1.2 Задачи реакторного материаловедения, решаемые с помощью петлевых установок

1.3 Задачи реакторного материаловедения, решаемые с помощью ампульных устройств

1.3.1 Применение термических сопротивлений на пути теплового потока к теплоносителю

1.3.2 Использование подогревателей

1.3.3 Изменение коэффициента теплоотдачи теплоносителя

1.3.4 Применение различных способов регулирования температуры в одном устройстве

1.4 Сравнительный анализ петлевых и ампульных устройств

Выводы по главе

Глава 2. Ампульный канал с естественной циркуляцией теплоносителя для испытаний реакторных конструкционных материалов [44, 72]

2.1 Схема АК с ЕЦ, обеспечивающего регулирование температуры и контроль ВХР теплоносителя

2.2 Расчетная модель АК с ЕЦ с использованием кода RELAP5/MOD3

2.3 Требования к условиям испытаний в методическом эксперименте. Описание конструкции опытного АК, расчетных моделей, результаты расчета опытного АК и ОУ

2.3.1 Конструкция опытного ампульного канала с облучательным устройством

2.3.2 Расчетная модель для ОУ-1

2.3.2.1 Гидравлические структуры

2.3.2.2 Тепловые структуры

2.3.2.2.1 Моделирование теплопередачи излучением

2.3.3 Расчетная модель для ОУ-2

2.3.4 Результаты расчета ОУ-1

2.3.5 Результаты расчета ОУ-2

2.3.4 Анализ влияния неопределенностей на результаты расчета

2.3.4.1 Изменение мощности ОУ

2.3.4.2 Изменение температуры омывающего АК теплоносителя

2.3.4.3 Изменение теплопроводности газового слоя

Выводы по главе

Глава 3. Моделирование методического экспримента с опытным АК, тестирование моделей по экспериментальным данным [44]

3.1 Краткое описание методического эксперимента

3.2 Результаты эксперимента с ОУ-1 [1, 44]

3.3 Результаты эксперимента с ОУ-2 [1, 44]

3.4 Сравнение расчетных и экспериментальных данных

3.4.1 Сравнение характеристик при выводе РУ СМ-3 на мощность

3.4.1.1 Результаты тестирования для ОУ-1 в ячейке среднего ряда отражателя

3.4.1.2 Результаты тестирования для ОУ-2 в ячейке ближнего ряда отражателя

3.4.2 Сравнение характеристик при стационарном уровне мощности реактора

3.4.2.1 Результаты тестирования для ОУ-1 в ячейке среднего ряда отражателя

3.4.2.2 Результаты тестирования для ОУ-2 в ячейке ближнего ряда отражателя

Выводы по главе

Глава 4. Исследование достижимых температурных режимов в АК предложенной конструкции. Методический подход к выбору оптимальных схемных и компоновочных решений ОУ и АК [80, 81]

4.1 Влияние мощности энерговыделения, высоты контура циркуляции, термического сопротивления корпуса канала

4.1.1 Мощность энерговыделения 20 кВт

4.1.2 Мощность энерговыделения 30 кВт

4.1.3 Мощность энерговыделения 40 кВт

4.2 Влияние байпасного участка теплоотвода [81]

4.3 Влияние размеров разделителя потока

4.3.1 Результаты расчета для разделителя потока 034* 1 мм

4.3.2 Результаты расчета для разделителя потока 038* 1 мм

4.3.3 Результаты расчета для разделителя потока 042* 1 мм

4.4 Методический подход к оптимизации конструкции АК с ЕЦ

4.4.1 Возможные формулировки целевой функции (критерия оптимальности) и ограничений на изменение режимных параметров

4.4.2 Оптимизация конструкции АК с ЕЦ по критерию наименьшего подогрева теплоносителя на образцах

4.4.2.1 Исходные данные и допущения

4.4.2.2 Алгоритм теплогидравлического расчета ампульного канала с

естественной циркуляцией

Выводы по главе

Заключение

Список сокращений и условных обозначений

Литература

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-экспериментальное обоснование характеристик и конструкции ампульного канала с естественной циркуляцией теплоносителя»

Актуальность

Энергетической стратегией России на период до 2030 года и Концепцией социально-экономического развития РФ на период до 2020 года (раздел «Атомный энергопромышленный комплекс») в качестве основных задач атомной энергетики РФ отмечены продление срока эксплуатации энергоблоков, увеличение экспортного потенциала ядерных технологий России. Продление срока эксплуатации энергоблоков прямо связано с необходимостью разработки и создания новых конструкционных материалов. Создание новых радиационно- и коррозионностойких материалов имеет также исключительно важное значение для разработки новых проектов ядерных энергетических установок различного назначения. Решение этих задач требует проведения большого объема радиационных испытаний материалов в исследовательских реакторах.

Для создания требуемых условий облучения образцов материалов в реакторе обычно используют специализированные петлевые установки (ПУ), которые разрабатываются с учетом текучей среды (вода, газ, жидкие металлы, расплавы солей и т.д.), фазовых превращений (кипящий или некипящий теплоноситель), давления, температуры и расхода. Однако в силу высокой загруженности, сложности обслуживания оборудования ПУ, требующего длительной подготовки к эксперименту, которая связана с разработкой и изготовлением специальных средств технического оснащения (экспериментальных каналов (ЭК), облучательных устройств (ОУ)), и, наконец, высокой стоимости облучения с использованием ПУ, остро встает вопрос разработки инструмента, который позволял бы проводить массовые испытания образцов конструкционных материалов в контролируемых и управляемых условиях реакторного облучения без применения сложного, прежде всего насосного и теплообменного оборудования.

Таким образом, разработка конструкции и оптимизация характеристик ампульного канала (АК) с естественной циркуляцией (ЕЦ) теплоносителя,

позволяющего реализовать условия облучения с возможностью управления температурным режимом облучения образцов в широком диапазоне и контроля водно-химического режима (ВХР) теплоносителя, является важной и актуальной задачей.

Степень проработанности темы исследований

Разработана расчетная модель АК, проведено научно-техническое обоснование характеристик и конструкции ампульного канала для радиационных испытаний материалов с управлением температурным режимом облучения образцов в широком диапазоне и контролируемым ВХР. Предложенные в работе схемные решения реализованы в конструкции опытного ампульного канала. Проведено обоснование условий облучения в методическом эксперименте с опытным ампульным каналом, результаты которого подтвердили данные расчета и правильность заложенных схемных и конструктивных решений в конструкцию АК.

Цель диссертационной работы

Целью диссертационной работы является разработка технических и схемных решений в конструкции ампульного канала с естественной циркуляцией водного теплоносителя, предназначенного для облучения конструкционных реакторных материалов с возможностью регулирования температурных режимов облучения образцов в широком диапазоне (80^350) °С и контролируемым химическим составом теплоносителя, расчетно-экспериментальное обоснование его характеристик.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

1. Выполнен аналитический обзор методов, применяемых в мировой практике, и средств для экспериментального изучения свойств материалов под действием реакторного излучения.

2. Разработана расчетная модель ампульного канала с естественной циркуляцией теплоносителя для испытаний реакторных материалов, предложены и обоснованы расчетом технические и схемные решения конструктивного

исполнения АК и ОУ, обеспечивающие возможность контроля и регулирования изменения режимных параметров во время облучения.

3. Проведено обоснование условий облучения материалов в методическом эксперименте с опытным ампульным каналом. С использованием полученных экспериментальных данных проведено тестирование расчетной модели, подтвердившее обоснованность результатов расчета и правильность заложенных схемных решений в конструкции АК и ОУ.

4. Проведено исследование экспериментальных возможностей АК, определены достижимые температурные диапазоны регулируемых режимов облучения образцов, которые обеспечиваются выбором параметров схемных решений, заложенных в конструкцию АК. Предложен методический подход к оптимизации ампульных каналов, сформулированы критерии оптимизации и ограничения на конструктивные и режимные параметры. Проведена оптимизация конструкции ампульного канала по критерию наименьшей аксиальной неравномерности распределения температурного поля в образцах.

Научная новизна

Научная новизна работы заключается:

1) В разработке и обосновании комплекса предложенных технических и схемных решений в конструкции ампульного канала и облучательного устройства, которые позволяют проводить реакторные испытания материалов:

- с возможностью управления в широком диапазоне температурным режимом облучения образцов путем выбора значений регулирующих факторов: высоты основного контура циркуляции, производительности байпасного контура циркуляции, теплопроводности газового зазора корпуса канала;

- с возможностью контроля водно-химического режима теплоносителя с использованием системы пробоотбора.

2) В разработке методического подхода к оптимизации конструкции ОУ и АК по различным критериям оптимальности: наименьшей неравномерности распределения температурного поля в образцах, по максимальному количеству

одновременно испытываемых образцов путем выбора диаметра разделителя потока теплоносителя и компоновки образцов в обойме при ограничениях на значения конструктивных и режимных параметров.

Теоретическая и практическая значимость

Теоретическая значимость работы заключается в разработке расчетной модели АК, расчетных методик и алгоритмов, методического подхода к выбору конструктивных решений экспериментальных ампульных каналов с ЕЦ с использованием предложенных критериев оптимизации и ограничений на режимные и конструктивные параметры АК.

Практическая значимость работы заключается в том, что результаты работы использованы при разработке конструкторской документации на опытный ампульный канал, в проведении и получении результатов методического эксперимента, реализованы при проведении последующих испытаний конструкционных реакторных материалов в АК на реакторе СМ-3 [1].

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

- схемные решения по конструкции АК, сформулированные на основе анализа режимов реакторных испытаний материалов с использованием различных облучательных устройств, позволяющие значительно расширить экспериментальные возможности и область применения ампульных испытаний материалов;

- расчетная модель АК с ЕЦ, разработанная с использованием теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.2, предложенные и обоснованные расчетом технические и схемные решения конструктивного исполнения АК и ОУ, позволяющие регулировать режимы облучения во время испытаний образцов;

- результаты обоснования условий облучения образцов в методическом эксперименте с опытным ампульным каналом, результаты сравнительного анализа расчетных и экспериментальных данных, подтвердивших обоснованность применения разработанной расчетной модели и правильность заложенных решений в конструкции опытного АК;

- методический подход к выбору параметров экспериментального ампульного канала с использованием сформулированных критериев оптимальности и ограничений на режимные и конструктивные факторы при проведении поисковых оптимизационных исследований.

Обоснованность и достоверность полученных результатов

Правильность предложенных схемных и технических решений, реализованных в конструкции опытного ампульного канала, обоснована расчетом с использованием апробированного теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.2; подтверждена в методическом эксперименте при облучении образцов из жаропрочной стали в опытном АК и при проведении других испытаний на реакторе СМ-3 [1].

Личный вклад автора

Автором проведен обзор и анализ материалов по тематике работы, по результатам которых сформулированы цель и задачи работы. Предложены технические решения и гидравлическая схема АК, реализация которых позволила решить поставленные задачи.

Автором лично разработана расчетная модель ампульного канала с естественной циркуляцией теплоносителя с использованием кода RELAP5/MOD3.2., учитывающая влияние предложенных решений на теплогидравлические характеристики АК.

Автором лично проведено расчетное предтестовое исследование теплогидравлических характеристик опытного ампульного канала в зависимости от различных факторов (высоты контура циркуляции, термического сопротивления корпуса канала, мощности энерговыделения и др.) и обоснованы режимы облучения образцов.

Автор принимал непосредственное участие в обработке результатов методического эксперимента с опытным АК, им лично проведено тестирование расчетной модели с использованием полученных экспериментальных данных.

Автор принимал непосредственное участие в расширении области применения разработанной модели как средства оптимизации характеристик экспериментальных ампульных каналов, формулировке критериев оптимальности и разработке алгоритма оптимизации.

Непосредственное участие в подготовке и реализации реакторных испытаний принимали сотрудники лаборатории внутриреакторных испытаний АО «ГНЦ НИИАР» под руководством С.В. Середкина, а также группы по эксплуатации реактора под руководством главного инженера РУ СМ-3 С.А. Сазонтова.

Апробация работы

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на:

- 18-ой Международной телекоммуникационной конференции молодых ученых и студентов «Молодежь и наука» (НИЯУ МИФИ, г. Москва, 2014 г);

- 17-ой ежегодной Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам (ОКБ Гидропресс, г. Подольск, 2015 г.);

- конференции молодых специалистов «ИННОВАЦИИ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ» (АО НИКИЭТ, г. Москва, 25-26 ноября 2015 г.);

- 19-ой Международной телекоммуникационной конференции молодых ученых и студентов «Молодежь и наука» (НИЯУ МИФИ, г. Москва, 2015 г);

- Всероссийской молодежной конференции «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения» (АО ГНЦ НИИАР, г. Димитровград, 5-7 апреля 2016 г.).

Публикации

По результатам исследований при участии автора в научных изданиях опубликовано 12 работ, в том числе 4 статьи в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в перечне ВАК.

Структура и объем диссертационной работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка используемой литературы. Работа изложена на 153 страницах текста, включая 74 рисунка, 38 таблиц. Список литературы содержит 88 наименований.

ГЛАВА 1. КРАТКИЙ ОБЗОР МЕТОДОВ И СРЕДСТВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ИЗУЧЕНИЯ СВОЙСТВ РЕАКТОРНЫХ

МАТЕРИАЛОВ

1.1 Задачи реакторного материаловедения

К основным задачам реакторного материаловедения относятся исследования [2-4]:

• изменений различных характеристик материалов (механических свойств,

характеристик длительной прочности, распухания и т.д.) под воздействием реакторного излучения;

• влияния реакторного облучения на работоспособность конструкционных

и топливных материалов, на поведение отдельных узлов и конструктивных элементов твэлов и топливных сборок и других элементов реактора;

• на совместимость и коррозионное поведение конструкционных

материалов в различных средах (вода, газ, жидкие металлы, расплавленные соли и др.);

• по оценке локальных и поверхностных повреждений, механизма и

характера коррозионного воздействия в условиях эксплуатации;

• ресурса твэлов и ТВС;

• поведения материалов в аварийных и переходных режимах и др. Характерными условиями, которые должны быть обеспечены для решения

поставленных задач, являются [5-8]:

• Среда облучения (вода, газ, жидкие металлы, расплавы солей и др.).

• Температурный режим. Условно можно выделить температурные диапазоны:

• ниже 100 °С, характерные для водяных исследовательских реакторов;

• от 200 до 350 °С, характерные для энергетических водяных реакторов под давлением и кипящих реакторов;

• от 350 до 550 °С, характерные для быстрых реакторов;

• свыше 700 °С, характерные для газоохлаждаемых реакторов.

• Флюенс или повреждающая доза. Скорость набора флюенса (повреждающей дозы) зависит от значения плотности нейтронного потока и спектра нейтронов в облучательном устройстве (ОУ). В высокопоточных исследовательских реакторах (интегральная плотность нейтронов ~1015 см-2 с-1) и реакторах с жестким спектром нейтронов возможно проведение ускоренных испытаний материалов. При этом однако из-за более высокого энерговыделения, чем при облучении в реакторах с относительно невысокими плотностями нейтронного потока ~1013^1014 см-2 с-1 необходимы меры по соблюдению температурного режима облучения.

• Спектр нейтронов. Спектр нейтронов имеет самостоятельное значение при выборе условий облучения, поскольку влияет не только на скорость набора повреждающей дозы, но и на скорость трансмутации (вместе с величиной плотности потока тепловых нейтронов). В свою очередь концентрация ядер -трансмутантов существенно влияет на свойства материала.

Основным инструментом для решения задач реакторного материаловедения являются исследовательские реакторы (ИР), так как позволяют создавать условия проведения эксперимента, близкие к реальным условиям эксплуатации исследуемых материалов, а также моделировать аварийные и переходные режимы. Испытания в ИР, как правило, проводятся в петлевых установках или ампульных устройствах (АУ). В известных случаях испытания могут проводиться и в рабочих каналах исследовательских реакторов с охлаждением ОУ теплоносителем первого контура реактора [9-17].

В настоящее время используются два метода исследований [18]:

• постреакторный - свойства образцов после облучения в реакторе изучаются в «горячих» лабораториях;

• внутриреакторный - изучение свойств материалов осуществляется непосредственно под облучением.

При помощи постреакторного метода исследуются следующие характеристики материалов: изменение физико-механических свойств ядерного топлива под облучением (устойчивость кристаллической структуры, распухание); изменение физико-механических свойств конструкционных материалов, низкотемпературное охрупчивание, радиационное распухание и др. [19].

Внутриреакторный метод используется, если необходимо обеспечить не только требуемую температуру и нейтронный поток, но и воздействие на образцы механических нагрузок, термических напряжений и др. , т.е. воспроизвести реальные условия работы материала в реакторных условиях. С помощью данного метода изучаются процессы формирования структуры топливных композиций, длительная прочность и ползучесть материалов под облучением и т.д. [20].

Экспериментальные устройства, используемые для проведения испытаний постреакторным методом, просты по конструкции и позволяют облучать большее количество образцов в отличие от экспериментальных устройств, применяемых для внутриреакторных исследований.

По способу охлаждения образцов экспериментальные устройства разделяются на петлевые и ампульные.

1.2 Задачи реакторного материаловедения, решаемые с помощью петлевых установок

Петлевая установка - это независимый замкнутый встроенный в реактор контур, в котором циркулирует какой-либо теплоноситель с целью охлаждения образцов, расположенных в экспериментальном канале. В состав петли входят теплообменники, насосы, фильтры, компенсатор объема и т.д. В контуре петли реализуются необходимые условия, отличные от параметров первого контура реактора: температура и давление теплоносителя, химический состав среды, скорость циркуляции и др. Существуют петли с водным, газовым, жидкометаллическим теплоносителями и др.

Авторы работы [21] приводят следующую классификацию экспериментальных петлевых установок:

1. Установки малой мощности (-10^50 кВт) с малым расходом теплоносителя. Используются для исследования поведения конструкционных и топливных материалов или малых образцов твэлов под воздействием различных факторов (интегральной дозы нейтронного и у-излучений, спектра нейтронов, температурных режимов, механических напряжений). Создание в них температурных режимов осуществляется преимущественно при помощи внешних электрических или иных нагревателей.

2. Установки средней мощности (100^500 кВт). Применяются для испытаний отдельных твэлов или уменьшенных макетов ТВС с разными способами дистанционирования твэлов, для определения предельно допустимой глубины выгорания топлива, проверки в условиях будущих реакторов различных методов герметизации защитных оболочек (и в условиях форсирования мощности). В этих экспериментах изучаются тепловые и гидродинамические режимы работы первого контура, физико-химические процессы в теплоносителях, коррозия материалов, процессы выхода осколков деления из твэлов с негерметичными оболочками, проверяются системы контроля герметичности оболочек твэлов и др.

3. Петлевые установки большой мощности (1000^5000 кВт). Используются для ресурсных испытаний полномасштабных ТВС. В этих установках создаются условия и режимы работы первых контуров проектируемых реакторов; проводятся комплексные исследования по отработке конструкции и выбору материалов ТВС, систем дистанционирования твэлов в сборке, элементов конструкций активной зоны (рабочие каналы, ТВС). Главными задачами экспериментов, проводимых в этих установках, являются: исследование процессов теплоотдачи и кризисных явления для полномасштабных ТВС сложных конструкций, гидродинамическая устойчивость параллельных каналов и др.

В зависимости от типа реактора, условия работы которого воспроизводятся в эксперименте, петлевые установки можно классифицировать следующим образом [22-25]:

• петлевые установки, имитирующие условия эксплуатации кипящих реакторов;

• петлевые установки, имитирующие условия эксплуатации реакторов с водой под давлением;

• петлевые установки с водяным теплоносителем сверхкритических параметров;

• высокотемпературные петлевые установки с газовым теплоносителем;

• петлевые установки с жидкометаллическим теплоносителем и др.

В ПУ образцы для облучения размещаются в петлевых каналах. По конструкции петлевые каналы делятся на два вида: прямоточные и типа «трубок Фильда» [26]. В прямоточных каналах организуется движение теплоносителя в одном направлении, обычно сверху вниз, а в каналах типа «трубок Фильда» теплоноситель поступает во внутреннее пространство разделителя, снимая тепло с образцов, далее поднимается вверх по внешнему зазору между разделителем и корпусом канала. Использование прямоточных каналов усложняет как конструкцию реактора, так и процедуру установки и извлечения каналов из реактора. Но их применение имеет свои преимущества: при испытаниях твэлов одинаковых размеров несущая давление труба прямоточного канала имеет меньший диаметр и соответственно меньшую толщину стенки, чем обеспечивается меньший захват нейтронов теплоносителем и конструкционными материалами. Это особенно заметно, при работе с высоким давлением и при использовании каналов из материалов с высоким сечением поглощения нейтронов.

В зависимости от целей и конкретных задач эксперимента выбираются рабочие параметры петлевых установок (таблица 1.1) [21, 36, 39].

Таблица 1.1 - Рабочие параметры ПУ реакторов МИР.М1, СМ-3, LVR-15 и BR2

Реактор ПУ Среда облучения (водо-химический режим) Температура, °С Давление, МПа

ПВ-1, ПВ-2 Вода <350 <17

ПВК-1, ПВК-2 Вода, кипящая вода <350 <18

МИР.М1 (Россия) ПГ-1 Азот или смесь газов <550 <20

ПВП-1 Вода, кипящая вода, перегретый пар <500 <7

ПВП-2 Вода, кипящая вода, перегретый пар <500 <20

СМ-3 ВП-1 дистиллят 90 <4,9

(Россия) ВП-3 дистиллят 300 18,5

BWR-1 BWR 300 10

LVR-15 (Чехия) BWR-2 BWR 300 12

RVS-3 VVER/PWR 345 16,5

RVS-4 VVER 322 15,7

ZINC PWR 320 15,5

BR2 (Бельгия) CALLISTO PWR 300 15,5

Так, например, испытания полномасштабных (или макетных) ТВС и конструкционных материалов на РУ МИР.М1 [27, 28] проводятся в петлевых установках с различным теплоносителем (таблица 1.1).

В 2014 году в петлевой установке ПВ-1 проведены эксперименты с негерметичными рефабрикованными твэлами модернизированной конструкции, с целью получения экспериментальных данных для совершенствования расчётных кодов по прогнозированию радиационной обстановки в первом контуре реактора ВВЭР-1000 [29]. Проведён эксперимент, названный МИР^ОСА/72, в ходе которого в облучательном устройстве с рефабрикованным твэлом типа твэла реактора ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива воспроизведена динамика изменения параметров, характерных для второй и третьей стадий максимальной проектной аварии с потерей теплоносителя (LOCA) [30].

Для реакторов транспортных ядерных энергетических установок исследуются ТВС с модификациями перспективных тепловыделяющих элементов на основе

дисперсионных топливных композиций. С использованием облучательного устройства «Гирлянда» проводятся испытания экспериментальных твэлов на основе перспективного керметного топлива с оболочками из модифицированных циркониевых и хромоникелиевых сплавов.

В петлевой установке ПВ-2 проводились испытания экспериментальных твэлов с оболочками из усовершенствованных циркониевых сплавов в составе тепловыделяющей сборки с квадратными дистанционирующими решётками (ТВС-Квадрат) в условиях борно-литиевого водно-химического режима с прямым дозированием газообразного водорода в теплоноситель первого контура петлевой установки [31].

Также проведены эксперименты с моделированием скачкообразного изменения мощности полномасштабных твэлов реакторов ВВЭР-1000 [32]. Изменение мощности исследуемых твэлов осуществлялось путем увеличения мощности реактора.

В составе реактора СМ-3 эксплуатируются низкотемпературная петлевая установка ВП-1 и высокотемпературная ПУ ВП-3 [35]. ПУ ВП-1 предназначена для испытаний опытных тепловыделяющих элементов, облучения образцов конструкционных и поглощающих материалов, применяемых в ИР, а также для получения изотопной продукции; ПУ ВП-3 - для проведения исследований работоспособности тепловыделяющих элементов энергетических реакторов различных типов, изучения выхода продуктов деления из негерметичных твэлов и способов удаления их из первого контура, материаловедческих исследований конструкционных, поглощающих материалов. Для достижения требуемых температурных режимов при проведении испытаний в ПУ ВП-3 используется двухкорпусной канал с зазором, который может находиться под вакуумом или заполнен газом.

В ПУ ВП-1 в рамках работ по модернизации активной зоны реактора СМ проводились испытания нового твэла на основе конструкционных материалов с малым вредным поглощением (МВП твэлов) нейтронов по сравнению со штатным твэлом. Целью эксперимента являлось обоснование конструкции МВП

твэлов, работоспособных в режимах работы модернизированной активной зоны реактора СМ. Все экспериментальные ТВС с МВП твэлами сохранили свою работоспособность и герметичность при тепловых нагрузках и глубине выгорания, соответствующим условиям эксплуатации в модернизированной активной зоне реактора СМ [33, 34].

В 2013 году в высокотемпературной петлевой установке ВП-3 проводились испытания макетов усовершенствованных поглощающих элементов рабочих органов системы управления и защиты реактора ВВЭР с целью исследования их радиационной стойкости и выбора различных технологий сварных соединений [29].

В ПУ РУ LVR-15 [36] исследуются процессы коррозии конструкционных материалов, оболочек топливных элементов, проводятся испытания образцов трубок парогенераторов и т.д. Для создания высоких температур в контуре ПУ используется электрический нагреватель.

На ИР BR2 [37, 38, 39] для облучения реакторных материалов в условиях высоких потоков нейтронов при температуре ниже 350 °С (рисунок 1.1, 1.2) используется многоразовое облучательное устройство MISTRAL [40, 41].

канал с водой под

давлением 034/025

5 пластин! тонливных

вода под давлением

элементов

" ■ — ■ -vv .- /,>> ,■

нагревательныи

Канал 084 мм

5 пластин топливных элементов

теплоноситель / V : /

стержень

■' " i '1 Äx* - f / 'sss ■>

.■■■■.. канал с водой

■ . мини Шарпи

под давлением ^ЬОК v- 4x3x27 р

034/025 \ 4 3 27

V^^^v \

термопара

Рисунок 1.1 - Поперечное сечение облучательного устройства MISTRAL, установленного в канал ИР BR2 с 5-ю пластинами топливных

элементов

Обеспечение требуемых значений температуры достигается сочетанием нагрева от гамма-излучения, электронагрева и за счет изменения давления воды (действуя от температуры насыщения).

Рисунок 1.2 - Общий вид облучательного устройства MISTRAL с образцами

Шарпи

Если испытания твэлов и топливных композиций в основном проводятся в петлевых установках, то для экспериментальных исследований конструкционных материалов чаще применяются ампульные устройства.

1.3 Задачи реакторного материаловедения, решаемые с помощью ампульных устройств

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Осипова Татьяна Андреевна, 2019 год

ЛИТЕРАТУРА

1 Разработка методики исследования коррозионного растрескивания под напряжением сплава Inconel 718 при облучении [Текст]: отчет о НИР (по этапу №2):/АО «ГНЦ НИИАР»; рук. Середкин С.В.; исполн.: Палачёв П.С. [и др.]. -Димитровград, 2014. - 25 с.

2 Соловьев С.П., Хмелевская В.С. Механические, коррозионные и радиационные свойства материалов для ядерных энергетических установок. Учебное пособие по курсу «Материалы ядерных энергетических установок», -Обнинск, ИАТЭ, 1991, 174 с.

3 Калин Б.А., Платонов П.А., Тузов Ю.В. и др. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. / Под общей ред. Б.А. Калина. - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. Том 6. Конструкционные материалы ядерной техники. / Б.А. Калин, П.А. Платонов, Ю.В. Тузов, И.И. Чернов, Я.И. Штромбах. - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. - 736 с

4 Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Тенишев А.В. и др. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. / Под общей ред. Б.А. Калина. - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. Том 7. Ядерные топливные материалы. / В.Г. Баранов, Ю.Г. Годин, А.В. Тенишев, А.В. Хлунов, В.В. Новиков. - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. - 640 с.

5 Дементьев Б.А. Ядерные энергетичекие реакторы: Учебник для вузов. - 2-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 352 с.

6 Резепов В.К. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций / В. К. Резепов, и др., ФГУП ОКБ «Гидропресс» . - М. : Академкнига, 2004 . - 333 с.

7 Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки Учебник для вузов. — М.: Энергоатомиздат,1986. — 1б8 с.: ил.

8 Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы Учебник для вузов. — 3-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 2002. — 464 с.

9 Starkov V.A., Pimenov V.V., Gataullin N.G., Fedoseev V.E., Chertkov Yu.B., Vatulin A.V., Dobrikov I.V., Kulakov G.V. Validation of the conditions and safety

of the in-pile tests of hiqh-density low enrichment fuel for research reactors // ENS RRFM-2003. Aix-en-Provence, 9-12 Marth, 2003. pp 33-37.

10 Старков В.А., Гатауллин Н.Г., Пименов В.В., Святкин М.Н. и др. Реакторные испытания высокоплотного топлива пониженного обогащения на основе U-Mo сплава // Сб. тез. докл. международной конф.: «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики». Димитровград. 4-8 декабря 2006 г.

11 Старков В.А., Ижутов А.Л., Пименов В.В., Федосеев В.Е. и др. The Technique and Preliminary Results of LEU U-Mo Full Size IRT Type Fuel Elements in the MIR Reactor // Сб. докл. на Международной конференции RERTR-2007. Прага. Чехия. 23-27 сентября 2007г.

12 Ижутов А.Л., Старков В.А., Пименов В.В., Федосеев В.Е. и др. The Status of Testing LEU U-Mo Full-Size IRT Type Fuel Elements and Mini-Elements in the MIR Reacto // Сб. трудов «RERTR-2008 30th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors». Вашингтон. 5-9 октября 2008г.

13 Ижутов А.Л., Старков В.А., Пименов В.В., Федосеев В.Е. Режимы испытаний экспериментальных ТВС ИРТ-3М и ИРТ-У с топливом низкого обогащения в реаукторе МИР // Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2007-2008 г. НИИАР. С. 31

14 A.L. Izhutov, V.V. Alexandrov, A.E. Novoselov, V.A. Starkov at all/ THE MAIN RESULTS OF INVESTIGATION OF MODIFIED DISPERSION LEU U-MO FUEL TESTED IN THE MIR REACTOR. RERTR 2010 _ 32nd INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, October 10-14, 2010, Lisbon, Portugal

15 Старков В.А., Ижутов А.Л., Яковлев В.В., Новоселов А.Е. и др. Comparative Analysis of Structural Chanqes in U-Mo Dispersed Fuel of Full-size Fuel Elements and Mini-rods Irradiated in the MIR Reactor. // RERTR 2012 — 34th

INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS. 14-17 October 2012. Warsaw, Poland.

16 Ижутов А.Л., Старков В.А., Пименов В.В., Майнсков С. В. и др. Испытания головных полномасштабных топливных элементов типа ИРТ-3М с низкообогащенным U-Mo топливом в исследовательском реакторе МИР // RERTR 2015 - 36 я Международная конференция по снижению обогащения в исследовательских и опытных реакторах, 11-14 октября 2015 года, Сеул, Южная Корея.

17 А.Л.Ижутов, В.А.Старков, В.В.Пименов, С.В.Майнсков. и др. Результаты ресурсных испытаний двух ЭТВС ИРТ-3М на основе низкообогащенного высокоплотного U-9%Mo топлива в исследовательском реакторе МИР// RERTR 2016, OCTOBER 23-27, 2016, ANTWERP, BELGIUM.

18 Нуждов А.А., Рогозянов А.Я. Влияние предварительного облучения на деформацию испытываемых вне реактора образцов оболочечных труб из сплавов циркония// Физика и химия обработки материалов, 2009. № 4. С. 1825.

19 Шулимов В.Н. Разработка и внедрение комплекса экспериментальных ампульных устройств для облучения различных материалов в широком диапазоне температур в реакторах с высоким удельным энерговыделением в активной зоне: дис....канд. техн. наук: 05.14.03. - Димитровград, 1976. - 156 с.

20 Конструкционные материалы ядерных реакторов: Учебник для вузов/ Н.М. Бескоровайный, Б.А. Калин, П.А. Платонов, И.И. Чернов. - М.: Энергоатомиздат, 1995. -704 с.

21 Бать Г.А. и др. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов/Г.А. Бать, А.С. Коченов, Л.П. Кабанов.- 2-у изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 280 с., ил.

22 Исаев, А.Н. Перспективы развития ядерной энергетики - реакторы средней и малой мощности / А.Н. Исаев // Атомная техника за рубежом. - 2007. - № 2. -С. 3 - 7.

23 Соколов И.Н., Пакх Э.Э., Ещеркин В.М. и др. Корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя для ЯЭУ повышенной безопасности / И.Н. Соколов, Э.Э. Пакх, В.М. Ещеркин и др.// Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерная техника и технология. - 1993. - Вып. 1. - С. 31 - 35.

24 Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления. - Атомная Энергия, 2004, т. 96, вып. 5, с. 374 - 380.

25 В.А. Бронников. Исследования в области технологий высокотемпературных реакторов с газовым теплоносителем //Атомная техника за рубежом, 2005, № 10, с. 8-14.

26 Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973, 264 с.

27 Куприенко В.А. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР. // Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 3 -17.

28 Бурукин A.B., Ижутов A.JI., Калыгин В.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР.М1 топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007, №3, вып. 1, с. 83-91.

29 Ижутов A.JI, Бурукин A.B. Реактор МИР//Статья в сб. «Научный годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2014 г.)» - Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2015. - с.6-8.

30 Алексеев А.В., Волкова И.Н., Горячев А.В. и др. Реакторный эксперимент «МИР-ЬОСА/72» // Статья в сб. «Научный годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2014 г.)» - Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2015. -с. 17-19.

31 Ижутов A.JI, Бурукин A.B. Реактор МИР//Статья в сб. «Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2013 г.» - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2014. - с.8-9.

32 Ещеркин А.Г., Лобин С.В., Овчинников В.А. и др. Испытания в реакторе МИР полномасштабных твэлов и твэгов реактора ВВЭР-1000 в режиме скачкообразного изменения мощности // Статья в сб. «Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2013 г. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2014. -с.20-22.

33 Клинов А.В., Калинина Н.К., Марихин Н.Ю. и др. Испытания в реакторе СМ экспериментальных тепловыделяющих сборок с твэлами с малым вредным поглощением нейтронов // Статья в сб. «Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2012 г.» - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2013. - с.27-29.

34 Клинов А.В., Калинина Н.К., Пименов В.В., Старков В.А. и др. Испытания экспериментальных ТВС с малым вредным поглощением нейтронов в реакторе СМ. //Известия вузов. Ядерная энергетика, №2, 2013. с. 114-122.

35 Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ / А.И. Звир, М.Н. Святкин, А.Л. Петелин // Материалы 11-го ежегодного российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок»: сб. докл. -Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - с. 38 - 44.

36 Jan KYSELA, Jakub PRAHL. Experimental Research Reactor LVR - 15. 12th IGORR, Beijing, P.R.China. 28th-31st Oct 2009.

37 Ponsard B. The BR2 High-Flux Reactor - atw. 2012, Jg. 57, Heft 10, s. 612-613.

38 Abderrahim H.A. Researcy&Technical Support to Nuclear Industry: the Belgium Case Study - 11 Feb. 2013. IAEA. Vienna.

39 New Control System for BR2 - SCKCEN/BR-2 Reacteur de recherché aux applications multiples. SCKCEN. Reacteur BR2. 2010.

40 E. Lucon, Preparation of the IRFUMA-6M irradiation campaign to qualify EUROFER97 joints (2.5 dpa, 300 °C) SCK^CEN-ER-25, January, 2007.

41 P. Jacquet, MISTRAL - Rapport pour lea CEE - 1ère Phase, Note Technique SCK^CEN NT.57/D083040/01/PJ, 11/05/2000.

42 Б.В. Самсонов, В.А. Цыканов. Реакторные методы материаловедения. - М.: Энергоатомизда, 1991. -248с.

43 Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок: Пер. с англ. — Москва: Энергоатомиздат, 1987. 1987. — 408 с.

44 Осипова Т.А. Обоснование возможности использования ампульного канала с естественной циркуляцией для внутриреакторных испытаний/ Т.А. Осипова, В.А. Узиков, П.С. Палачёв, Р.С. Макин//Вопросы атомной науки и техники. Серия: физика ядерных реакторов. - 2015. - Т. 5. - С. 7277.

45 Ампульные устройства для облучения образцов материалов водо-водяных энергетических реакторов в каналах исследовательских реакторов СМ-2 и РБТ-6: Препринт. НИИАР-17(820)/ В.Н. Шулимов, Р.Р. Мельдер, В.К. Шамардин, Т.Н. Колесова, А.М. Печерин. - Димитровград, 1991. - 12 с.

46 Ампульный канал для облучения конструкционных материалов в реакторе СМ-2 с регулированием температуры изменением величины газового зазора: Препринт. НИИАР-П-56/ Г.П. Лобанов, Б.В. Самсонов, Р.А. Тимченко, В.А. Цыканов, В.Н. Шулимов. - Мелекесс, 1969. - 22 с.

47 French G. Variable gas gaps. International Symposium on In-Pile Irradiation Equipment and Techniques. Harwell, 1966, pp. 51-52.

48 French G. The use of Sprayed Ceramics. International Symposium on In-Pile Irradiation Equipment and Techniques. Harwell, 1966, pp. 11-13.

49 Developments in irradiation capsule technology. C.E.A- C.E.N.G., May 1966.

50 Кабели и провода для ядерных энергетических установок/Под ред. Докт. Техн. наук Э. Венкеля// Э.Э. Финскель, Д.Н. Дикерман, Л.А. Поляков и др. М: Атомиздат, 1983.

51 Топорова В.Г., Топоров Ю.Г., Тарасов В.А., Романов Е.Г. Реакторный эксперимент для облучения сложных солевых композиций в обоснование схемы пережигания долгоживущих РАО ЯТЦ, Ядерная и радиационная

физика: материалы 6-й международной конференции,4-7 июня 2007. - В 3-х т. - Алматы: ИЯФ НЯЦ РК, 2008, - 327с. Т.2 - доклады - 327 с.

52 Цыканов В.А., Самсонов Б.В., Шулимов В.Н. Ампульные устройства для облучения материалов в высокопоточном реакторе СМ-2. Атомная энергия, т.29, вып. 3, 1970.

53 Самсонов Б.В., Цыканов В.А., Шулимов В.Н. Отчет НИИАР, инв. Б-1095, 1967.

54 Самсонов Б.В., Цыканов В.А., Шулимов В.Н. Экспериментальный ампульный канал для облучения конструкционных материалов в реакторе СМ-2 с регулированием температуры. Препринт НИИАР, П-10, Мелекесс, 1968.

55 Шулимов В.Н., Самсонов Б.В. и др. Экспериментальный ампульный канал «Утро-М» для облучения материалов в реакторе СМ-2 с регулированием температуры. Отчет НИИАР, О-491, Мелекесс, 1972.

56 Дульнев Г.Н., Заричняк Ю.П. Теплопроводность смесей и композиционных материалов (справочная книга). Энергия, ленинградское отделение, 1974.

57 Самсонов Б.В., Цыканов В.А., Шулимов В.Н. Использование метал-металлического контакта в ампульных устройствах высокопоточных реакторов. Препринт НИИАР, П-101, Мелекесс, 1971.

58 Шулимов В.Н., Середкин С.В. Методы расчета облучательных устройств с термическим сопротивлением в виде метал-металлического контакта. Отчет НИИАР, инв. О-855, Димитровград, 1974.

59 Лобанов Г.П., Самсонов Б.В., Шулимов В.Н. Ампульный канал для облучения конструкционных материалов в реакторе СМ-2 с регулированием температуры изменения газового зазора. Препринт НИИАР, П-56, Мелекесс, 1969.

60 Драгунов Ю.Г. Разработка реакторной установки для транспортно-энергетического модуля мегаваттного класса. Атомная энергия, т. 113, вып. 1, июль 2012, с. 4-6.

61 Д.И. Меркурисов, И.Х. Меркурисов, А.Е. Русанов, К.Н. Кощеев, А.Л. Ижутов, Ю.С. Черепнин. Облучательные устройства для высокотемпературных реакторных испытаний элементов активных зон. Труды Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (МНТК НИКИЭТ - 2014) ОАО «НИКИЭТ», Москва, Россия, 7-10 октября 2014 г. http://www.nikiet.ru/images/stories/NIKIET/Publications/Conf/mntk nikiet 2014/II -1 rus.pdf.

62 Рязанцев Е.П. и др. Экспериментальные возможности и перспективы использования реактора ИР-8 РНЦ «КИ» для фундаментальных и прикладных исследований. Препринт ИАЭ-6411/4// Е.П. Рязанцев, В.А. Насонов, П.М. Егоренков, В.В. Яковлев, А.Ф. Яшин, И.А. Кузнецов, В.Н. Рожнов - Москва, 2006. - 32 с.

63 Sustaining Material Testing Capacity in France: From OSIRIS to JHR G.Bignan, D. Iracane, S. Loubiere, C. Blandin CEA (France) IGORR 12 Conference -Beijing -October 2009.

64 BONG GOO KIM,, JAE MIN SOHN and KEE-NAM CHOO. DEVELOPMENT STATUS OF IRRADIATION DEVICES AND INSTRUMENTATION FOR MATERIAL AND NUCLEAR FUEL IRRADIATION TESTS IN HANARO. NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, VOL.42 NO.2 APRIL 2010

65 .Choo, K.-N., Cho, M.-S., Jun, B.-H., Kim, C.-J. and Park, S.-J. (2014) Neutron Irradiation of Electronic Materials at HANARO. Journal of Applied Mathematics and Physics, 2, 837-842.

66 Cho, M.-S., Choo, K.-N., Yang, S.-W. and Park, S.-J. (2014) Research on Material Irradiation in HANARO. Journal of Applied Mathematics and Physics, 2, 855-861. http://dx.doi.org/10.4236/jamp.2014.29096.

67 Осипова Т.А.. Применение ампульного канала с естественной циркуляцией для внутриреакторных испытаний. 18-я Международная телекоммуникационная конференция молодых ученых и студентов

«Молодежь и наука», г. Москва, 2014 г.

URL: http://mn.mephi.ru/articles/1110 (дата обращения 11.03.2015 г.)

68 Самсонов Б.В., Середкин С.В., Шулимов В.Н. Ампульное устройство с контуром естественной циркуляции для коррозионных испытаний материалов в канале ядерного реактора: Препринт. - НИИАР-3(615). - Димитровград, 1984, 11с.

69 Осипова Т.А. Экспериментальные реакторные устройства для облучения конструкционных материалов водо-водяных реакторов. 19-я Международная телекоммуникационная конференция молодых ученых и студентов «Молодежь и наука», г. Москва, 2015 г. URL: http://mn.mephi.ru/articles/1335. (дата обращения 01.04.2016 г.)

70 Палачев П.С., Середкин С.В., Пименов В.В. и др. Отчет о научно-исследовательской работе. Вариационные нейтроно-физические и теплофизические расчеты ОУ для исследования коррозионного растрескивания под напряжением сплава Inconel 718. Отчет НИИАР О-6196, 2012 г.

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

72 Гатауллина Г. Д. Роль межъячеечной естественной циркуляции в реакторах бассейнового типа/ Г. Д. Гатауллина, В. А. Узиков, Т. А. Осипова // Атомная энергия. - 2012. - Т. 113, вып. 4. - С. 205-209.

73 Осипова Т. А. Различные подходы к моделированию теплопередачи излучением в газовом зазоре в коде RELAP5/MOD3.2 / Т. А. Осипова, В. А. Узиков, Р.С. Макин // Известия Самарского научного центра РАН. - 2014. - Т. 15, вып. №6. - С. 147-150

74 RELAP5/MOD3, Volume 1-7. Code manual. NUREG/CR-5535 INEL-95/0174, 1995.

75 Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. Изд. 2-е, стереотип. М., «Энергия», 1977. - 344 с.

76 АлямовскийА.А. SolidWorks/COSMOSWorks. Инженерный анализ методом конечных элементов. - М.: ДМК, 2004. - 427с.

77 Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Справочник. М.:Атомиздат, 1968.

78 Физические величины: Справочник/А.П. Бабичев, Н.А. Бабушкина, А.М. Братковский и др.; под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. - М.; Энергоатомиздат, 1991. - с. 338.

79 Ивченко Г.И., Медведев Ю.И. Введение в математическую статистику: Учебник. М.: Издательство ЛКИ, 2010. —600 с.

80 Осипова Т.А. Исследование достижимых температурных режимов в ампульном канале с естественной циркуляцией / Т.А. Осипова, М.Ф. Валишин, В.А. Узиков, П.С. Палачёв // Известия ВУЗОВ. Ядерная энергетика. - 2015. -№4. - с. 72-79.

81 Осипова Т.А., Старков В.А., Узиков В.А. Регулирование температуры в ампульном канале с естественной циркуляцией/Известия ВУЗОВ. Ядерная энергетика. - 2017. -№4. - с. 17-26.

82 Т.А. Осипова. Способы регулирования температуры в ампульном канале с естественной циркуляцией. 17-я ежегодная Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, г. Подольск, 2015 г. URL: http://www.gidropress.podolsk.ra/files/proceedmgs/ kms-2015/documents/kms2015-012.pdf.

83 Osipova T.A. et al., The research of feasible temperature modes in the ampoule channel with natural circulation, Nuclear Energy and Technology. - 2016. -Vol. 2, Issue 1. - pp. 60-63. URL: http://dx.doi.org/10.1016/j.nucet.2016.03.012. (дата обращения 28.11.2016 г.)

84 Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М:Энергоатомиздат. 1990. - 360 с.

85 ГОСТ 8734-75. Трубы стальные бесшовные холоднодеформированные. Сортамент . - Взамен ГОСТ 8734-58; Введ. с 01.01.77 по наст.вр .- Москва: Изд-во стандартов, 1996. - 19 с.

86 Идельчик И. Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям: учебник /под ред. М. О. Штейнберга. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Машиностроение, 1992. -671с.

87 Осипова Т.А., Узиков В.А. Инженерная методика оптимизации параметров ампульного канала с естественной циркуляцией. Всероссийская молодежная конференция «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения», г. Димитровград, 5-7 апреля 2016 г.: тезисы докладов. - Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2016. - с. 48-51.

88 Узиков В.А., Осипова Т.А. Методика инженерных расчетов параметров ампульного канала с естественной циркуляцией. В кн.: Инновации в атомной энергетике: сб. докладов конференции молодых специалистов (25-26 ноября 2015 г., г. Москва). - М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2015. - с.323-333.