Расчетное обоснование работоспособности стержней СУЗ БН в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой ПЭЛ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Тузов, Александр Александрович

• Тузов, Александр Александрович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Тузов, Александр Александрович

Введение

Глава 1 Анализ факторов, ограничивающих ресурс стержней СУЗ реакторов БН.

1.1 Работоспособность конструкционных элементов стержней СУЗ.

1.2 Работоспособность ПЭЛ.

1.3 Критерии предельного состояния.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 2 Методический подход к расчётному обоснованию работоспособности стержней СУЗ РБН в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой ПЭЛ.

2.1 Основные положения методического подхода. ф 2.2 Постановка задачи, методика и алгоритм трёхмерного теплогидравлического расчёта сборок СУЗ БН. Расчётный код BUMT.

2.2.1 Моделирование процессов тепломассообмена в теплоносителе в сборке СУЗ РБН.

2.2.2 Конечно-разностная аппроксимация и алгоритм решения системы разностных уравнений.

2.2.3 Метод решения системы конечно-разностных уравнений.

2.2.4 Расчётный код BUMT.

2.3 Постановка задачи и физическая модель нагружения оболочки

ПЭЛ при её механическом контакте с поглотителем.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 3 Верификация методики расчёта работоспособности ПЭЛ Щ стержней СУЗ РБН в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой.

3.1 Верификация теплогидравлического кода BUMT.

3.1.1 Верификация на экспериментальных данных.

3.1.2 Верификация на расчётных данных.

3.1.3 Выводы.

3.2 Верификация методики расчёта НДС ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой.

3.2.1 Силовое взаимодействие поглощающего сердечника с оболочкой ПЭЛ стержней СУЗ реактора JOYO.

3.2.2 Исходные данные для верификационных расчётов НДС ПЭЛ при силовом контакте поглотителя с оболочкой.

3.2.3 Результаты верификационных расчётов.

3.2.4 Анализ результатов и рекомендации.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 4 Расчётные исследования работоспособности стержней аварийной защиты реактора БН-600.

4.1 Расчётные исследования в обоснование увеличения ресурса стержней аварийной защиты сб. 1663 реактора БН-600.

Ш 4.1.1 Конструкция стержня A3 сб. 1663 и условия эксплуатации.

4.1.2 Оценка остаточного ресурса стержней A3 сб. 1663 при наработке 500 эффективных суток.

4.1.2.1 Расчёт выгорания поглотителя и оценка физической эффективности стержня.

4.1.2.2 Теплогидравлический расчёт стержня A3 сб. 1663. щ 4.1.2.3 Расчёт НДС ПЭЛ.

4.1.2.4 Расчётно-эмпирические исследования работоспособности конструкционных элементов стержня.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетное обоснование работоспособности стержней СУЗ БН в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой ПЭЛ»

Роль быстрых реакторов в структуре отечественной ядерной энергетики, несмотря на конъюнктурные изменения ближней перспективы, по-прежнему остается значимой. Фундаментальные свойства быстрых реакторов, а именно — способность к воспроизводству ядерного топлива и эффективному выжиганию опасных с экологической точки зрения радионуклидов, — определяют необходимость дальнейшего развития этой ядерной технологии.

В соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], в качестве приоритетного рассматривается экономически эффективный коммерческий быстрый реактор нового поколения.

Одним из важнейших аспектов разработки такого реактора является обеспечение высокого уровня безопасности реакторной установки в целом при сохранении конкурентоспособности по сравнению с перспективными энергоисточниками. Поиск оптимального решения этой проблемы предполагает выполнение большого комплекса научно-исследовательских работ. Частью этих работ становится оправданная минимизация затрат на органы системы управления и защиты (СУЗ) РБН нового типа. В последние годы в России в качестве возможных путей достижения этой цели (на примере реактора БН-600) рассматривались:

• повышение назначенного ресурса стержней СУЗ штатной конструкции;

• внедрение новых материалов и конструкторских решений по стержням СУЗ с целью увеличения ресурса;

• применение рефабрицированного поглотителя (обогащенного по изотопу В-10 карбида бора).

История проектирования и эксплуатации стержней СУЗ отечественных и зарубежных быстрых натриевых реакторов показывает, что решение о величине назначенного ресурса стержня конкретной конструкции основывалось на результатах послерадиационных исследований опытных изделий. Величина предельно допустимого ресурса при этом прогнозировалась консервативно, с хорошим «запасом прочности».

К настоящему времени накоплен значительный опыт разработки, эксплуатации и послерадиационных исследований стержней СУЗ реакторов БН. В целом ясны определяющие механизмы повреждений и старения элементов конструкции и поглощающих элементов (ПЭЛ) стержней, влияющие на их работоспособность — радиационное распухание и деградация прочностных свойств конструкционных материалов, распухание и выгорание поглотителя, механическое и химическое взаимодействие поглотителя с оболочкой ПЭЛ. В связи с этим, появилась реальная возможность на основе критериев предельного состояния создать методику расчётного обоснования работоспособности как элементов стержней СУЗ, так и самих стержней в целом, позволяющую с хорошей точностью прогнозировать фактический остаточный ресурс. Разработка подобного инструмента для расчёта работоспособности элементов стержней СУЗ является весьма актуальной задачей при создании стержней СУЗ следующего поколения с техническими характеристиками и надёжностью, полностью отвечающими перспективным технико-экономическим показателям.

Основная цель диссертации заключается в создании и апробации методики расчёта работоспособности стержней СУЗ при высоких температурах и глубоких выгораниях поглотителя, позволяющей проводить оценку работоспособности ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой. В соответствии с поставленной целью автором был выполнен следующий комплекс работ:

• на базе обобщенных данных послерадиационных исследований определены основные факторы, влияющие на работоспособность стержней СУЗ и элементов их конструкции;

• выбраны критерии предельного состояния стержней СУЗ;

• разработана физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ в условиях механического контакта с поглотителем;

• проведены расчётные исследования теплогидравлики сборок СУЗ (расчёт полей температуры поглотителя и оболочки ПЭЛ, полей давления, скорости и температуры теплоносителя в сборках СУЗ РБН);

• проведены расчётные исследования напряженно-деформированного состояния (НДС) ПЭЛ стержней СУЗ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой;

• выполнены обоснование назначенного ресурса и исследования возможностей его повышения для стержней СУЗ реакторов типа БН-600 и БН-1800.

При решении этих задач разработан методический подход к расчётному обоснованию работоспособности стержней СУЗ при высоких выгораниях поглотителя; созданы методика и алгоритм трёхмерного теплогидравлического расчёта сборок стержней СУЗ БН, реализованные в компьютерном коде BUMT [28]; поставлена и решена задача взаимосогласованного теплогидравлического расчёта сборки СУЗ и термомеханического расчёта ПЭЛ в условиях механического контакта поглотителя с оболочкой в стационарных режимах эксплуатации.

Решение ряда задач, связанных с получением и анализом экспериментальных данных, а также обсуждение полученных результатов и их практическая реализация выполнялись при непосредственном участии сотрудников ГНЦ РФ - ФЭИ и других организаций (Белоярской АЭС, ГП МЗП, ОКБМ, ИРМ). Характеристика использованных методических разработок и результатов, полученных экспериментально, дана по тексту диссертации.

Полученные автором результаты расчётно-аналитических исследований, проведённых с использованием разработанной методики, были использованы при обосновании возможности увеличения ресурса штатных стержней аварийной защиты реактора БН-600, и позволили найти оптимальные проектные решения для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800.

Автором выносятся на защиту:

• методика взаимосогласованного теплогидравлического и термомеханического расчёта ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия поглотителя с оболочкой;

• постановка задачи, методика и алгоритм трёхмерного расчёта теплогидравлических параметров и характеристик сборок СУЗ РБН;

• постановка задачи и физическая модель нагружения оболочки ПЭЛ стержней СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия с поглощающим сердечником и результаты верификационных расчётов;

• результаты расчётных исследований и рекомендации по увеличению назначенного ресурса стержней аварийной защиты реактора БН-600;

• результаты расчётных исследований по обоснованию оптимальных проектно-конструкторских решений для стержней СУЗ реактора типа БН-1800.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложения.

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

Основные результаты работы и вытекающие выводы сводятся к следующему.

1. На основании результатов проведённого анализа факторов различной природы, ограничивающих ресурс стержней СУЗ, показано, что на современном этапе развития стержней СУЗ РБН для условий глубоких выгораний существенным для расчёта ресурсных характеристик стержней СУЗ является корректный учёт последствий механического контакта распухающего поглотителя с оболочкой ПЭЛ.

2. Разработана методика расчётного обоснования работоспособности стержней СУЗ РБН для заданного срока их эксплуатации в условиях глубоких выгораний. Методика включает в себя:

• расчётную оценку физической эффективности стержней;

• расчётную оценку распухания материалов конструкционных элементов;

• прочностные расчёты конструкции стержня с учётом прогнозируемой деградации механических свойств конструкционных материалов;

• расчётную оценку работоспособности ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой с использованием методики взаимосогласованного теплогидравлического расчёта сборки СУЗ и расчёта НДС ПЭЛ.

3. Разработана методика трёхмерного теплогидравлического расчёта сборок стержней СУЗ. Методика построена на поканальной модели, учитывается межканальный обмен теплом, массой и импульсом, неоднородности параметров пучка ПЭЛ. Поканальная модель дополнена детальным расчётом распределения температуры в сердечнике и оболочке поглощающих элементов. Разработанная методика реализована в расчётном коде BUMT. Код BUMT верифицирован на результатах экспериментов, проведённых с модельными сборками на жидкометаллическом стенде ФЭИ, и на расчётных результатах, полученных по другим программам.

Поставлена задача расчёта НДС ПЭЛ стержня СУЗ РБН в стационарных режимах эксплуатации в условиях силового взаимодействия поглотителя и оболочки. Сформулированы основные гипотезы по схеме нагружения оболочки за счёт внутреннего давления, а именно — сердечник распухает изотропно, эффекты ползучести в нем отсутствуют. Выбран и адаптирован под поставленную задачу расчётный инструмент — термомеханический код DRAKON.

Проведен анализ опубликованных отечественных и зарубежных данных по зафиксированным случаям деформации и разрушения оболочки ПЭЛ в результате силового взаимодействия с поглотителем, и выбрана тестовая модель для верификации расчётной методики оценки работоспособности ПЭЛ, в основу которой положены результаты исследований ПЭЛ стержней СУЗ японского исследовательского реактора JOYO. Проведённые верификационные исследования:

• подтвердили возможность использования разработанной расчётной методики в расчётах ресурса конкретных конструкций стержней СУЗ действующих и проектируемых реакторов БН;

• позволили выбрать количественный критерий работоспособности оболочки ПЭЛ при силовом контакте с поглотителем.

По разработанной методике расчётного обоснования работоспособности стержней СУЗ выполнен комплекс расчётно-эмпирических исследований в обоснование увеличения ресурса штатных стержней A3 сб. 1663 реактора БН-600 до 500 эфф. суток. Полученные результаты успешно внедрены на практике.

Выполнены исследования работоспособности стержней A3 сб. 2637 реактора БН-600 при увеличении назначенного ресурса до 700 эфф. суток. Показано, что главным лимитирующим фактором является механический контакт поглотителя с оболочкой ПЭЛ. Проведены расчёты ПЭЛ в условиях контакта, и показано, что при наработке ресурса 700 эфф. суток ПЭЛ сохраняет работоспособность. Сделан вывод о возможности увеличения ресурса стержней A3 сб. 2637 до 700 эфф. суток.

Выполнены исследования по поиску оптимальных проектных решений для органов СУЗ перспективного реактора типа БН-1800 с целью обоснования минимального ресурса в 500 эфф. суток. Предложена конструкция сборки стержней СУЗ, выбраны марки конструкционных материалов и тип поглотителя. Расчётами обоснована работоспособность конструкционных элементов и ПЭЛ стержней СУЗ реактора типа БН-1800 при заданном ресурсе эксплуатации в 500 эфф. суток. По результатам расчётов НДС ПЭЛ в условиях силового контакта поглотителя с оболочкой продемонстрирована возможность увеличения ресурса стержней СУЗ реактора типа БН-1800 до 1000 эфф. суток.

Заключение

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Тузов, Александр Александрович, 2004 год

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения. Минатом РФ, Москва, 2002.

2. Анализ возможностей повышения ресурса органов СУЗ: Отчёт о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 10096, Обнинск, 1999.

3. Исследование работоспособности компенсирующих стержней реактора БН-600 с естественным карбидом бора с наработкой ресурса 94, 311 и 406 эфф. суток: Отчет о НИР / ФЭИ, инв. № 5419, Обнинск, 1988.

4. Исследование радиационной стойкости стержня аварийной защиты (A3) сб. 1663 реактора БН-600, отработавшего 312 эфф. суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 6030, Обнинск, 1990.

5. Послерадиационные исследования опытных стержней A3, АЗ-П, КС, PC, отработавших в модернизированной зоне OlMl реактора БН-600 502 эфф. суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 6566, Обнинск, 1994.

6. Завершение исследований опытных стержней A3, АЗ-П, PC и КС, отработавших в реакторе БН-600 ~500 эффективных суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 10400, Обнинск, 2000.

7. Исследование герметичного стержня аварийной защиты (A3) реактора БН-350, отработавшего до выгорания поглотителя (карбида бора) 3,8% ат. бора: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 2722, Обнинск, 1980.

8. Послерадиационные исследования поглощающих элементов (ПЭЛ) негерметичных (с газовым затвором) стержней автоматического регулирования (АР) реактора БН-350, отработавших до выгорания 14% ат. бора: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 3880, Обнинск, 1984.

9. Сога Т., Тобита К., Мицуги Т., Миякава С. Разработка стержней СУЗ реактора JOYO с натриевым подслоем. "Saikuru kikoo gijutsu" № 8, сентябрь 2000 г., стр. 13-22.

10. Исследование радиационной стойкости стержня аварийной защиты (A3) типа «ловушка» реактора БН-600, отработавшего 311 эфф. суток: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5181, Обнинск, 1987.

11. Исследование термодинамических свойств процесса взаимодействия карбидабора со сталью типа ЭИ-847: Отчёт о НИР/ГНЦ РФ-ФЭИ, инв.№ Ю781, Обнинск, 2001.

12. Исследование твэлов экспериментальной стали 06Х16Н15М2Т2ТФР (ЧС-68) в х. д. состоянии, облучённых в реакторе БН-600 до выгорания 11,5% т. а.87,5 сна): Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5747, Обнинск, 1989.

13. Материаловедческие исследования чехла ТВС Ц-6 из стали ЭП-450, облучённой в реакторе БН-350 до максимальной повреждающей дозы 92 сна: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 6358, Обнинск, 1992.

14. Изучение коррозионно-механичееких свойств конструкционных материалов в жидкометаллических средах в активных зонах быстрых реакторов: Отчёт о НИР / ВНИИНМ, НИИАР, инв. № Г-1023с, Димитровград, 1986 г.

15. ОландерД. Р. Теоретические основы тепловыделяющих элементов. М.: Энергоатомиздат, 1982.

16. Термомеханический расчётный анализ поведения твэлов реактора БН-800 в неноминальных и аварийных условиях: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5898, Обнинск, 1990.

17. Нормы расчёта на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. (ПНАЭ Г-7-002-86) М.: Энергоатомиздат, 1989.

18. Жуков А. В. и др. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса. М.: Энергоатомиздат, 1989.

19. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчёту активных зон быстрых реакторов. Под редакцией Жукова А. В. и Сорокина А. П., ФЭИ, Обнинск,1988.

20. Кириллов П. JI. и др. Справочник по теплогидравлическим расчётам. М.: Энергоатомиздат, 1990.

21. Macdougall J. D, LillingtonJ.N. The SABRE Code for Fuel Rod Clusters Thermohydraulics (Код SABRE для расчёта теплогидравлики пучков твэлов). Nucl. Eng. and Des., 1984, Vol. 82.

22. Патанкар С. В. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984.

23. Программа BUMT для трёхмерного расчёта нестационарных теплогидравлических процессов в сборках активной зоны быстрого реактора с натриевым охлаждением: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 9346, Обнинск, 1996.

24. Ю. К. Букша, Е. Е. Мариненко, А. А. Тузов и др. Разработка программы расчёта теплогидравлических параметров ТВС быстрого реактора: математическая модель. Москва, 1996, Препринт ИПМ им. М. В. Келдыша № 12.

25. Ю. К. Букша, Е. Е. Мариненко, А. А. Тузов и др. Разработка программы расчёта теплогидравлических параметров ТВС быстрого реактора: разностные схемы. Москва, 1996, Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша № 11.

26. Гончаров A. JI. Реализация метода неполной LU-декомпозиции сопряженных градиентов для решения сеточных уравнений на различных шаблонах. М., 1984, Препринт ИПМ им. М. В. Келдыша АН СССР № 174.

27. Гончаров A. JI. К применению градиентных методов для решения разреженных несимметричных систем алгебраических линейных уравнений. М., 1987, Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша АН СССР №> 130.

28. Жуков А. В., Сорокин А. П. и др. Верификация программы поканального гидравлического расчёта ТВС быстрых реакторов MIF-2: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 8182, Обнинск, 1992.

29. Лихачёв Ю. И., Пупко В. Я. Прочность твэлов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.

30. Хмелевский М. Я., Малахова Е. И., Долматов П. С. Математическое моделирование напряженно-деформированного состояния в стержневых цилиндрических твэлах. Программа КОНДОР. Препринт ФЭИ-1853, 1987.

31. Хмелевский М. Я., Попов В. В., Малахова Е. И. Физические и математические основы расчёта напряженно-деформированного состояния и работоспособности цилиндрических твэлов контейнерного типа. Препринт ФЭИ-3007, 2004.

32. Чадек И. Ползучесть металлических материалов. М.: Мир, 1987.

33. Попов В. В. Внутриреакторная прочность аустенитных сталей оболочек твэлов быстрых реакторов. Материалы совещания технического комитета МАГАТЭ — рабочей группы по быстрым реакторам. Обнинск, Россия, июнь 16-21, 1997.

34. Лихачев Ю. И. и др. Трещиностойкость облучённой аустенитной стали 0Х16Н15МЗБ. Радиационное материаловедение. Труды международной конференции по радиационному материаловедению. Том 7, Харьков,1990, с. 167-178.

35. Лихачев Ю. И., Попов В. В., Куров И. В., Хмелевекий М. Я. Оценка вероятности разгерметизации оболочки стержневого твэла, имеющей начальные трещины. Препринт ФЭИ-900. Обнинск, 1979.

36. Миякава С., Сога Т. и др. Разработка и опыт использования стержней СУЗ активной зоны МК-И реактора JOYO, PNC TN9410 97-068, 1997.

37. Maruyama Т., Onose S. et al. Effect of Fast Neutron Irradiation on the Properties of Boron Carbide Pellet (Влияние облучения быстрыми нейтронами на свойстваблочков карбида бора). Journal of Nuclear Science Technology, Vol. 34, No. 10, p. 1006, 1997.

38. Aoyama Т., Arii Y. et al. Analysis of Control Rod Worth in Experimental Reactor JOYO (Анализ эффективности стержней СУЗ исследовательского реактора JOYO). IWGFR/69 ISSN 1011-2758, Vienna, 1990, p. 211-235.

39. Первичные исследования стержней A3 реактора БН-600: Отчёт о НИР / БАЭС, инв. № 21310007, Заречный, 2000.

40. Обоснование ядерной и радиационной безопасности реактора БН-600 энергоблока №3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней аварийной защиты (1663.00.000 и 1663.00.000-01) с назначенным ресурсом 500 эффективных суток. № 505-096-02 от 29.11.2002 г.

41. Стержень аварийной защиты аппарата БН-600. Технические условия. ТУ 95.5063-76 1663.00.000 ТУ.Щ

42. Стержни СУЗ реактора БН-600. Техническое задание. ОКБМ, исх. № 3-44/8262 от 01.06.89 г. дсп, Нижний Новгород, 1989.

43. Влияние длительности облучения рабочих органов аварийной защиты реактора БН-600 на их эффективность: Отчёт БАЭС, № 38-3/4-187 от 27.03.01 Заречный, 2001.

44. Расчётное обоснование работоспособности штатного стержня A3 сб. 1663 реактора БН-600 при повышении ресурса до 500 эфф. суток. Техническая справка ГНЦ РФ — ФЭИ, инв. № Г-5872, Обнинск, 2002.

45. Белоярская АЭС. Блок № 3. Техническое обоснование безопасности атомной станции с энергоблоком БН-600. Инв. № 2-1047/2, СПб НИПКИ «Атомэнергопроект», Санкт-Петербург.

46. Стержень поглощающий A3 реактора БН-600. Паспорт 2637.00.000 ПС-Р. МЗП, г. Москва, 1989.59. 2631.00.000РР1 Стержни СУЗ реактора БН-600. Расчёт на прочность и формоизменение. Инв. № Т-8037, ГП МЗП, Москва.

47. Стержни СУЗ реактора БН-600 с назначенным ресурсом 560 эфф. суток. Обоснование ядерной и радиационной безопасности энергоблока № 3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней СУЗ. Инв. №2714, ГП МЗП, Москва.Ш

48. Решение о выдаче патента на изобретение «Регулирующий орган ядерного реактора на быстрых нейтронах» № 2003122381/06(024454) (авторы Крылов Д. В., Молчанов Д. И., Ошканов Н. Н., Рогов В. А., Тузов А. А. и др.)

49. Статистический анализ результатов измерения геометрии ТВС с оболочкой из стали ЧС-68 х. д., достигший дозы 86,8 сна: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 8260, Обнинск, 1992.

50. Исследование твэлов экспериментальной стали 06Х16Н15М2Т2ТФР (ЧС-68) вх. д. состоянии, облучённых в реакторе БН-600 до выгорания 11,5% т. а. (87,5 сна): Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 5747, Обнинск, 1989.

51. Анализ методических подходов к определению прочности TBCJI реакторов. Техническая справка ФЭИ, № 33-11/160. Обнинск, 1992.

52. Расчётные исследования по выбору и обоснованию стержней СУЗ перспективного реактора: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 10390, Обнинск, 2000.

53. Анализ проблем оптимизации конструкции и режимов работы ПЭЛ истержней СУЗ реактора типа БН-1800 с целью обоснования минимального ресурса в 2 года с учётом отклонений от условий нормальной эксплуатации: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 10909, Обнинск, 2001.

54. Физические и инженерные проблемы повышения безопасности и эффективности выжигания актинидов в перспективном быстром реакторе //

55. Под общей ред. канд. ф.-м. н. В. И. Матвеева Обнинск, 2001.

56. С. Schweiger, et al. Journal of Nuclear Materials, v. 90, p. 268, 1980

57. Расчётные исследования работоспособности ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силового взаимодействия поглощающего сердечника с оболочкой: Отчёт о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ, инв. № 11445, Обнинск, 2004.

58. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89) ПНАЭГ-1-024-90.

59. R. M. Voznesensky et al. Review of Technical Approaches and Solutions for LMFR Control Rods Development (Обзор технических подходов и решений в разработке стержней СУЗ реакторов БН). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.11-18.

60. A. I. Efremov, V. В. Ponomarenko et al. Development and Improvement of Control Rods for the BN-350 and BN-600 Reactors (Разработка и усовершенствование стержней СУЗ для реакторов БН-350 и БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996,• р. 19-32.

61. Yu. К. Alexandrov, В. A. Vasiliev, V. К. Rogov et al. Experience of the BN-600 Reactor Control Rods Development (Опыт разработки стержней СУЗ реактора БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.33-45.

62. V. V. Maltsev, А. N. Ogorodov et al. Operation Experience of the BN-600 Reactor Control Rods (Опыт эксплуатации стержней СУЗ реактора БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.141-152.

63. V. P. Tarasikov, R. М. Voznesensky, V. A. Rudenko The Experience of Post1.radiation Investigations of the BN-600 Control Rods (Опыт послерадиационных исследований стержней СУЗ реактора БН-600). IAEA-TECDOC-884, 1996, р.153—160.

64. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. — М.: Энергоатомиздат, 1986.

65. Исследования трещиностойкости материалов оболочек твэлов быстрыхреакторов: постановка эксперимента: Отчёт о НИР / ФЭИ, инв. № 4007дсп, Обнинск, 1984.

66. Жуков А. В. и др. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчётные программы и практическое приложение. М.: Энергоатомиздат, 1989.

67. Тузов А. А. О выборе тестовой модели для верификации методики оценки работоспособности ПЭЛ стержня СУЗ РБН в условиях силовоговзаимодействия поглощающего сердечника с оболочкой. Препринт ФЭИ-3016, 2004