Расчетный анализ нейтронно-физических характеристик МБИР и обоснование его экспериментальных возможностей тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Родина, Елена Александровна

• Родина, Елена Александровна
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Родина, Елена Александровна

СОДЕРЖАНИЕ

Общая характеристика работы

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Задачи проектирования, требующие разработки расчетных

моделей нейтронно-физических процессов

11 Задача формирования компоновки активной зоны

^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей

проектируемого быстрого исследовательского реактора

^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии

перегрузок и равновесной кампании

1.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ

1.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов

Глава 2. Программные средства, используемые для расчетного обеспечения проектирования быстрого исследовательского

реактора

2 ^ Краткий обзор ПС, пригодных для моделирования

исследовательских быстрых реакторов

2.2 Выбор ПС для проектных исследований РУ МБИР

Глава 3. Разработка расчетных моделей

3.1 Задача формирования компоновки активной зоны

^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей

проектируемого быстрого исследовательского реактора

^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии

перегрузок и равновесной кампании

3.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ

3.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов

Глава 4. Результаты расчетных исследований. Рекомендации

4.1 Задача формирования компоновки активной зоны

^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей

проектируемого быстрого исследовательского реактора

^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии

перегрузок и равновесной кампании

4.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ

4.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ПРИЛОЖЕНИЕ. Копия акта о внедрении

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Общая характеристика работы

Актуальность работы

Исследовательские реакторы среди объектов использования атомной энергии занимают особое место. Их основное назначение - радиационные испытания перспективных видов топлива, конструкционных материалов, реакторные испытания твэлов, TBC, пэлов, других элементов активной зоны, испытания новых типов оборудования, различных технологических систем, освоение технологий производства радиоизотопной продукции различного назначения, наработка модифицированных материалов, проведение прикладных и медицинских исследований с использованием реакторных излучений.

Основные этапы проектирования активной зоны быстрого исследовательского реактора связаны с проведением нейтронно-физических расчетов, направленных на решение таких задач, как формирование компоновки активной зоны с большим количеством экспериментальных устройств, обоснование физико-технических возможностей реактора, моделирование технологии перегрузок с учетом нейтронно-физических особенностей реактора и др.

Решение такого рода задач возможно только на основе проведения комплексных оптимизационных расчетных исследований. На стадии оценочных расчетов, как правило, достаточно использовать так называемые инженерные программные средства, основанные на приближённых моделях нейтронно-физических процессов. Повышение требований к точности нейтронно-физических расчетов при оценке локальных характеристик приводит к необходимости использования прецизионных кодов, основанных на методе Монте-Карло. При целенаправленном использовании различных программных средств обеспечивается возможность достижения, с одной стороны, высокой точности расчетов, а с другой стороны приемлемого для практики быстродействия при получении нейтронно-физических

характеристик. Поэтому создание эффективной системы расчетного моделирования для решения широкого круга задач, поставленных при проектировании исследовательской установки, является актуальной задачей.

Цели и задачи диссертационной работы

Основной целью работы является разработка и расчетное обоснование компоновки активной зоны многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР), отвечающей исходным требованиям, обладающей заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом.

Для достижения поставленной цели автором были созданы расчетные модели, обоснован выбор программных средств и разработан ряд дополнительных и вспомогательных программ для анализа, передачи и обработки данных, получаемых в ходе нейтронно-физических расчетов, с помощью которых решались следующие базовые задачи:

- формирование компоновки активной зоны быстрого исследовательского реактора;

- обоснование функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора;

моделирование изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании;

- обоснование структуры и защиты внутриреакторного хранилища;

- инженерная оптимизация наработки радионуклидов.

Научная новизна работы обусловлена новым объектом исследований, для которого:

• впервые для исследовательской установки с быстрым реактором выполнен весь необходимый для проектирования комплекс нейтронно-физических исследований по формированию активной зоны реакторной установки от анализа исходных требований и ограничений до расчета

характеристик и оценки экспериментального и исследовательского потенциала установки;

• на основе проведенных исследований и анализа результатов расчетного моделирования разработаны рекомендации по формированию активной зоны новой реакторной установки с учетом достижения требуемой плотности потока нейтронов, ограничения линейной тепловой нагрузки, размещения петлевых каналов и рабочих органов СУЗ;

• разработан новый специализированный алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (схемы зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора);

• впервые проведено моделирование равновесной кампании для выбранной компоновки активной зоны проектируемого быстрого исследовательского реактора по схемам зонного и прямого моделирования, выполнены сравнение и анализ результатов.

На защиту выносятся следующие положения:

• расчетные модели для решения задач, возникающих в процессе проектирования реальной исследовательской реакторной установки при формировании компоновки активной зоны и обосновании физико-технических возможностей реактора;

• алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (сочетание схем зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора);

• результаты нейтронно-физических исследований по формированию компоновки активной зоны МБИР;

• результаты расчетных исследований по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции;

• рекомендации по методикам, принципам и подходам, реализованным в расчетных моделях для формирования компоновки активной зоны и бокового экрана, размещения экспериментальных каналов установок, которые могут быть полезны при разработке исследовательских реакторных установок нового поколения.

Практическая ценность работы

Практическая значимость диссертационной работы заключается в использовании полученных результатов в материалах эскизного и технического проектов РУ МБИР. Это подтверждается актом о внедрении.

Разработанные расчетные модели, методики и полученные результаты расчетных исследований могут быть рекомендованы для использования при проектировании перспективных исследовательских реакторных установках различного назначения.

Результаты, полученные лично автором

Автор принимал непосредственное личное участие во всех работах, представленных в диссертации.

Автором лично выполнены следующие работы:

• разработаны расчетные модели для решения нейтронно-физических задач, возникающих в процессе формирования компоновки активной зоны и обоснования физико-технических возможностей реакторной установки;

® проведен комплекс нейтронно-физических исследований по формированию компоновки активной зоны и бокового экрана МБИР удовлетворяющей исходным требованиям и ограничениям;

• разработан алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (под руководством И.Б. Лукасевича (ОАО «НИКИЭТ»);

• получены результаты моделирования равновесной кампании для компоновки МБИР по схемам зонного и прямого моделирования;

• проведены расчетные исследования и выполнен анализ результатов работы по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции.

Достоверность полученных результатов

В работе применяются современные достижения в теории ядерных реакторов, методах численных расчетов и средствах информационных технологий.

Достоверность основных результатов, полученных автором, базируется на использование классических расчетных методик для определения характеристик реакторных установок, примененных и верифицированных для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Апробация работы

Основные результаты диссертации докладывались на следующих конференциях Научная Сессия НИЯУ МИФИ (г. Москва, 2012, 2013); международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (ОАО «НИКИЭТ», г. Москва, 2012); конференция молодых специалистов «Быстрые реакторы» (ОАО «НИКИЭТ», г. Москва,2012); международная научная конференция "Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях" (ГНЦ НИИАР, г. Димитровград, 2011).

Публикации

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 3 статьи в реферируемых журналах из списка ВАК РФ.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения. Содержит 139 страниц печатного текста, 21 рисунок, 26 таблиц и 1 приложение. Библиография насчитывает 103 наименования.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетный анализ нейтронно-физических характеристик МБИР и обоснование его экспериментальных возможностей»

ВВЕДЕНИЕ

Наблюдающийся в настоящее время ренессанс в развитии атомных технологий обусловил растущую востребованность исследовательских ядерных реакторов [31-34]. Перспективы атомной энергетики связаны с развитием реакторов на быстрых нейтронах и замкнутым топливным циклом. Поэтому в рамках Федеральной целевой программы «Ядерные технологии нового поколения на период до 2015 г. и на перспективу до 2020 г.» предусмотрено создание многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) [35-36]. Предполагается, что реактор МБИР будет сооружен и введен в эксплуатацию к 2020 г. на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР» в г. Димитровграде Ульяновской области [37].

Введенный в 1969 году в эксплуатацию опытный реактор БОР-бО занял важное место в ряду созданных отечественных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: БР-5/10 (1959 г.), БОР-бО (1969 г.), БН-350 (1973 г.), БН-600 (1980 г.), ИБР-2 (1982 г.). Успешная эксплуатация реактора БОР-бО в течение более, чем 40 лет позволила комплексно отработать натриевую технологию в реакторных условиях, обеспечить необходимыми экспериментальными данными проекты БН-350, БН-600, БН-800, провести обширные материаловедческие исследования, комплексные исследования проблем замкнутого топливного цикла и, вместе с тем, успешно реализовать возможности реактора для решения прикладных задач - производства электроэнергии и изотопной продукции [38].

Сооружение реактора МБИР должно обеспечить не только преемственность реализации экспериментальных и исследовательских программ, выполняемых на реакторе БОР-бО, но и инновационное развитие экспериментальной базы отрасли. В первую очередь это связано с необходимостью достижения более высокой плотности потока нейтронов в реакторе и проведения исследований топлива и материалов для обоснования

реакторных технологий с различными типами теплоносителей от газа до жидких металлов, что требует создания автономных петлевых установок в быстром реакторе. Более того, предполагается, что реактор МБИР станет современным инструментом международного коллективного пользования по экспериментальным исследованиям в обоснование инновационных реакторных технологий на быстрых нейтронах [30, 39-41].

Основной целью работы является разработка и расчетное обоснование компоновки активной зоны МБИР, отвечающей исходным требованиям, обладающей заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом. В первой главе сформулированы пять основных взаимосвязанных задач, рассматриваемых в процессе проектирования реакторной исследовательской установки: задача формирования компоновки активной зоны, задача обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора, задача моделирования изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании, задача обоснования структуры и защиты ВРХ, задача инженерной оптимизации наработки радионуклидной продукции. Показано, что при создании такой уникальной установки в нейтронно-физическом моделировании необходимо учитывать большое количество различных факторов, Для решения поставленных задач необходимо разработать соответствующие расчетные модели, выбрать подходящие программные средства и написать ряд вспомогательных программ для обеспечения взаимодействия различных программных средств, анализа и обработки данных, получаемых в ходе расчетов.

Вторая глава посвящена обзору программных средств, которые могут быть использованы для расчета нейтронно-физических характеристик быстрого исследовательского реактора. Для решения задач, сформулированных в первой главе, выбираются для использования программные средства, исходя из их функционального (физического) назначения, доступности и опыта использования. Показано, что в настоящее время при проектировании быстрого

исследовательского реактора целесообразно совместное использование и диффузионных программ и программ, реализующих решение уравнения переноса методом Монте-Карло. Например, для расчета выгорания и интегральных реактивностных характеристик можно использовать диффузионную программу, а для расчета параметров экспериментальных устройств, РО СУЗ и детального распределения энерговыделения - программу, в которой реализовано решение транспортного уравнения переноса.

В третьей главе для каждой из задач, сформулированных в первой главе, описаны расчетные модели, которые состоят из целенаправленно созданных комбинаций ПС, специальных вычислительных цепочек из программ, модулей и систем передачи данных. Разработана расчетная модель для решения задачи обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора. Представлена методика, по которой проводилась процедура формирования компоновки активной зоны и бокового экрана, учитывающая большое число факторов. Разработан алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (схемы зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора). В рамках зонной методики моделирование кампании осуществляется косвенно, путем расчета в итерационном процессе составов радиальных зон, на которые разбивается активная зона. В прямой методике выход на равновесие выполняется непосредственно, путем многократного последовательного расчета выгорания и прямого моделирования перегрузок наиболее выгоревших сборок. Разработана расчетная модель для изучения необходимости и вариантов размещения сборок борной защиты в боковом экране в качестве нейтронной защиты корпуса реактора и отработавших TBC, состоящая из комплекса нейтронно-физических расчетов. Для выполнения задачи по изучению наработки радионуклидной продукции проведены расчетные исследования. Для выполнения представленных в этой главе проектных исследований потребовалась

разработка адекватных расчетных моделей, обеспечивающих требуемую точность оценок при приемлемых вычислительных затратах.

В четвертой главе приведены результаты выполненного комплекса нейтронно-физических исследований с целью формированию активной зоны реакторной установки от анализа исходных требований и ограничений до расчета характеристик и оценки экспериментального и исследовательского потенциала установки. Показано, что в результате проведенных расчётно-аналитических исследований, методических разработок, итерационных оптимизационных расчетов сформирована активная зона быстрого исследовательского реактора МБИР, отвечающая исходным требованиям, ограничениям, обладающая заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом.

Представлены результаты проведенного моделирования равновесной кампании для активной зоны быстрого исследовательского реактора по схемам зонного и прямого моделирования выгорания, проведено сравнение и анализ результатов на основе одной из проектных компоновок активной зоны. Получены новые результаты кросс-верификации кодов ТЯЮЕХ, МС№ и выполнена оценка характеристик активной зоны быстрого исследовательского реактора с натриевым теплоносителем, достигнутая за счет использования инженерно-проектного и прецизионного кодов. Представлены результаты расчетов по оптимальному размещению ВРХ и вариантов применения сборок борной защиты в боковом экране. Приведены результаты работы по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции на примере ряда наиболее востребованных изотопов с учетом характерных параметров функционирования реактора и соответствующих требований по качеству получаемых изотопов.

В заключении приведены все основные полученные результаты и выработанные рекомендации.

Глава 1. Задачи проектирования, требующие расчетных моделей нейтронно-физических процессов

1.13адача формирования компоновки активной зоны

В современной ситуации мировая потребность в ядерной энергии неуклонно возрастает. Соответственно, повышаются и усложняются по структуре потребности в экспериментальных ресурсах исследовательских реакторов для обоснования предлагаемых проектных решений ЯЭУ нового поколения (INPRO, GENERATION IV и др.). Разработка инновационных отечественных проектов и реакторных технологий диктует необходимость создания МБИР с новыми экспериментальными возможностями, который должен прийти на смену реактору БОР-бО после выработки им своего ресурса. В первую очередь это связано с необходимостью достижения более высокой плотности потока нейтронов (ППН) в реакторе и проведения исследований топлива и материалов для обоснования реакторных технологий с различными типами теплоносителей от газа до жидких металлов, что требует создания условий для петлевых испытаний в быстром реакторе. Актуальность такой установки возрастает в условиях необходимости проведения широкого спектра экспериментальных и исследовательских работ в рамках ряда инновационных проектов, ведущихся в настоящее время.

Рассматривая в качестве основного качества проектируемого реактора обеспечение высокой ППН, при разработке компоновки активной зоны и конструкции реактора необходимо учесть и обеспечить не только требуемые значения плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах (ЭК), расположенных в активной зоне, но и такие факторы, как уровень нейтронного поля в горизонтальных и вертикальных экспериментальных каналах, расположенных за пределами корпуса реактора. Также следует предусмотреть размещение в активной зоне материаловедческих сборок, сборок для наработки

изотопов, экспериментальных инструментованных каналов. Кроме формирования компоновки активной зоны, необходимо рассмотреть вопросы, касающиеся компоновки бокового экрана и размещенного в нем внутриреакторного хранилища (ВРХ). Необходимо понять, какое влияние ВРХ оказывают на активную зону и корпусные обечайки, насколько эффективно топливные сборки расхолаживаются к моменту извлечения. Изучить необходимость и варианты применения сборок борной защиты в боковом экране.

В рамках изучения способов повышения максимальной плотности потока нейтронов необходимо рассмотреть несколько вариантов конструкций твэлов. В основу создания реакторной установки должны быть заложены принципы консервативного проектирования с опорой на апробированные инженерно-технические решения и использование материалов с хорошо изученными физическими и прочностными свойствами. Поэтому за основу для проектирования следует принять твэлы диаметром 6.9x0.4 мм, применяемые в эксплуатации в реакторе БН-600, и твэлы диаметром 6.0x0.3 мм, применяемые в реакторе БОР-бО.

Из физических соображений ясно, что для достижения максимально возможной плотности потока нейтронов необходимо сформировать компоновку реактора из активной зоны, состоящей только из топливных сборок, и бокового экрана. Расчетный анализ данной простейшей компоновки является полезным в нескольких отношениях. Во-первых, мы можем оценить максимально достижимую плотность потока нейтронов (ограничение сверху) в активной зоне при соблюдении ограничения по линейной тепловой нагрузке на твэл и заданной тепловой мощности реактора. Во-вторых, мы можем оценить потери в значении плотности потока нейтронов в результате размещения того или иного экспериментального устройства. В-третьих, данная компоновка является исходной для формирования других загрузок.

Многие черты компоновки активной зоны определяются задачами, стоящими перед установкой, или оказываются следствием конструктивной

специфики. Например, условия планируемых экспериментов на петлевом канале с натриевым теплоносителем приводят к необходимости размещения крупного петлевого канала (в семь ячеек) в центре активной зоны. Геометрические дистанционирующие ограничения на взаимное расположение петлевых каналов, РО СУЗ и инструментованных сборок формируются исходя из размеров фланцев данных устройств. Вследствие наличия петлевого канала в центре активной зоны и имеющихся дистанционирующих ограничений размещение рабочих органов СУЗ возможно только ближе к периферийной части активной зоны, что влечет за собой их пониженную эффективность [42]. Проблему следует решать путем наиболее выгодного размещения рабочих органов и такого функционального их распределения, которое позволяет обеспечить исполнение ими всех требуемых функций без ущерба для безопасности.

Для выбора оптимальной компоновки и обоснования требований ядерной безопасности, которое должно быть положено в основу проектного решения, необходимо провести расчет широкого спектра нейтронно-физических характеристик активной зоны. Для этого с помощью вариантных нейтронно-физических расчетов необходимо провести количественные оценки основных параметров реактора. В первую очередь рассчитать основные параметры: эффективный коэффициент размножения, время жизни мгновенных нейтронов, долю Ри в свежем топливе, оценить такие характеристики, как плотность потока нейтронов, линейная тепловая нагрузка на твэл, коэффициенты неравномерности, распределение мощности, выгорание нуклидного топливного состава, эффективности РО СУЗ, температурные эффекты и др. Для получения этих характеристик необходимо разработать соответствующие расчетные модели, выбрать подходящие программные средства (ПС) и написать ряд вспомогательных программ для обеспечения взаимодействия различных ПС, анализа и обработки данных, получаемых в ходе расчетов.

1.2 Задача обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора

В концепцию реактора должен быть заложен приоритет исследовательских и экспериментальных задач для наиболее полного соответствия существующим и перспективным задачам инновационных проектов энергетических реакторных установок.

Реактор МБИР предназначен для выполнения широкого спектра исследовательских и экспериментальных работ с использованием реакторного излучения по направлениям:

- радиационные испытания перспективных видов топлива, поглощающих и конструкционных материалов для ядерных реакторов различного типа;

- реакторные испытания твэлов, TBC, пэлов, других элементов активной зоны в стационарных, переходных и аварийных режимах эксплуатации для инновационных реакторов следующего поколения с перспективными видами теплоносителя (натриевым, тяжелометаллическим, газовым, жидкосолевым и

т.д.);

- испытания новых типов оборудования различных технологических систем (элементы систем аварийного расхолаживания, парогенераторы, холодные ловушки окислов и пр.), приборов и систем управления, контроля и диагностики различного типа ядерных реакторов;

освоение технологий производства радиоизотопной продукции различного назначения, наработка модифицированных материалов;

- проведение прикладных и медицинских исследований с использованием реакторных излучений.

В соответствии с задачами, поставленными перед установкой, в ее состав должны быть включены следующие экспериментальные объемы, представленные в таблице 1.2.

Таблица 1.2 - Требования к наличию экспериментальных объемов

Экспериментальные устройства Количество, штук Интегральная плотность потока нейтронов, -2 -1 см -с

Петлевые каналы: - натрий - свинец - свинец-висмут - расплавленные соли - газ (гелий) 3 >3-1015 2-1015 (2-3)-1015 до 3,5'1015 (0.4 - 1)1015

Экспериментальные каналы в пределах активной зоны до 4 До 5-10"

Ячейки для размещения неинструментованных изотопных или материаловедческих сборок 12-15 До 5* 1015

Горизонтальные и вертикальные каналы за корпусом 5-8 (0.05 -ь 0.5)-1014 (0.1 4 0.5)-1014

Одним из преимуществ реактора МБИР должна стать возможность одновременного проведения экспериментов в петлевых каналах, экспериментальных каналах, типовых материаловедческих сборках и пакетах радионуклидной продукции [43].

Петлевые каналы и экспериментальные каналы имеют свои собственные контуры охлаждения с различными теплоносителями. Экспериментальный канал, в общем, должен представлять собой многослойное теплообменное устройство для испытания макетов твэлов в активной зоне с автономным контуром циркуляции теплоносителя. Отвод тепла от контура ЭК обеспечивается натриевым теплоносителем первого контура реактора МБИР. Петлевой канал (ПК) конструктивно аналогичен ЭК, но имеет больший диаметр под экспериментальные возможности. Его назначение так же, как и назначение ЭК - это испытания перспективного топлива в активной зоне МБИР со своим автономным теплоносителем. Отвод тепла от контура ПК производится индивидуально, так как ПК имеет свой контур охлаждения за корпусом реактора. Наличие трех больших ПК позволит проводить необходимые

исследования в рамках различных проектов реакторов, например СВБР и БРЕСТ.

Материаловедческие сборки (МС) предназначены для исследований и испытаний материалов в проектах и эксплуатации новых реакторов. Пакет для радионуклидной продукции - это та же самая (МС), используемая для наработки радионуклидов целевого, медицинского и общепромышленного назначения. Данные сборки могут размещаться в ячейках активной зоны и бокового экрана в зависимости от предъявляемых требований к спектру и интенсивности потока нейтронов.

Формирование компоновки активной зоны следует начать с размещения в ее центре петлевого канала с натриевой средой, поскольку только такое размещение позволяет достичь требуемого уровня 1111Н в данном устройстве. С одной стороны, это приводит к снижению плотности потока в активной зоне, но к более выровненному полю по активной зоне и, как следствие, к меньшему количеству требуемых для критичности реактора топливных сборок. Как было сказано выше, из-за дистанционирующих ограничений РО СУЗ и ЭК не могут располагаться в двух ближайших рядах от петлевых каналов. ЭК следует помещать по возможности удаленно от РО СУЗ, перемещающихся и, соответственно, искажающих нейтронное поле в течение работы реактора. При размещении МС необходимо отслеживать вопрос равномерности распределения нейтронного потока по активной зоне, чтобы не возникали вредные азимутальные перекосы. Следовательно, для обеспечения требуемых функционально-технических характеристик необходимо провести комплексные вариантные исследования.

Следует предусмотреть, что в процессе эксплуатации могут возникнуть ситуации, когда необходимость использования данного ПК будет отсутствовать. Тогда возникает несколько альтернативных вариантов использования освободившегося пространства. Один из нерациональных вариантов - это использование имитаторов ТВС вместо канала. Другой вариант - заполнить освободившееся место топливными сборками или

экспериментальными устройствами. Эти варианты позволят незначительно повысить максимальную ППН в активной зоне, а также плотность потока нейтронов в экспериментальных устройствах за счет их более близкого расположения к центру зоны. Однако рассматривать такие варианты с перерасчетом на другой нуклидный топливный состав не имеет смысла.

Для повышения потока нейтронов и уменьшения топливной загрузки можно рассмотреть вариант активной зоны с двумя зонами обогащения по плутонию. Это приведет, как оказалось, к незначительному повышению плотности потока нейтронов, но и к ухудшению условий облучения материаловедческих сборок на границе с боковым экраном вследствие роста неравномерности плотности потока нейтронов.

Следует отметить, что доля объема экспериментальных устройств в активной зоне МБИР должна оказаться весьма высокой. Например, в активной зоне БОР-бО доля ячеек без топлива в активной зоне не превышает 15%, тогда как для аналогичной составляющей в активной зоне МБИР нужно обеспечить более 25%. Большой объем экспериментальных устройств усложняет моделирование и устойчивое поддержание нейтронно-физических характеристик.

Многоцелевое назначение реактора, многочисленность и разнообразие экспериментальных устройств в его составе с соответствующими требованиями к ним, а также наличие иных ограничений, требующих учета в нейтронно-физическом моделировании, обуславливает сложный процесс формирования компоновки реактора и активной зоны на основе комплексных оптимизационных расчетных исследований.

1.3 Задача моделирования изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании

Выше были сформулированы основные требования и ограничения, которые необходимо учитывать при проектировании реакторной установки. Вся совокупность этих физических и технологических требований должна выполняться в различных эксплуатационных режимах на протяжении всего жизненного цикла проектируемой установки. Для каждого временного среза в течение кампании с качественно отличным состоянием активной зоны реактора выполняется полный объем нейтронно-физических расчетов с целью определения и анализа проектных интегральных и локальных характеристик, таких как критичность, плотность потока нейтронов в элементах конструкции и экспериментальных устройствах, распределение энерговыделения, максимальная линейная тепловая нагрузка на твэл, повреждающий флюенс и

др.

Очевидно, что для выполнения необходимых нейтронно-физических расчетов требуется знание нуклидного состава активной зоны, причем во всех рассматриваемых состояниях и с разной степенью детализации - как для полномасштабных реакторных расчетов по многогрупповым диффузионным трехмерным кодам, так и для прецизионных потвэльных расчетов энергонапряженности и флюенса. Таким образом, встает одна из наиболее актуальных задач проектирования перспективных реакторных установок -создание системы расчетного моделирования изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании.

1.4 Задача обоснования структуры и защиты ВРХ

Помимо формирования компоновки активной зоны следует также рассматривать вопросы, касающиеся компоновки бокового экрана и размещенного в нем внутриреакторного хранилища (ВРХ). ВРХ предназначено для снижения остаточного тепловыделения до значений, позволяющих производить выгрузку отработавших TBC из реактора без охлаждения.

ВРХ размещается в последнем ряду бокового экрана перед корпусными обечайками, хранилище представляет собой ряд из 35-40 отработавших в активной зоне TBC. Предполагается, что отработавшие сборки будут выдерживаться в ВРХ в течение двух микрокампаний. Предварительные расчеты показали, что мощность ВРХ достигает нескольких процентов от тепловой мощности установки. Это приводит к тому, что отработавшая сборка недостаточно эффективно расхолаживается к моменту предполагаемого извлечения. ВРХ оказывают значительное влияние на активную зону. Размещение ВРХ в крайнем ряду БЭ приводит к существенному возрастанию повреждающего флюенса на примыкающие к ВРХ корпусные, в том числе, на несущие конструкции. Увеличение диаметра корпуса реактора с целью удаления ВРХ от активной зоны представляется нежелательным, поскольку повлечет за собой уменьшение плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах за корпусом реактора. Исходя из вышеуказанных соображений, было принято решение для экранирования ВРХ от излучения активной зоны использовать сборки борной защиты. Конструктивно сборки защиты ВРХ (ЗВРХ) аналогичны сборке бокового экрана, за исключением материала стержней. Стержни сборки ЗВРХ изготовлены из природного бора. Для изучения необходимости и вариантов размещения сборок борной защиты в боковом экране в качестве нейтронной защиты корпуса реактора и отработавших TBC во внутриреакторном хранилище необходимо провести комплекс нейтронно-физических расчетов.

1.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидной продукции

Как было отмечено выше, одной из задач, поставленных перед исследовательской установкой, является наработка радионуклидов целевого, медицинского и общепромышленного назначения. Для выполнения проектных расчетных исследований необходимо рассмотреть требования, предъявляемые к нарабатываемым изотопам и проанализировать специфику наработки каждого изотопа. Не ставится задача исследовать наработку всех изотопов, в которых может возникнуть потребность. Круг исследований следует ограничить несколькими характерными радионуклидами, представляющими, однако, два принципиально отличающихся случая, в одном из которых эффективная наработка происходит в жестком спектре нейтронов, в другом -требуется смягченный спектр [44].

Кроме того, следует проанализировать объемы, которые могут быть предоставлены исследовательской установкой для загрузки материаловедческих сборок, как в активной зоне, так и в боковом экране, а затем провести оптимизационную процедуру. Целевые функционалы определяются требованиями по количеству получаемого изотопа и его удельной активности. Управляющими параметрами являются место размещения мишени, характеристики мишени и время облучения для каждого из рассматриваемых изотопов. Очевидно, что для выполнения необходимых расчетов требуется знание нуклидного состава активной зоны. Для получения этих характеристик необходимо разработать соответствующие расчетные модели, выбрать подходящие программные средства и написать ряд вспомогательных программ для обеспечения взаимодействия различных программных средств, анализа и обработки данных, получаемых в ходе расчетов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Родина, Елена Александровна, 2013 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Белл Д., Глестон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974, 494с.

2. Фейнберг С. М., Шихов С. Б., Троянский В. Б. Теория ядерных реакторов. Т. 1,2. Элементарная теория реакторов: Учебник для вузов. - М.: Атомиздат, 1978.

3. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерного реактора: Пер. с англ. М.: Изд-во иностр. лит., 1961, С. 575.

4. Галанин А. Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1990.

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

6. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. Учебное пособие для вузов / Под общ. Ред. Н.А.Доллежаля. М.: Энергоатомиздат, 1992.

7. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. Учебное пособие. М.: Энергоатомиздат, 1985. -288 с.

8. Цвайфель П.Ф. Физика реакторов. М.: Атомиздат, 1977.-279 с.

9. Бать Г.А., Коченов A.C., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. Учебное пособие для вузов. М.:Атомиздат, 1972. - 272 с.

10. Бать Г. А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов М.: Энергоиздат, 1982, 512 с.

11. Ершов Ю. И., Шихов С. Б. Математические основы теории переноса. Т. 1,2. М.: Энергоатомиздат, 1985.

12. Шихов С. Б. Вопросы математической теории реакторов. М.: Атомиздат, 1973.

13. Марчук Г.И. Методы расчета ядерных реакторов. М.: Госатомиздат, 1961,667 с.

14. Усынин Г.Б., Карабасов A.C., Чирков В.А. Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1981. -232 с.

15. Зизин М.Н., Шишков Л.К., Ярославцева Л.Н. Тестовые нейтронно-физические расчеты ядерных реакторов. Серия «Физика ядерных реакторов» № 18. М: Атомиздат, 1980 — 88 с.

16. Кузнецов Ю.А. Математические задачи динамики ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1994.

17. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. Учеб. пособие для вузов. — 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1986.—272 с.

18. Вычислительные методы в физике реакторов. Сб. статей. под ред. Гринспена X. Перев. с англ. М.: Атомиздат, 1972. - 372 с.

19. Марчук Г.И., Лебедев В.И. Численные методы в теории переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1981. -456 с.

20. Многогрупповое приближение в теории переноса нейтронов. Николаев М.Н., Рязанов Б.Г., Савоськин М.М., Цибуля A.M. М.: Энергоатомиздат, 1984,-256 с.

21. Гомин Е.А., Майоров Л.В. О расчете вероятностей первых столкновений в системах со сложной геометрией: ВАНТ, сер. Физика и Техника Ядерных Реакторов, вып. 8(21), 1982, с 62-69.

22. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов. Сборник докладов семинара «Нейтроника-93» стр. 46-50, г. Обнинск, 26-28 октября 1993 г.

23. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981 - 280 с.

24. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т. Регулирование пространственного распределения энерговыделения в ядерном реакторе. Часть 1. Математическое описание реактора как многомерного объекта управления. Изд. МИФИ, 1978.

25. Зизин М.Н. Расчет нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Серия «Физика ядерных реакторов» № 12. М.: Атомиздат, 1978. - 104 с.

26. Соловьев Д.А., Щукин Н.В., Семенов A.A. Генераторы стратегий управления для ядерных реакторов // ВАНТ, вып.З, 2010.

27. Попыкин А.И. Сравнение расчетных моделей для вычисления реактивности с использованием стационарных и нестационарных программ // Доклад 72-го по физике ядерных реакторов, РНЦ КИ, 14 мая 2009 г.

28. Саркисов A.A., Пучков В. Н. Под ред. акад. РАН Саркисова А. А. Нейтронно-физические процессы в быстрых реакторах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. — М.: Наука, 2011. - 168 с.

29. Лалетин Н. И., Елынин А. В. Уточнение метода гомогенизации гетерогенного реактора. // Атомная энергия, т.43, вып. 4, 1977, с. 247-252.

30. Владимиров B.C. Численные методы решения кинетического уравнения для сферы // Вычислительная математика, 1958, №3, с.31.

31. Исследовательские ядерные установки России. Под ред. Н.В. Архангельского, И.Т. Третьякова, В.Н. Федулина. М., ОАО «НИКИЭТ», 2012, 328с.

32. Архангельский Н.В., Третьяков И.Т., Федулин В.Н. Обзор сосостояния парка действующих исследовательских установок России. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2013, вып.33, с. 53-59.

33. Аксёнов В.Л., Архангельский Н.В, Лопаткин A.B., Третьяков И.Т. Исследовательские реакторы: кризис или смена вех. // Сборник докладов международной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке». Москва, 2006.

34. Цыканов В.А. Роль исследовательских реакторов в развитии ядерных технологий. Димитровград, ОАО «ГНЦ НИИАР», 2011, 32 с.

35. Федеральная целевая программа «Ядерные энерхотехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года», утвержденная постановлением Правительства Российской Федерации от 04 февраля 2010 г. №50-п.

36. Федеральные целевые программы, сайт URL: http://fcp.economy.gov.ru/cgi-bin/cis/fcp.cgi/Fcp/ViewFcp/View/2013/298/, май 2013.

37. Драгунов Ю.Г., Третьяков И.Т., Лопаткин A.B., Романова Н.В., Лукасевич И.Б. Многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР) -инновационный инструмент для развития новых ядерных энерготехнологий. // Атомная энергия, том. 113, вып. 1, июль 2012 ,с. 25.

38. Пособие «Реактор установки БОР-бО», НИИАР, Димитровград, 2003.

39. Драгунов Ю.Г., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Романова Н.В.,Третьяков И.Т. и др. Экспериментальные возможности МБИР. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2013, вып.33, с. 53-59.

40. Третьяков И.Т., Лопаткин A.B., Романова Н.В. и др. От БОР-бО к реактору МБИР: преемственность и развитие. Сборник трудов научно-технического семинара «Роль реактора БОР-бО в инновационном развитии атомной отрасли». Димитровград, 2010. с. 125-132.

41. Святкин М.Н., Ижутов А.Л., Жемков И.Ю., Третьяков И.Т., Лопаткин A.B. и др. Цели и приоритетные задачи Российского многофункционального быстрого исследовательского реактора. Материалы конференции «Международная конференция по быстрым реакторам и связанным с ними топливным циклам - вызовы и возможности». Киото, декабрь 2009.

42. Родина Е.А. Нейтронно-физический подход к разработке активной зоны реактора МБИР. // Сборник трудов конференции молодых специалистов «Быстрые реакторы». М.: ОАО «НИКИЭТ». 2012, С. 88-93.

43. Горячих Ш.Ф. Конструктивные особенности компоновки активной зоны реактора МБИР // Сборник трудов конференции молодых специалистов «Быстрые реакторы». М.: ОАО «НИКИЭТ». 2012, С. 23-30.

44. Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В. Анализ использования ячек реактора БОР-бО для проведения экспериментальных исследований. // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2012, №1, с. 21-31.

45. Ярославцева Л.Н. Комплекс программ JAR для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов // Вопросы атомной науки и

техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 8(37), с. 4143.

46. Альперович М.Н., Григорьева Н.М., Сысоева О.В., Селезнев Е.Ф., Яблоков C.JI. Аннотация программы ГЕФЕСТ // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1994, вып. 4, с. 36-43.

47. Комплекс программ TRIGEX.04. Инструкция пользователя: Отчет о НИР (промежуточный) // ФЭИ. Инв. №10383. Обнинск. 2000.

48. Серегин A.C. Аннотация программы TRIGEX для малогруппового расчета реактора в трехмерной гексагональной геометрии. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, Вып. 4(33), с. 59-60.

49. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Поляков А.Ю., Цибуля A.M. Аннотация программы CONSYST // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, 1999, вып. 2, с. 148-150.

50. Баринов C.B., Радкевич A.B. Использование системы подготовки многогрупповых нейтронных данных CONSYST/ABBN в программном комплексе FACT-BR для трехмерных нейтронно-физических расчетов БРЕСТ-ОД-ЗОО // В сб. Нейтроника-1999, г. Обнинск, с.341.

51. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M.. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1: Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. - Вопросы атомной науки и техники, Серия: Ядерные константы. Вып. 1, М., 1996, с.59.

52. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Система групповых констант БНАБ-93: Верификационный отчет // Межведомственная комиссия по аттестации справочных данных в различных тематических направлениях атомной науки, техники и технологии. Москва 1999, Свидетельство ПТИЦ ГСССД №444 от 01.07.95.

53. Абагян Л.П., Базазянц Н. АО., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоиздат, 1981.

54. Серегин А.С. Некоторые вопросы реализации улучшенных схем дискретизации задачи диффузии в трехмерной гексагональной геометрии // В сб.: «Нейтроника-92», Обнинск, 1994, с.164-173.

55. Askew J.R. Methods for three-dimensional fuel management studies in high temperature reactors // In proc.: CONF-720901, 1972.

56. Takeda Т., Komano Y. Extension of askew's coarse mesh method to few group problems for calculating two dimensional power distribution in fast breeder reactor // Nucl. Sci. Technol., v. 15, №7.

57. Zimin, V.G., and H. Ninokata, "Nodal Neutron Kinetics Model Based on Nonlinear Iteration Procedure for LWR Analysis," Ann. Nucl. Energy, 25, 507528, 1998

58. Zimin, V.G. and D. M. Baturin "Polynomial Nodal Method for Solving Neutron Diffusion Equations in Hexagonal-Z Geometry ", Ann. Nucl. Energy, 29, 2002, 1105-1117

59. Zimin, V.G. (2000) "SKETCH-N: A Nodal Neutron Diffusion Code for Solving Steady-State and Kinetics Problems", vol. 1 Model Description; vol. 2 User Guide. Доступна вместе с кодом из OECD NEA DataBank.

60. Зимин В.Г. "Моделирование пространственной нейтронной кинетики для анализа динамики и безопасности перспективных быстрых реакторов", Дисс. канд. физ.-мат. наук, МИФИ, 1994.

61. Zimin V.G. SKETCH-N: A Nodal Neutron Diffusion Code for Solving Steady-State and Kinetics Problems. Vol. II. User's Guide. JAERI, 2002.

62. Описание применения и инструкция для пользователей программы MCU-KOSMOS / РНЦ «Курчатовский институт». Инв.№36-10/37-10. М. 2010

63. MCNP-4B. Manual, LA-12625M, 1997.

64. Forrest R.A., Kopecky J. The European Activation File: EAF-2001 cross section library. UKAEA FUS 451, 2001.

65. Forrest R.A. The European Activation File: EAF-2001 decay data library. UKAEA FUS 452, 2001.

66. Forrest R.A. The European Activation File: EAF-2001 biological, clearance and transport libraries. UKAEA FUS 453, 2001.

67. Sidell J. 'EXTRA. A digital computer program for the solution of stiff sets of ordinary value, first order differential equations. AEEW-R-799, 1972

68. Forrest R.A. The European Activation File: EAF-2001 decay data library. UKAEA FUS 452, 2001.

69. Cierjacks S. et al. Development of a novel algorithm and production of new nuclear data libraries for the treatment of sequential (x,n) reactions in fusion material activation calculations. — Fus. Techn., 1993, vol. 24, p. 277.

70. Croff A.F. "A user's manual for the ORIGEN2 computer code", ORNL/TM-7175,1980.

71. Bell M.J. "ORIGEN: the ORNL isotope generation and depletion code", ORNL/TM-4628,1973.

72. Davidenko, V.D., V.F. Tsibulsky. "Detailed Calculation of Neutron Spectrum in Cell of a Nuclear Reactor", Int. Conf. on the Physics of Nuclear Science and Technology, PHYSOR98, Oct. 5-8, 1998, Long Island, New York, pp. 17551760.

73. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Расчет выгорания в программе UNK. В сборнике Нейтроника-1999, Обнинск, 2000.

74. Деев В.И., Щукин Н.В., Черезов A.JI. Основы расчета судовых ЯЭУ: Учебное пособие / Под общ. Редакцией проф. В.И. Деева. - М: НИЯУ МИФИ, 2012,-256 с.

75. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Использование программы TIME 26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок: Учебно-методическое пособие к выполнению курсового проекта по ядерным энергетическим установкам. - М.: МИФИ, 2008.

76. Белоусов Н.И., Бычков А.С., Марчук Ю.В., Пряничников А.В. Программа GETERA. Описание методик, (промежуточный отчет) № 01.94.0006777, МИФИ, 1994.

77. Пряничников A.B. Описание программы GETERA. ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2009, вып. 3.

78. N.Belousov, S.Bichkov, Y.Mavchuk et al. The code GETERA for cell and polycell calculations model capability. Proc. Of Top. Meet. On Advances in Reactor Physics, March, 8-11, 1992, Charlston, USA.

79. Родина E.A., Щукин Н.В. Основные аспекты нейтронно-физического расчета при проектировании МБИР. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ, 2013, с.53.

80. Зайко И.В., Левченко М.О., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Родина Е.А., Романова Н.В., Третьяков И.Т. Нейтронно-физические особенности проектирования МБИР.// Сборник трудов международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». М.:ОАО «НИКИЭТ», 2012. Т. 1. С. 187-194.

81. ОАО «НИКИЭТ». Техническая справка «Сравнение нейтронно-физических характеристик РУ МБИР, рассчитанных по программе MCNP и TRIGEX. Инв. № Е215-3879, 2011.

82. ОАО «НИКИЭТ». Отчет МБИР-От-0322. Разработка и анализ методик зонного и прямого моделирования выгорания топлива для равновесной кампании применительно к нейтронно-физическим расчетам активной зоны РУ в рамках технического проекта МБИР Инв. №8239, 2011.

83. Дружаев A.A., Родина Е.А., Семенов A.A., Щукин Н.В. Создание расчетного комплекса для исследования перегрузок в быстром исследовательском реакторе. // Ядерная физика и ижиниринг», 2012, том 3, №6, с. 496-501.

84. Зайко И.В., Левченко М.О., Лукасевич И.Б., Родина Е.А. Моделирование равновесной кампании РУ МБИР. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2013, вып.33, с. 49-53.

85. ОАО «НИКИЭТ». Отчёт МБИР.215.114 От. Расчёт нейтронно-физический активной зоны реактора МБИР с твэлом о 6,0 мм. Инв. № 060-009-8468, 2010.

86. ОАО «НИКИЭТ». Отчёт МБИР-От-0119. Комплекс нейтронно-физических исследований активной РУ МБИР на базе твэла 6.9 мм в рамках первого этапа эскизного проекта. Инв. № 009-0019, 2011.

87. ОАО «НИКИЭТ». Отчет МБИР-От-0263. Анализ нейтронно-физических характеристик активной зоны РУ МБИР для компоновок на базе твэла 0 6.0 мм и о 6.9 мм по итогам эскизного проекта. Инв. номер № 009-0061, 2011.

88. Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Зайко И.В., Родина Е.А. «Основные нейтронно-физические характеристики компоновок активной зоны МБИР». // Годовой отчет НИКИЭТ.Сб. статей - М.: ОАО «НИКИЭТ», 2011. С.113-114.

89. Родина Е.А., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Романова Н.В.. Выбор компоновки активной зоны реактора МБИР. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2012, вып.1, с. 79-84.

90. Зайко И.В., Левченко М.О., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б.,Родина Е.А., Романова Н.В., Третьяков И.Т. Нейтронно-физические особенности активной зоны МБИР. // Атомная Энергия, 2013, т. 114, вып. 4, с. 188-192.

91. Лукасевич И.Б., Родина Е.А.. Порядок формирования и пути усовершенствования активной зоны РУ МБИР. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2013, вып.33, с. 53-59.

92. ОАО «НИКИЭТ». Отчет МБИР-От-0531. Расчет параметров кампании, характеристик РО СУЗ и эффектов реактивности реактора МБИР. Инв. № 009-0395, 2012.

93. ОАО «НИКИЭТ». Отчет МБИР-От-0174. Нейтронно-физический расчет активной зоны и энерговыделений в элементах конструкций РУ МБИР. Инв. №009-0028, 2011.

94. ОАО «НИКИЭТ». Отчет МБИР-От-0403. Расчет распределения энерговыделений в активной зоне и боковом экране реактора МБИР. Инв.№ 009-0165, 2012.

95. Правила ядерной безопасности и исследовательских реакторов НП-009-04, Москва, 2004.

96. Герасимов A.C. и др. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах - М.: Энергоатомиздат, 1989, 575 с.

97. Клинов A.B., Мамелин A.B., Топоров Ю.Г.. Исследовательские реакторы НИИАР для получения радионуклидов // Атомная энергия, 1989. Т.69. № 3. С.186- 189.

98. Корольков A.C., Кузнецов P.A., Лебедев М.В. и др. Использование реактора БОР-бО для накопления радионуклидов. // Сборник трудов научно-технического семинара «Роль реактора БОР-бО в инновационном развитии атомной отрасли». Димитровград, 2010, с. 96-103.

99. Топоров Ю.Г. Использование комплекса исследовательских реакторов ГНЦ РФ НИИАР для производства радионуклидов. // Сборник докладов международной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке». Москва, 2006.

100. Кузнецов P.A., Тарасов В.А., Топоров Ю.Г. Состояние и перспективы использования исследовательских реакторов ОАО «ГНЦ НИИАР» для наработки радионуклидов медицинского и промышленного назначения. // Тезисы докладов международной технической конференции «Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях».2011, с. 35-39.

101. Филимонов В.Т., Кузнецов P.A., Андреев О.И. и др. Тезисы доклада. Получение Sr-89 без носителя с использованием реактора на быстрых нейтронах БОР-бО. Вторая Российская конференция по радиохимии, Димитровград, 1997, с.263.

102. Мальцев В.В., Карпенко А.И., Чернов И.А., Головин В.В. Опыт наработки 60Со в БН-600 // Атомная энергия, 1999, Т.86, вып.З, с.216-219.

103. ОАО «НИКИЭТ». Отчет МБИР-От-О539. Расчетные исследования по оптимизации наработки радионуклидной продукции. Инв. № 009-0358, 2012.

\