Разработка и совершенствование методов расчета на прочность и надежность стержневых твэлов ЯЭУ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук в форме науч. докл. Попов, Вячеслав Васильевич

• Попов, Вячеслав Васильевич
• доктор технических наук в форме науч. докл.
• 2000

Оглавление диссертации доктор технических наук в форме науч. докл. Попов, Вячеслав Васильевич

Актуальность проблемы. Возможность успешного развития ядерной энергетики связана с двумя основными условиями. Первое условие - безопасность атомных электростанций (АЭС). Второе условие — их экономичность и конкурентоспособность. Один из основных элементов АЭС - ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ), а основная составная часть ЯЭУ - тепловыделяющий элемент (твэл).

Безопасная эксплуатация ЯЭУ связана со способностью твэлов удерживать топливо и продукты деления под оболочкой, не давая им выйти за пределы активной зоны как в нормальных условиях эксплуатации, так и в процессе протекания проектных аварий.

Экономичность АЭС определяется глубиной выгорания топлива, увеличением продолжительности работы твэлов, возможностью ЯЭУ работать в режимах маневрирования мощности.

Конструктивно твэл содержит два защитных барьера (топливный сердечник и оболочку), препятствующих выходу продуктов деления в теплоноситель и, далее, за пределы активной зоны. В соответствие с современными требованиями защитные барьеры должны удерживать продукты деления при штатных условиях эксплуатации. Повреждение барьера должно быть минимальным при проектных авариях и прогнозируемо при гипотетических авариях. Первым источником информации о состоянии твэлов и их поведении в различных условиях эксплуатации дают расчетные оценки прочности твэлов. Результаты расчетов прочности и надежности твэлов являются одной из важных составных частей процедуры лицензирования топлива. Они определяют также направление исследований свойств конструкционных и топливных материалов.

Таким образом, создание и развитие методов расчета на прочность твэлов различных ЯЭУ является актуальным.

Цель и задача работы. Работа выполнена с целью развития и совершенствования методов расчета на прочность твэлов различных ЯЭУ в обеспечение лицензирования топлива, соответствующего современным требованиям.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

• проанализировано внутриреакторное поведение конструкционных и топливных материалов, их кратковременных и длительных механических свойств;

• определены условия нагружения различных конструкций твэлов;

• разработаны методы расчета напряженно-деформированного состояния (НДС), прочности и надежности стержневых цилиндрических твэлов различных ЯЭУ.

Научная новизна заключается в том, что в работе разработан ряд новых методов и развиты известные методы расчета напряженно-деформированного состояния, работоспособности и надежности цилиндрических стержневых твэлов, используемых при расчете работоспособности твэлов реакторов БН, РБМК, ВВЭР, реакторов с ТЖМТ.

Исследовано и проанализировано изменение механических свойств материалов оболочек твэлов различных ЯЭУ в процессе облучения, предложены феноменологические зависимости для описания этих свойств как функции температуры, напряжений и повреждающей дозы облучения.

На основании результатов расчетов НДС и работоспособности твэлов реакторов БН предложена конструкция составного твэла, которая без существенных переделов реактора позволяет добиться получения максимального выгорания ~15 % т.а. в реакторе типа БН-800. Анализ особенностей НДС и работоспособности твэлов типа ВВЭР и РБМК позволил вдвинуть идею использования в реакторах ВВЭР твэлов с керметным топливом.

Практическая ценность. Выполненная работа позволила провести расчетные исследования прочности твэлов реакторов БН, РБМК, ВВЭР. Результаты исследований легли в проектное обоснование работоспособности твэлов реактора БР-10, а также оптимизации конструкций твэлов, уже работающих ЯЭУ (БН, РБМК, ВВЭР).

Автор защищает: разработанные и усовершенствованные методы расчета на прочность и надежность стержневых цилиндрических твэлов различных ЯЭУ, оптимизированные решения по конструкции твэлов реакторов БН, ВВЭР.

Апробация работы: Основные результаты диссертации обсуждены на 1-ом (1981), 2-ом (1983), 3-ем (1985), 4-ом (1987) и 5-ом (1989) Отраслевых семинарах по прочности и надежности элементов активных зон энергетических реакторов (Обнинск), международных конференциях по радиационному материаловедению (Алушта, 1990, 1998), 3-ей (1992), 4-ой (1995), 5-ой (1997) Межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению (г.Димитровград), международной конференции "Проектирование и безопасность перспективных ЯЭУ" (Токио, 1992), на техническом комитете МАГАТЭ "Изучение топлива с низким выходом газообразных продуктов деления" (Москва, 1996), на техническом комитете МАГАТЭ по влиянию высоких доз облучения на конструкционные и топливные материалы активной зоны перспективного быстрого реактора (Обнинск, 1997), на международной конференции ТЖМТ-98 (Обнинск, 1998), на международных конференциях 11КРМ-99 (Бельгия, 1999), Ы1РМ-2000 (Франция, 2000) и ряде других ведомственных и международных семинарах.

Публикации. По результатам исследований опубликовано 190 работ, из них 60 печатных и 123 рукописных, получено 7 авторских свидетельств и патентов.

Личный вклад автора. Автор выполнил большой объем работ по созданию новых и развитию известных методов расчета НДС, работоспособности и надежности твэлов различных ЯЭУ, обобщению материала.

Под руководством автора велись научные темы по разработке методов расчета и обоснованию работоспособности конструкций твэлов ЯЭУ, по разработке самих конструкций твэлов различных ЯЭУ, по организации экспериментов в обоснование внутриреакторного поведения материалов и конструкций твэлов.

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

Глава 1 Методы расчета напряженно-деформированного состояния цилиндрического стержневого твэла.

Введение.i.

1.1 Описание изменения физико-механических свойств материалов твэла под облучением.

1.1.1 Общие положения.

1.1.2 Описание распухания и радиационного роста конструкционных материалов.

1.1.3 Описание изменения под облучением характеристик упругости и диаграмм деформирования.

1.1.4 Внутриреакторная ползучесть материалов.

1.2 Описание методов расчета напряженно-деформированного состояния цилиндрического стержневого твэла.

1.2.1 Осесимметричное напряженно-деформированное состояние цилиндрического стержневого твэла.

1.2.2 Расчет формоизменения оболочек цилиндрических твэлов, имеющих начальную эллипсность, при сохраняющемся зазоре между топливом и оболочкой.

1.2.3 Напряженно-деформированное состояние твэла с сохраняющимся зазором между оболочкой и керамическим топливом при переменном нагружении.

1.2.4 Вопросы верификации моделей расчета НДС оболочек твэлов.

Глава 2 МЕТОДЫ РАСЧЕТА РАБОТОСПОСОБНОСТИ (ПРОЧНОСТИ) И НАДЕЖНОСТИ цилиндрического стержневого твэла.

Введение.

2.1 Описание изменения прочностных характеристик материалов твэлов под облучением.

2.1.1 Внутриреакторная длительная прочность материалов оболочек твэлов.

2.1.2 Влияние нейтронного облучения на характеристики механики разрушения.

2.2 Описание методов расчета работоспособности оболочек твэлов.:.

2.2.1 Закономерности накопления статических повреждений.

2.2.2 Накопление усталостных повреждений.

2.2.3 Суммирование квазистатических и усталостных повреждений.

2.2.4 Оценка работоспособности оболочки твэла, имеющей поверхностный трещинообразный дефект.

2.3 Описание методов расчета надежности оболочек твэлов.

2.3.1 Метод расчета надежности оболочки при оценке работоспособности по предельным состояниям.

2.3.2 Оценка надежности оболочки твэла, имеющей поверхностные трещинообразные дефекты

Глава 3 Напряженно-деформированное состояние и работоспособность

ЦИЛИНДРИЧЕСКИХ СТЕРЖНЕВЫХ ТВЭЛОВ РЕАКТОРОВ БН.

Введение.

3.1 Поведение оболочек твэлов в условиях реактора БН.

3.1.1 Влияние температуры облучения и напряжения на деформационные и прочностные свойства материла оболочки.

3.1.2 Влияние способа нагружения на НДС и работоспособность оболочки твэла.

3.1.3 Некоторые результаты расчета НДС и работоспособности твэлов реакторов БН.

3.2 Результаты разработки конструкции составного твэла для реакторов БН.

3.2.1 Идеологическая основа разработки составного твэла.

3.2.2 Повышение выгорания топлива в реакторах БН за счет использования конструкции составного твэла.

3.2.3 Экспериментальное подтверждение работоспособности составных твэлов БН при облучении в реакторе БОР-бО.

Глава 4 Особенности НДС и работоспособности твэлов ВВЭР и РБМК.

Введение.

4.1 Анализ НДС в оболочках твэлов РБМК и ВВЭР при переходных режимах.

4.2 Особенности оценки работоспособности твэлов ВВЭР и РБМК.

4.3 Результаты разработки твэла с керметным топливом для водоохлаждаемыхреакторов.

Выводы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и совершенствование методов расчета на прочность и надежность стержневых твэлов ЯЭУ»

Одна из основных проблем создания безопасных и экономичных энергетических ядерных реакторов - обеспечение надежной работы тепловыделяющих элементов (твэлов) при стационарных и переходных режимах эксплуатации и в аварийных условиях. Надежность твэлов определяется их способностью удерживать продукты деления и топливо внутри оболочки и не превышать уровня формоизменения, приводящего к существенному ухудшению их охлаждаемости.

Задача проектировщика - спрогнозировать длительность их эксплуатации без разгерметизации оболочки с допустимым изменением диаметра и длины твэлов. Такое прогнозирование обеспечивается расчетным путем с использованием специальных программ, для создания которых разрабатываются методы расчета твэлов на прочность.

На протяжении более 30 лет работы в ГНЦ РФ ФЭИ автор участвовал в разработке методов расчета на прочность стержневых цилиндрических твэлов реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ), реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, реакторов РБМК и ВВЭР.

1) Так; для твэлов реакторов с ТЖМТ, имеющих зазор между топливом и оболочкой, заполненной Ыа, был разработан метод расчета напряженно-деформированного состояния (НДС) оболочки и ее работоспособности при работе реактора в стационарном режиме. При этом учитывалось, что оболочка твэла нагружена внутренним давлением газовых продуктов деления (ГПД), внешним давлением теплоносителя, неоднородным тепловым полем и давлением распухающего топлива в тех сечениях, где зазор между топливом и оболочкой отсутствует. Этот метод используется для оценки НДС твэлов БН, РБМК, ВВЭР, работающих в стационарном режиме.

2) В начальный период эксплуатации реакторов с ТЖМТ, РБМК и ВВЭР; пока выгорание топлива и давление ГПД под оболочкой невелики, оболочка твэла нагружена большим избыточным давлением теплоносителя. Нагружение избыточным внешним давлением может длиться достаточно долго (иногда несколько тысяч часов). Для этих условий работы был разработан метод расчета развития вязких деформаций оболочки твэла, имеющей начальную овальность. Этот метод в настоящее время широко используется при анализе устойчивости оболочек твэлов ВВЭР и РБМК с учетом накопленной в процессе работы овальности.

3) Для анализа необратимого удлинения («храповика») оболочек твэлов РБМК в процессе переходных режимов работы реактора по договору с НИКИЭТ был разработан метод расчета НДС твэлов с керамическим диоксидным топливом (и02). Разработанный метод расчета используется при оценке НДС твэлов РБМК и ВВЭР в процессе переходных режимов работы реактора.

4) Для расчета НДС твэлов реакторов ВВЭР с керметным топливом был усовершенствован метод расчета НДС твэлов с| жесткой связью топлива и оболочки с использованием при расчете распухания топлива теории газовых пор.

5) При разработке и усовершенствовании моделей расчета НДС твэлов было проанализировано влияние нейтронного облучения на механические свойства (диаграмму деформирования и ползучесть) используемых материалов оболочек твэлов (стали, циркониевые сплавы). Для подтверждения результатов анализа были организованы внутриреакторные исследования влияния нейтронного облучения на диаграммы деформирования и ползучесть циркониевых сплавов Э-110 и Э-635.

6) При расчете работоспособности и надежности твэлов в условиях вязкого деформирования материала оболочки использовалась теория накопления повреждений. Причем суммирование повреждений разделялось на межзеренное и внутризеренное с учетом механизма деформирования материала оболочки.

7) Для оценки работоспособности оболочек твэлов при Т<0,4 Тпл использовались методы механики разрушения. Разработан метод оценки надежности оболочки твэла, имеющей поверхностные трещинообразные дефекты. Для получения характеристик трещиностойкости стальных оболочек твэлов БН были проведены облучения образцов в реакторах БР-10 и БН-600 и получены значения параметров трещиностойкости стали типа Х16Н15 в зависимости от повреждающей дозы облучения.

8) Для подтверждения правильности разработанных методов расчета НДС оболочек твэлов был предложен метод статистического сравнения результатов расчета НДС с результатами эксперимента. Основным измеряемым параметром в процессе реакторного эксперимента с твэлами было выбрано формоизменение оболочки твэла. Сравнивались экспериментальная выборка результатов изменения диаметра (длины) твэлов и расчетная выборка изменения диаметра (длины), полученная методом Монте-Карло. Для сравнения был выбран критерий принадлежности двух выборок одной и той же генеральной совокупности - критерий Уилкоксона. I

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Попов, Вячеслав Васильевич

Выводы

1. Разработаны новые методы расчета НДС (метод расчета устойчивости цилиндрической оболочки, имеющей исходную овальность, в условиях< вязкого деформирования внешним давлением, метод оценки осевого удлинения и НДС оболочки стержневого твэла реактора типа РБМК в условиях циклирования мощности) и развиты известные методы расчета НДС цилиндрических стержневых твэлов (метод расчета НДС в твэлах при сохраняющемся зазоре между топливом и оболочкой, метод расчета НДС твэлов с жесткой связью топлива и оболочки, в том числе и с керметным топливом).

2. Организованы реакторные испытания и получены характеристики диаграмм деформирования и внутриреакторной ползучести сплавов на основе циркония, а также характеристики трещиностойкости оболочечной стали БН типа Х16Н15. Анализ полученных и имеющихся результатов изменения механических свойств материалов оболочек твэлов под облучением позволил получить феноменологические зависимости для описания этих свойств, как функции температуры, напряжений и повреждающей дозы облучения, используемые при расчете НДС и работоспособности твэлов различных реакторов.

3. Разработаны и усовершенствованы методы расчета работоспособности (прочности) и надежности цилиндрического стержневого твэла с учетом изменения прочностных характеристик материалов твэлов под облучением. Разработанные методы расчета прочности и надежности основаны на закономерностях накопления повреждений в материалах твэлов и на закономерностях механики разрушения, применимых для элементов конструкции твэла, имеющих трещинообразные дефекты. Разработан новый метод оценки надежности оболочки твэла, имеющей поверхностные трещинообразные дефекты, развиты методы расчета работоспособности и надежности цилиндрических стержневых твэлов с использованием теории накопления повреждаемости.

4. По разработанным методикам проведено проектное обоснование работоспособности твэлов БР-10 с нитридным топливом.

5. Проведен анализ результатов расчета НДС и работоспособности цилиндрических стержневых твэлов реакторов БН.

На основании результатов расчетов предложена конструкция Составного твэла, которая без существенных переделов реактора позволяет добиться получения максимального выгорания ~15 % т.а. в реакторе типа БН-800.

6. Проведен анализ особенностей НДС и работоспособности твэлов типа ВВЭР и РБМК. Он позволил выдвинуть идею использования в реакторах ВВЭР твэлов с керметным топливом. Монолитная конструкция твэла с керметным топливом снимает вопрос об устойчивости оболочки, обеспечивает практическое отсутствие контакта коррозионноагрессивных продуктов деления с оболочкой из циркониевого сплава и тем самым устраняет опасность возникновения КРН при переходных режимах.

Монолитная конструкция твэла с керметным топливом более стойка к появлению в оболочке повреждений типа «дебриз», а если такое повреждение появляется, то отсутствует возможность попадания воды под оболочку твэла и ее ускоренного гидрирования.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук в форме науч. докл. Попов, Вячеслав Васильевич, 2000 год

1. Лихачев Ю.И., Пупко В .Я., Попов В.В. Методы расчета на прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1982.

2. Попов В.В. Феноменологические зависимости, описывающие внутриреакторную ползучесть материалов твэлов энергетических реакторов. Сборник докладов четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 1996, т.З, с.210-216.

3. Бульканов М.Г., Круглов А.С., Попов В.В. и др. Исследования ползучести сплавов циркония в процессе облучения в реакторе БР-10. Сборник докладов пятой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 1998, т.2, с.

4. Попов В.В. и др. Исследование радиационной ползучести материала оболочки и внутриреакторных диаграмм деформирования. Отчет ФЭИ, №9736, 1998.

5. Попов В.В., Хмелевский М.Я. и др. Работоспособность твэлов водоохлаждаемых реакторов с керамическим топливом. Отчет ФЭИ и НИКИЭТ №3971, 1984.

6. Лихачев Ю.И., Попов В.В. К устойчивости оболочек цилиндрических твэлов с начальной эллипсностью. Атомная энергия, 1972, т.32, вып.1, с.З.

7. Малахова Е.И., Попов В.В., Хмелевский М.Я. Устойчивость цилиндрической оболочки, имеющей исходную овальность, в условиях вязко-пластического деформирования внешним давлением. Расчетный код ELLIPS. Препринт ФЭИ-2508, Обнинск, 1996.

8. Малахова Е.И., Попов В.В., Хмелевский М.Я. Методика расчета напряженно-деформированного состояния твэлов с оксидным таблеточным топливом при переменном нагружении. Препринт ФЭИ-2509, Обнинск, 1996.

9. Попов В.В., Лихачев Ю.И., Долматов А.С. Расчет распухания керметного топлива в твэлах реакторов ВВЭР. Избранные труды ГНЦ РФ Физико-энергетический институт, 1994 г., Обнинск, 1996, с.140-151.

10. Попов B.B. и др. Оценка работоспособности твэлов с нитридным топливом. Приложение к техническому проекту «Разработка твэлов и TBC для реактора БР-10 с нитридным топливом», инв.№ ФЭИ Е-9826, 1981.

11. Попов В.В. Внутриреакторная прочность материалов оболочек твэлов. Сборник докладов четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 1996, пом 3, с.205-209.

12. Попов В.В. Оценка прочности оболочек твэлов быстрых реакторов в условиях внутриреакторной ползучести. Материалы отраслевого семинара «Прочность и надежность элементов активных зон энергетических ядерных реакторов», Обнинск, 1991, с.112-116.

13. Клокова О.И., Попов В.В. Оценка внутриреакторной длительной прочности сталей, используемых в качестве оболочек твэлов быстрых реакторов на основе анализа работы опытных TBC. Там же, с. 116-118.

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

15. Лихачев Ю.И., Троянов В.М., Гибадуллин Р.Х., Попов В.В., Ермолаев С.Н. Трещиностойкость облученной аустенитной стали 0Х16Н15МЗБ. См. литературу 20, с.139-141.

16. Лихачев Ю.И., Попов В.В., Троянов В.М., Хмелевский М.Я. Оценка работоспособности твэлов быстрых энергетических реакторов. См. литературу 24, с.23-26.

17. Белинский B.C., Лихачев Ю.И., Попов В.В., Сидоров В.Н. Методика испытания на многоцикловую усталость материалов ядерного реактора. См. литературу 15, с.344-350.

18. Лихачев Ю.И., Попов В.В., Куров И.В., Хмелевский М.Я. Методика оценки надежности модуля прямоточного парогенератора натрий-вода. ВАНТ, серия: Физика и техника ядерных реакторов, выпуск 2(24), 1982.

19. Лихачев Ю.И., Попов В.В., Куров И.В., Хмелевский М.Я. Методика оценки надежности сборки твэлов энергетических ядерных реакторов. См. литературу 15, с.147-157.

20. Лихачев. Ю.И., Попов В.В. и др. Оценка вероятности разрушения труб прямоточного парогенератора натрий-вода, имеющих начальные трещины. Препринт ФЭИ-1084, Обнинск, 1980.

21. Popov V.V. Failure criteria used for estimation of fast reactor fuel pin clad strength. Доклад на 1-м техническом российско-французском совещании группы 1. Обнинск, Россия, январь 1994

22. Popov V.V. In-pile strength of austenitic steels for fast reactors' fuels pin cladding. Доклад на 2-м техническом российско-французском совещании группы 1, Кадараш, Франция 25 ноября-01 декабря 1995.

23. Попов В.В. и др. Обоснование продления ресурса твэлов ИР БР-10. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, инв.№44-26/838 от 25.09.97.

24. Попов В.В., Троянов В.М., Хмелевский М.Я., Сараев О.Н., Шейнкман А.Г. Оценка прочности и надежности твэлов быстрого реактора с учетом реальных режимов эксплуатации. См.литературу 24, с.83-87.

25. Попов В.В., Троянов В.М., Хмелевский М.Я. Некоторые особенности деформирования твэлов с топливом, испытывающем аллотропические превращения. См.литературу 22, с.98-100.

26. Гибадуллин Р.Х., Попов В.В., Троянов.В.М. Твэл ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах. Авторское свидетельство №1345917, 1987.

27. Попов В.В. и др. Анализ работоспособности твэлов быстрых энергетических реакторов и новые конструктивные решения, направленные на достижение глубоких выгораний топлива. Отчет ФЭИ, 1987.

28. Попов В.В. и др. Вопросы разработки активной зоны реактора БН-800 с составными твэлами, обеспечивающими выгорание топлива более 15 %т.а. Отчет ФЭИ, 1989.

29. Попов В.В. и др. О возможности экспериментального подтверждения работоспособности составных твэлов БН при облучении прототипов твэлов в БОР-бО. Отчет ФЭИ, 1989.

30. Попов В.В. и др. Пояснительная записка к опытной TBC с составными твэлами, предназначенными для испытаний в реакторе БОР-бО. ПЗ 44-26/615, ФЭИ, 1990.

31. Попов В.В. и др. Исследование осевых деформаций твэлов реактора РБМК-1000 в переходных режимах. Отчет НИКИЭТ и ФЭИ, 1979.

32. Лихачев Ю.Н., Попов В.В. и др. Оценка осевого удлинения оболочки стержневого твэла реактора типа РБМК в условиях циклирования мощности. Препринт ФЭИ-1089, Обнинск, 1980.

33. Попов В.В., Хмелевский М.Я. и др. Оценки удлинения оболочки твэла РБМК при циклических изменениях мощности. Атомная энергия, 1981, т.51, вып.6, с.362.

34. Лихачев Ю.И., Попов В.В. и др. Оценка осевого удлинения оболочки стержневого твэла реактора типа РБМК в условиях циклического изменения мощности. См. литературу 12, с.124-136.

35. Попов В.В., Хмелевский М.Я., Малахова Е.И. Расчетная оценка НДС твэлов реактора ВВЭР-1000 при переходных режимах. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, инв.№ 1300 1999 г.

36. Popov V. et al. A Cermet Fuel Application for PWR Safety Improvement. Int.Conf of Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Proceedings, v.II, p.7, 7-1, October 25-29, 1992, Tokyo, Japan.

37. Попов В.В., Спассков В.П., Шарапов В.Н. Анализ преимуществ твэлов с керметным топливом при использовании в реакторах ВВЭР. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ и ОКБ «Гидропресс», Обнинск, 1996, инв.№9246.

38. Попов В.В., Хмелевский М.Я., Малахова Е.И. Компьютерный код ОХРА. Математическая модель и верификация. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, 1996.

39. Попов В.В, и др. Расчетное обоснование выбора размеров оптимизированной конструкции твэлов РБМК-1000. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, инв.№9725, 1998.

40. Попов В.В. и др. Обоснование выбора альтернативной конструкции твэла РБМК-1000 с увеличенным зазором между топливом и оболочкой. Материал ГНЦ РФ ФЭИ, инв.№44-26/846 от 25.09.97 г.

41. Лихачев Ю.И., Попов В.В. и др. Вопросы теоретического и экспериментального исследования устойчивости оболочек твэлов. См.литературу 24, с.52.

42. Бирюков О.В., Попов В.В. и др. Испытания оболочек твэлов на устойчивость. Там же, с.145-146.

43. Блохин В.Н., Попов В.В. и др. Керметное топливо для ВВЭР состояние проблемы. Доклад на международной конференции «Ядерное топливо для человечества», г.Электросталь, Россия, 5-8 октября, 1998.

44. Попов В.В. и др. Экспериментальное изучение трещиностойкости и термического взаимодействия диоксйдного топлива и оболочки при переходных режимах. Труды IX межнационального совещания «Радиационная физика твердого тела», Москва, 1999, т.1,с.1196-1205.

45. Попов В.В. и др. Испытания керметных твэлов с искусственными дефектами оболочек в реакторе АМ. Пятая межотраслевая конференция по реакторному материаловедению. Сборник докладов, Димитровград, 1998, т.1, часть 1, с. 146-152.

46. Попов В.В., Иванов С.Н., Поролло С.Н. Послереакторные исследования керметных твэлов с искусственными дефектами оболочек, облученных в реакторе АМ. Там же, с.153-160.

47. Попов В.В. и др. Исследование поведения твэлов с керметным топливом в реакторе ИГР в условиях аварии типа RIA. Четвертая межотраслевая конференция по реакторному материаловедению. Тезисы докладов, Димитровград, 1995, с.40-42.i