Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе МИР.М1 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Ижутов, Алексей Леонидович

• Ижутов, Алексей Леонидович
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ижутов, Алексей Леонидович

Перечень сокращений.

Введение. Общая характеристика работы.

Глава 1. Обзор литературы.

1.1. Основные типы и характеристики испытательных реакторов.

1.2. Методы определения тепловой мощности, энерговыделения в исследовательских реакторах.

1.3. Методы экспериментального определения выгорания топлива ядерных реакторов неразрушающими методами.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе МИР.М1»

Актуальность

В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» определены:

• поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;

• постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности III и IV поколений и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет уверенного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличение экспортного потенциала.

Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надежности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и TBC, а также изучение влияния динамических характеристик реакторных установок на работоспособность твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырехгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной. Проводятся работы по обеспечению 4-х и 5-и годичных кампаний в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, соответственно, что требует повышения эксплуатационной надежности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на уровне (2-3)-10'5. Также необходимо решать задачи по улучшению технологии производства порошка диоксида урана, минимизации доспекания топливных таблеток, совершенствованию оболочечных циркониевых материалов, разработке твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители [1].

В ближайшей перспективе необходимо развернуть широкомасштабные исследования по созданию более экономичных, надежных, безопасных и конкурентоспособных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения.

Для экспериментального обоснования работоспособности твэлов в режимах нормальной эксплуатации, исследования поведения и обоснования их безопасности при отклонении параметров за рамки эксплуатационных пределов, а также определения параметров безопасной эксплуатации твэлов используются специализированные исследовательские реакторные установки и стенды. В настоящее время основным отечественным, испытательным, исследовательским реактором для обоснования работоспособности и безопасности топлива вновь создаваемых, а также совершенствования топлива существующих легководных ЯЭУ является реактор МИР.М1 [2]. При этом следует отметить, что на реакторной установке имеются петлевые экспериментальные установки со всеми перспективными типами теплоносителя. Экспериментальные возможности реактора позволяют проводить испытания элементов активных зон не только современных типов ЯЭУ, но и развернуть исследования по созданию реакторов следующего поколения. В настоящее время на реакторе МИР выполняются следующие программы исследований:

• обоснование работоспособности топлива реакторов типа ВВЭР до глубины выгорания ~70 МВт-сут/кг11 и более, в том числе, в режимах с маневрированием и циклированием мощности;

• испытания твэлов реакторов типа ВВЭР с модифицированным топливом и обо л очечными материалами;

• реакторные испытания топлива реакторов типа ВВЭР с моделированием проектных аварийных ситуаций;

• исследования поведения негерметичного топлива реакторов типа ВВЭР;

• сравнительные испытания макетов твэлов по выбору конструкции и материалов твэлов транспортных водо-водяных энергетических установок;

• испытания полномасштабных TBC с моделированием условий работы в штатных активных зонах новых типов транспортных ЯЭУ;

• испытания топлива исследовательских реакторов на основе высокоплотного U-Mo топлива по российской и международной программе снижения обогащения топлива (RERTR). Разрабатываются программы испытаний топлива с моделированием тяжелых аварий, а также модернизированных типов топлива для лицензирования усовершенствованных реакторов типа ВВЭР, испытания топлива реакторов типа КЛТ-40 для плавучих энергоблоков, топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа ГТМГР.

Многопетлевой исследовательский реактор МИР.М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР.М1 имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных задач при проведении испытаний является определение тепловой мощности и выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах с учетом энерговыделения в замедлителе, конструкционных материалах и теплоносителе за счет ионизирующих излучений, сопровождающих процесс деления ядерного топлива, как в рабочих, так и экспериментальных каналах.

Представительность испытаний тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, прежде всего, определяется обеспечением заданных параметров испытаний и достоверностью их значений. Одними из наиболее важных параметров испытаний являются мощность тепловыделения и глубина выгорания топлива. Следует отметить, что значительное количество испытаний твэлов проводятся с целью определения допустимой глубины выгорания топлива при заданном уровне мощности и/или определения допустимого значения мощности при достижении заданного значения глубины выгорания. Известно, что топливная составляющая стоимости производства электроэнергии на АЭС составляет ~15% [1], поэтому уточнение допустимого предела выгорания топлива даже на 1% может обеспечить значительный экономический эффект. Вследствие неопределенности значений выгорания отработавшего топлива на АЭС существует так называемая проблема «кредита выгорания», суть которой заключается в том, хранилища отработавшего топлива в настоящее время обеспечивают условия безопасности, как для свежего топлива. В конечном итоге это приводит к снижению допустимого количества отработавших сборок в хранилищах и, соответственно, к значительным экономическим издержкам при хранении топлива. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность эксплуатации топлива. В настоящее время в качестве одного из путей повышения эффективности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 рассматривается снижение излишнего запаса теплотехнической надежности на ~10%, при решении такой задачи необходимо экспериментально обосновать возможность эксплуатации топлива при тепловых нагрузках больших на 10%, чем обосновано к настоящему времени. При экспериментальном обосновании увеличения допустимой мощности на 10% саму мощность в экспериментах необходимо определять с более высокой точностью. Для обоснования работоспособности топлива в таких режимах необходимо выполнить комплекс факторных экспериментов с инструментованными облучательными устройствам, как правило, с одиночными твэлами, имеющими достаточно глубокую глубину выгорания. Как правило, тепловая мощность находится в пределах от 50 до 200 кВт. Штатные методики контроля тепловой мощности твэлов при значениях мощности в диапазоне от 500 до 1000 кВт в экспериментальных каналах могут обеспечить погрешности на уровне ~10%. Таким образом, актуальность работы заключается в повышении точности определения основных эксплуатационных характеристик топлива, а именно, глубины выгорания и допустимых тепловых нагрузок, в улучшении представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.

Цель работы:

• улучшение представительности экспериментальных исследований и повышение безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 за счет повышения точности определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива.

Научная новизна:

• усовершенствование уравнений баланса энергии для повышения точности определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных TBC реактора МИР.М1 за счет учета поглощенной энергии нейтронов и фотонов в конструкционных элементах каналов и облучательных устройств;

• разработка усовершенствованных методик определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных TBC реактора МИР.М1 за счет уточнения эффектов переноса энергии нейтронами и фотонами, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• разработка методики определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с использованием специально изготовленных стандартных образцов, с учетом различного выхода 137Cs при делении разных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

Практическая ценность работы:

• усовершенствование методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубины выгорания топлива, соответственно улучшить представительность, теплотехническую надежность и безопасность проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1;

• разработанные методики использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов;

• внедрение алгоритмов расчета тепловой мощности и энерговыделения топлива в рабочих каналах в информационно-измерительной системе технологических параметров реактора позволяет рассчитывать, регистрировать, а также отображать эти параметры в цифровом и графическом виде в реальном масштабе времени операторам реактора, что улучшает условия проведения экспериментов и эксплуатации реактора.

Основные положения, выносимые на защиту:

• методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• усовершенствованная методика определения тепловой мощности экспериментальных TBC при испытании топлива в петлевых установках реактора МИР.М1 с водяным теплоносителем с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала;

• алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих каналах в процессе работы реактора современной электроно-вычислительной техники;

• методика определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах;

• автоматизированная установка гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов разрешением по длине активной части ~1 мм и определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1.

Личный вклад автора:

• автор разработал методические основы расчета тепловой мощности твэлов и TBC в рабочих и экспериментальных каналах реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;

• разработал и внедрил методики определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1, определения тепловой мощности и линейного энерговыделения в твэлах при испытании топлива в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1, определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учётом самопоглощения гамма-квантов в твэлах;

• разработал схему и участвовал в создании автоматизированной установки гамма-спектрометрических исследований твэлов;

• разработал алгоритмы и осуществлял техническое руководство при внедрении алгоритмов автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих TBC в информационно-измерительную систему реактора;

• непосредственно участвовал в проведении реакторных испытаний и послереакторных исследований топлива различного типа в реакторе МИР с использованием созданных методик в качестве ответственного исполнителя, научного или технического руководителя экспериментов.

Основные результаты работы изложены в 18 научных публикациях. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, изложенных на 123 страницах текста. Работа включает 10 рисунков, 14 таблиц и список литературы из 91 наименования.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Ижутов, Алексей Леонидович

Заключение

• Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора. Использование методики позволило повысить точность определения указанных параметров, эксплуатационную надежность рабочих TBC, безопасность работы реактора. Оцененные границы погрешности определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих TBC находятся в пределах -4,7%.

• Составлены алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и выгорания топлива в рабочих TBC для информационно-измерительной системы реактора. Контроль указанных параметров в реальном масштабе времени позволил улучшить условия проведения экспериментальных работ и эксплуатации реактора.

• Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности экспериментальных TBC (ЭТВС) при испытании топлива в каналах водных петлевых установок реактора МИР.М1 с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала. Внедрение методики позволило повысить точность определения параметров испытаний, улучшить представительность и безопасность проведения испытаний при относительно низких значениях тепловой мощности в диапазоне от -50 до 500 кВт. Оцененные границы погрешности определения тепловой мощности ЭТВС при значениях >100 кВт составляют -4, 2% и при значениях >500 кВт не превышают 2,0%.

• Создана автоматизированная установка гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов экспериментальных и рабочих TBC в защитной камере реактора МИР.М1. Установка позволяет измерять в непрерывном режиме протяжки интегральную интенсивность гамма-излучения и спектры гамма-квантов по длине твэлов с любым заданным шагом перемещения относительно коллиматора в энергетическом

115 диапазоне от 50 кэВ до 2800 кэВ. Максимальная длина активной части твзлов до 1800 мм, диаметр облученных изделий до 70 мм.

• Разработана методика определения накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с использованием стандартных образцов и с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и фактора самопоглощения фотонного излучения в твэлах. Изготовлены стандартные образцы и проведена метрологическая аттестация методики, доверительные границы погрешности определения линейного накопления осколков деления находятся в пределах 7%.

• Разработанные методики внедрены и используются при испытаниях и исследованиях твэлов различных типов в реакторе МИР.М1, методики и устройства использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ижутов, Алексей Леонидович, 2006 год

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XX1.века. Основные положения: Министерство РФ по атомной энергии, Москва, 2000.

2. Г. А. Бать, А.С. Коченов, Л.П. Кабанов. Исследовательские ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1972.

3. W. Wiesenack, Е. Kolstad. OECD Halden Reactor Project Fuel testing capabilities and Irradiation Techniques and Examples of Fuel Behavior and high Burn-up Effects. ANL-HRP Seminar, Argonne, USA, 1996.

4. B.A. Цыканов, Б.В. Самсонов. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком., М., Атомиздат, 1973.

5. J. Chatoux, et al. Siloe and Osiris. Доклад P/47, Труды 3-ей международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях, Женева, Швейцария, 1964.

6. D.R. de Boisblanc et al. NRTS Advanced Test Reactor. Доклад P/223, Труды 3-ей международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях. Женева, Швейцария, 1964.

7. С. Joly, J. Guides, et al. "OSIRIS Twenty seven of Experiments in a Multipurpose Research Reactor" IAEA Meeting, Budapest, November 22-26, 1993.

8. J-M. Baugnet, F. Leonard. Past, present and future uses of the BR-2 materials testing reactor. IAEA Seminar on Applied Research and Service Activities for Research Reactors Operations. Copenhagen, Denmark, September 9-13, 1985.

9. M. Crounes, С. Graslund and К. Skold. Studsvik's R2 Reactor Review of the Work at a multi-purpose Research Reactor. International Symposium on Research Reactors, ISRR-1988, Hsichu, Taiwan, Roc, December 6-9, 1988.

10. В.И. Владимиров. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1976.

11. Ю.А. Кушнир и др. Методика расчета тепловой мощности реактора СМ. Per. №42-94 ЦСМ, 1994г.

12. Ю.А. Кушнир, и др. Методика расчета тепловой мощности реакторов РБТ-10/1,2 Per. №689-94 ЦСМ, 1994г.

13. Ю.А. Кушнир. Методика расчета тепловой мощности реактора БОР-бО. Per. №201-94 ЦСМ, 1994г.

14. Краснов Ю.А., Малков А.П., Пименов В.В., Пименова О.В. Расчетно-экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ. Сборник трудов ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", вып. 3. с. 52-63. Димитровград, 2002.

15. Программа MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, вып. 3. с.55-62. М., 2001.

16. М.С. Юдкевич. Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании. Препринт. ИАЭ-6048/5. М., 1997.

17. В.А. Цыканов, Б.В. Самсонов. Методы испытания материалов в высокопоточном реакторе. Труды научно-технической конференции «Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение», стр. 140-206. Ульяновск, 5-10 октября, 1970.

18. Radiation dosimetry 2nd edition. Edited by F.N. Attix, W. C. Roesch. Acad. Press. N.Y.-Lond., 1968.

19. B.A. Неверов, Б.В. Самсонов, B.A. Цыканов. Разработка способов и регистрирующей аппаратуры для экспериментального определения энерговыделения в каналах высокопоточных исследовательских реакторов. Препринт НИИАР П-19. Мелекесс, 1968.

20. S.R. Gunn. Radiometric Calorimetry. Review Nuclear Instrumentation and Methods, v.85, p.l, 1970.

21. B.M. Коляда, B.C. Карасев. Калориметрия ионизирующих излучений. М., Атомиздат, 1974.

22. W.N. Bley, Е.А. Mason. Measurement of the neutron and gamma dose in a nuclear reactor. Transactions American Nuclear Society, v. 11, 1968.

23. James M.F. Energy release in fission. J.Nucl. Energy, v.23, p.517, 1969.

24. Дж. Хайн, Г. Браунелл. Радиационная дозиметрия. М., Издательство иностранной литературы, 1958.

25. Determination of Absorbed Doses in Reactors. Technical Report Ser. № 127, IAEA, Vienna, 1970.

26. B.A. Неверов. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. НИИАР, инв. №1683, Димитровград, 1974.

27. Б.А. Брискман, JI.H. Захаров. Расчет спектра гамма-излучения водо-водяного реактора методом Монте-Карло. Атомная энергия, 1974, т.37, № 3, с. 208.

28. А.А. Абагян, М.А. Барыба, Л.П. Басс и др. APMAKO-G-система обеспечения многогрупповыми константами расчетов полей гамма-излучения в реакторах и защите. Препринт ИПМ, №122. М., 1978.

29. Б.А. Брискман. Компоненты поглощенной энергии реакторного излучения. М., Атомиздат, 1976.

30. R.S. Forsyth, W.H.Blackadder, N. Ronquist, Burnup Determination by HighResolution Gamma Spectrometry: Fission Product Migration Studies, Aktiebolaget Atomenergy (Sweden): Report AE-272, April 1967.

31. R.W. Durham Burnup of Ceramic Fuel by Gamma-Ray Scanning, Atomic Energy of Canada Limited report AECL-2688, April, 1967.

32. D.G. Boase, J.D. Chen, L.T. Felawlca Gamma Spectrometry of Irradiated Reactor Fuels. Experience at the Whiteshell Nuclear Research Establishment. Atomic Energy of Canada Limited. Report AECL-3952, October, 1971.

33. Quantitative Determination of Fission Products in Irradiated Fuel Pins Using Nondestructive Gamma Scanning/ J.R. Phillips, G.R. Waterbury, N.E. Vanderborgh, Т.К. Marshall Anal.Chem. No. 47, p.71-75, 1975.

34. J.R. Phillips New Techniques in Precision Gamma Scanning, Application to Fast-Breeder Reactor Fuel Pins, Los Alamos Scientific Laboratory. Report LA-5260-T, July, 1973.

35. J.R. Phillips, G.R. Waterbury, N.E. Vanderborgh Distributions of 134 Cs and 137Cs in the Axial U02 Blankets of Irradiated (U, Pu)02 Fuel Pins. -J.Inorg.Nucl.Chem. No. 36, p.17-23, 1974.

36. T.N. Dragnev Experimental techniques for Measuring Burn-up Nondestructive techniques: Gamma Spectros-copy. IAEA/STR-48, 1974.

37. H. Nick, M. Lammer Interpretation of Gamma Spectrometric Measurements on Burnt Fuel Elements, in Safeguards Techniques, Proc.Symp.

38. EA,Vienna, 1970). Vol.1, p.533-537. Karlsruhe, July 6-10, 1970.

39. Gamma Spectrometric Determinations of Burnup and Cooling Time of Irradiated ECH-1 Fuel Assemblies / H. Graber, A. Keddar, G. Hofmann, S. Nagel Nuclear Safeguards Technology Proc. Symp. Vienna, October 6-10, 1978. Vol.1, p. 353-368, IAEA, Vienna, 1979.

40. The Application of Gamma and Isotopic Correlation Techniques for Safequards Identification and Verification Purposes, final report, IAEA research contract 1443, Bohunice Nuclear Power Plant, Bohunice, Czechoslovakia, 1975.

41. H.G. Mehner Bestimmung der Relativen Effektivität in y-Spektrometrischen Abbrandmesseinrichtungen.-Kernenergie, v. 19, No. l,p.3-5, 1976.

42. R.L. Heath The Potential of High-Resolution Gamma-Ray Spectrometry for the Assay of Irradiated reactor Fuel, safeguard Res.Devel., Proc.Symp. Argonne national Laboratory June 26, 1967. Report WASH-1076, p.115-129, 1976.

43. K.A. Александров, В.Т. Дворецкий, Г.Д. Лядов, В.П. Смирнов, А.П. Четвериков. Методики и оборудование для определения выгорания топлива в водоохлаждаемых реакторах. Доклад на совещании МАГАТЭ, ФРГ, Карлсруэ, 13-16 июня 1988.

44. В.Г. Дворецкий, И.В. Рогожина и др. Методика определения выгорания топлива в твэлах гамма-спектрометрическим методом. Отчет-методика 0-4054, 1991.

45. A.JI. Ижутов, С. В. Романовский, В.А. Свистунов и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР.М1, 1998, инв. № 87.

46. Ю.Е. Ванеев, Л.В. Булычева, А.Л. Ижутов и др. «Расчет радиационного энерговыделения в бериллиевых блоках реактора МИР.М1» Справка № 50-09/95 от 23.03.2000.

47. Описание применения и инструкция для пользователя программы MCU4/SM-2.2 расчета методом Монте-Карло полей нейтронов и фотонов в экспериментальных каналах исследовательского реактора СМ, Отчет ИЯР РНЦ КИ, № 36/1-215-97, М., 1997.

48. Ю.Е. Ванеев, М.Ю. Тихончев «Прогамма Bercli» Отчет ГНЦ НИИАР, О-4272, 1996.

49. И.Н. Алексеев Неразрушающие методы контроля облученного топлива. Обзорная информация. НИИАР, Димитровград, 1982.

50. В.А. Куприенко Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. НИИАР, Димитровград, 1976.

51. Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№1106 ДСП, Димитровград, 1987.

52. А.Л. Ижутов, Ю.А. Кушнир. Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР.М1. Per. №74-94 ЦСМ, 1994.

53. М.П. Вукалович., С.Л. Ривкин. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М. Изд-во стандартов, 1969.

54. A.B. Бунаков, А.Л. Ижутов Определение допустимой мощности рабочей TBC РУ МИР.М1 с учетом возможных отклонений параметров и механических коэффициентов. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4772, 1998.

55. A.B. Бунаков, А.Л. Ижутов Расчет критических тепловых потоков по коду RELAP5/MOD3 и эмпирическим корреляциям в режимах спринудительной циркуляцией в ТВС РУ МИР.М1. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4562, Димитровград, 1996г.

56. А.Л. Ижутов, М.Н. Святкин, А.В. Бунаков и др. Анализ эксплуатации рабочих ТВС реактора МИР. Отчет ГНЦ НИИАР, 0-4951, Димитровград, 2000.

57. A.F.Grachev, A.L.Ijoutov, M.N. Svyatkin et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience", Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management. P. 104-109, Ghent, Belgium, March 17-21,2002.

58. А.Ф. Грачев, A.Jl. Ижутов, М.Н. Святкин и др. «Комплекс работ по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реактора МИР», Доклад на совещании по использованию исследовательских реакторов, Димитровград, Россия, 4-6 июня 2004г.

59. Требования к проведению петлевых испытаний ТВС. ОСТ 95.10267-87.

60. А.Л. Ижутов, Н.П. Матвеев, В.А. Овчинников. Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР.М1 . Per. №41-95. ЦСМ.

61. Программа MCU-RR с библиотекой ядерных констант DLC/MCUDAT-2.1. Отчет ИЯР РНЦ КИ, инв. № 36/16-2000, М., 2000.

62. J. F. Breismeister, MCNP-A General Monte Cario N-Particle Transport Code, Versión 4B, LA-12625-M, 1997.

63. В.П. Исаченко, В.А. Осипова, А.С. Сукомел. Теплопередача. М.-Л. Энергия, 1965.

64. Технический проект ИИС ПУ ПВК-2 реактора МИР.М1. ГНЦ РФ НИИАР, per. № 5ТО. 1249.000.00 ОРК НИИАР, Димитровград, 1999.

65. Протокол метрологической аттестации устройства для измерения и регистрации подогрева теплоносителя в петлевом канале. ГНЦ РФ НИИАР, per. № 3-99 ОМИТ НИИАР, Димитровград, 1999.

66. А.Л. Ижутов, Ю.Н. Инкин, С.В. Лобин и др. Поверка и метрологическая аттестация расходомеров экспериментальных каналов водяных петель реактора МИР.Р. НИИАР. Отчет НИИАР инв. № 4195, Димитровград, 1993.

67. Г.И. Биргер. Ультразвуковые расходомеры. М. Металлургия, 1964, 382с.

68. A.J1. Ижутов, A.B. Чистов. Установка гамма-сканирования ГК-2 зд. 170, Программа GS версия 1.03. Руководство оператора, Димитровград, 1992.

69. ГОСТ 8.417-81. Единицы физических величин.

70. A.JT. Ижутов, C.B. Лобин, В.А. Овчинников и др. Методика определения содержания продуктов деления на единичной длине активной части облученных твэлов гамма-спектрометрическим способом. МВИ №72-91, НИИАР, Димитровград, 1991.

71. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. (Публикация 38 МКРЗ). ч.2, кн.1, М.: Энергоиздат, 1987.

72. JAERI 1320 INDC Nuclear Data Library of Fission Products Second Version, September 1990.

73. Н.Г.Гусев, Е.Е.Ковалев и др. Защита от излучения протяженных источников. М.: Госатомиздат, 1961.

74. Б.Р.Бергельсон, Г.А.Зорикоев. Справочник по защите от излучения протяженных источников. М.: Атомиздат, 1965.

75. Э.Сторм, Х.Исраэль. Справочник. Сечения взаимодействия гамма-излучения. М.: Атомиздат, 1983.

76. А.Л. Ижутов, A.B. Инчагов, И.В. Рогожина. Методика гамма-спектрометрического определения линейной плотности продуктов деления в облученных твэлах. Метрологическая аттестация. Отчет НИИАР, инв. № 4152, Димитровград, 1992.

77. Свидетельство № 156 о метрологической аттестации образца топлива №788, НИИАР, Димитровград, 1992.

78. Свидетельство № 157 о метрологической аттестации образца топлива №761, НИИАР, Димитровград, 1992.