Разработка метода и проведение исследований термомеханического взаимодействия сборок активной зоны быстрых натриевых реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.04.11, кандидат наук Рябцов Александр Викторович

• Рябцов Александр Викторович
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Рябцов Александр Викторович

Введение

Глава 1. Анализ работоспособности ТВС реакторов типа БН

1.1 Описание конструкции ТВС и активной зоны

1.2 Основные механические и физические факторы, действующие на ТВС, при эксплуатации в активной зоне реакторов типа БН

1.3 Методы расчетного определения работоспособности ТВС и активной зоны при эксплуатации

1.4 Расчетное моделирование процессов деформирования ТВС с учетом радиационного повреждения конструкционных материалов

1.5 Анализ механических свойств и радиационного формоизменения шестигранных чехлов сборок активной зоны

1.6 Задачи исследования

Глава 2. Создание компьютерной модели и её верификация на основе расчетно-экспериментальных исследований сборок активной зоны

2.1 Создание компьютерной модели

2.2 Расчетно-экспериментальные исследования напряженно-деформированного состояния макета гильзы системы управления и защиты при воздействии изгибных усилий

2.3 Расчетно-экспериментальные исследования напряженно-деформированного состояния макета сборки борной защиты при воздействии продольных осевых сжимающих и растягивающих сил

2.4 Расчетно-экспериментальное определение собственных частот колебаний макетов тепловыделяющих сборок

2.5 Выводы по второй главе

Глава 3. Расчетный анализ радиационного формоизменения одиночной ТВС реакторов типа БН

3.1 Постановка задачи

3.2 Реализация закона радиационного распухания

3.3 Реализация закона радиационной ползучести

3.4 Тестовые примеры расчета моделей с учетом эффектов радиационного распухания и радиационной ползучести

3.4.1 Модель куба под действием температуры, повреждающей дозы и растягивающего

давления

3.4.2 Модель цилиндра, состоящая из различных конструкционных материалов, под действием температуры, повреждающей дозы и давления

3.4.3 Модель цилиндра с ограниченными перемещениями под действием температуры

и повреждающей дозы

3.5 Верификация результатов расчета, полученных с помощью предложенных математических моделей радиационного формоизменения

3.6 Радиационное формоизменение сборок активной зоны. Сравнение результатов расчетов с экспериментальными данными

3.7 Выводы по третьей главе

Глава 4. Метод расчета термомеханического взаимодействия сборок активных зон

реакторов типа БН в условиях высокодозного облучения

4.1 Постановка задачи, моделирование ансамбля сборок в активной зоне

4.2 Описание метода

4.3 Верификация результатов расчета, полученных с помощью предложенного методического подхода

4.4 Расчетные исследования термомеханического взаимодействия сборок в активной зоне реактора БН-800

4.4.1 Исходные данные

4.4.2 Результаты расчета термомеханического взаимодействия сборок в активной зоне реактора БН-800

4.5 Выводы по четвертой главе

Заключение

Список сокращений и условных обозначений

Список литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка метода и проведение исследований термомеханического взаимодействия сборок активной зоны быстрых натриевых реакторов»

Введение

Актуальность темы исследования. Экономическая эффективность энергоблоков с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах (типа БН), в значительной мере определяется величиной выгорания топлива и ресурсом тепловыделяющих сборок.

Возможность увеличения этих параметров ограничивается радиационной стойкостью материалов оболочек тепловыделяющих элементов (твэл) и чехлов тепловыделяющих сборок (ТВС), поскольку в процессе облучения происходят глубокие структурные преобразования в сплавах, приводящие не только к изменению их основных механических свойств, но и к проявлению таких негативных эффектов, как радиационное распухание (РР) и радиационная

ползучесть (РП) материала.

Различие флюенса нейтронов и температуры на противоположных гранях чехлов сборок

активной зоны вызывает неравномерное увеличение их размеров и, как следствие, искривление сборок, что может стать причиной их контактного взаимодействия. При этом возможно нарушение работы органов системы управления и защиты реактора (СУЗ), а также нарушение работы перегрузочного оборудования, поскольку усилия для извлечения сборок могут быть выше допускаемых.

Важное значение имеют конечные параметры искривления ТВС, стрела прогиба и отклонение ТВС от оси, поскольку возможности перегрузочного тракта реактора ограничены и прохождение отработавшей сборки может быть затруднено.

В условиях высоких доз облучения (более 80 сна) быстрыми нейтронами (с энергией Е > 0,1 МэВ) радиационное формоизменение сборок активной зоны может привести к смещению топлива в осевом и радиальном направлениях активной зоны и, как следствие, к нежелательному изменению реактивности активной зоны, а также к сокращению проходных сечений ТВС.

Экспериментальные исследования моделей реальных ТВС зачастую трудно или дорого воспроизвести в исследовательских лабораториях, поэтому важнейшим инструментом научно-исследовательской деятельности по обоснованию их работоспособности является математическое моделирование.

Отсутствие в современных программных кодах, основанных на методе конечных элементов, учета радиационного распухания и радиационной ползучести конструкционных материалов сборок активной зоны при высоких выгораниях топлива, требует создания специальных моделей, хорошо согласующихся с экспериментальными данными поведения

реакторных сталей, в частности, чехловой стали ЭП-450, используемой для изготовления сборок активной зоны реакторов БН-600, БН-800 и проектируемого коммерческого реактора.

В связи с этим обоснование работоспособности сборок активной зоны в течение назначенного срока службы, требует разработки и внедрения в расчетную практику метода исследования процесса терморадиационного формоизменения сборок активной зоны как одиночных, так и ансамбля сборок с учетом их контактного взаимодействия, реализованного с помощью современного программного кода, что обуславливает актуальность рассматриваемой темы.

Степень разработанности темы исследования. Наиболее полно методы расчётного определения работоспособности чехловых труб одиночных ТВС и особенности их термомеханического поведения в ансамбле сборок активных зон быстрых реакторов с учетом облучения, были рассмотрены коллективом авторов под руководством профессора Лихачева Ю.И. На основе этой работы в ГНЦ РФ-ФЭИ была создана и внедрена в проектную практику программа АСМЕ, предназначенная для расчета усилий взаимодействия и деформаций элементов активной зоны быстрого реактора в нормальных условиях эксплуатации. Методика, которая реализована в этой программе, основана на поиске равновесного положения системы сборок активной зоны из условия минимума потенциальной энергии системы при выполнении условий совместности деформаций. Такой же алгоритм решения применялся и в ряде зарубежных программ, например во французской программе HARMONIE. Для проведения инженерных расчетов напряженно-деформированного состояния и радиационного формоизменения шестигранных чехлов сборок активных зон реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в АО "ОКБМ Африкантов" была разработана программа "ЗОНА-М", в которой реализованы результаты аналитических решений указанных задач.

Дальнейшее развитие компьютерных технологий позволило использовать для решения подобных задач конечно-элементный метод. В зависимости от геометрических и физических особенностей активных зон различных реакторов, а также поставленных задач при моделировании термомеханического взаимодействия сборок активных зон натриевых реакторов в различных странах были разработаны программы ARKAS, ATLAS, NUBOW, CAST3M, BASILIQ и т.д., однако конкретные сведения о методических подходах и сами программы недоступны.

Одной из общих современных тенденций является создание мультифизичных кодов способных выполнять связные расчеты: нейтронно-физические, теплогидравлические, прочности и формоизменения, что было невозможно ранее в связи с недостаточным развитием расчетных мощностей ПЭВМ. По этой же причине расчетные исследования процесса термомеханического

взаимодействия сборок активных зон отечественных реакторов типа БН, с использованием конечно-элементного метода, не проводились. Выполненные автором разработки направлены на устранение указанного пробела.

Цели и задачи. Целью диссертационной работы является разработка и внедрение в расчетную практику метода расчета термомеханического взаимодействия сборок активной зоны реакторов типа БН с применением современного расчетного программного кода для обоснования работоспособности сборок в течение назначенного срока.

Для достижения указанной цели поставлены следующие научно-технические задачи:

1. Построение обобщенных дозно-температурных зависимостей скорости радиационного распухания и модуля радиационной ползучести чехловой стали ЭП-450 на основе анализа послереакторного обмера сборок и образцов;

2. Разработка и верификация математических моделей процессов радиационного распухания и радиационной ползучести материалов сборок активных зон реакторов типа БН;

3. Разработка программных модулей, обеспечивающих выполнение связных расчетов (нейтронно-физических, теплогидравлических, прочности и формоизменения) сборок различных активных зон реакторов типа БН;

4. Разработка компьютерной модели и верификация расчетных исследований термомеханического взаимодействия сборок по результатам, полученным с помощью альтернативной программы и результатам замеров усилий их извлечения;

5. Обоснование работоспособности сборок в течение назначенного срока эксплуатации с использованием разработанного метода расчета термомеханического взаимодействия сборок активной зоны реакторов типа БН с применением программного комплекса (ПК) "ANSYS" на примере активной зоны реактора БН-800

Научная новизна работы заключается в следующем:

- впервые разработан метод расчета термомеханического взаимодействия сборок активных зон в условиях высокодозного облучения на базе современного расчетного программного кода, применимый для эксплуатируемых (БН-600, БН-800) и перспективных активных зон реакторов типа БН;

- автором предложены зависимости скорости радиационного распухания и модуля радиационной ползучести стали ЭП-450 не только от дозы, но и от температуры облучения;

- созданы и верифицированы оригинальные математические модели процессов радиационного распухания и радиационной ползучести материалов чехлов сборок, позволяющие учитывать радиационное формоизменение сборок в условиях активной зоны реакторов типа БН с помощью расчетного кода;

- разработаны и оформлены в виде отдельных подпрограмм универсальные алгоритмы, обеспечивающие выполнение связных расчетов (нейтронно-физических, теплогидравлических, прочности и формоизменения) сборок различных активных зон реакторов типа БН;

- впервые, с использованием предложенного метода, получены обоснования работоспособности сборок активной зоны реакторов типа БН в течение назначенного срока эксплуатации в условиях высокодозного облучения.

Теоретическая и практическая значимость работы:

- разработан метод исследования термомеханического взаимодействия сборок активных зон реакторов типа БН в условиях высокодозного облучения с применением современного расчетного программного кода;

- предложенные автором дозно-температурные зависимости скорости радиационного распухания и модуля радиационной ползучести стали ЭП-450, позволяют прогнозировать радиационное формоизменение сборок активной зоны реакторов типа БН;

- разработаны математические модели процессов радиационного формоизменения применяемых в настоящее время и перспективных конструкционных материалов сборок активных зон реакторов типа БН, позволяющие учитывать эффекты, вызванные высокодозным облучением;

- ПК "ANSYS" с разработанными математическими моделями, внедрен и используется в АО "ОКБМ Африкантов" для обоснования работоспособности сборок активных зон реакторов типа БН в течение назначенного срока;

- с помощью разработанного метода выполнены обоснования прочности и формоизменения сборок активных зон реакторов БН-600 (ОК-505 20М1, ОК-505 12-23, РНАТ.506214.055, РНАТ.506214.056, РНАТ.506214.057, РНАТ.506214.058, РНАТ.506249.029, РНАТ.506243.031), БН-800 (РНАТ.506249.038, РНАТ.506243.032) и перспективного коммерческого реактора (РНАТ.506211.045), а также анализ работоспособности сборок в условиях их контактного взаимодействия в составе активных зон реакторов БН-800 (РНАТ.501341.034), и перспективного коммерческого реактора (РНАТ.501341.032, РНАТ.501341.046), которые включены в документацию соответствующих технических проектов;

- сформулированные дозно-температурные зависимости скорости радиационного распухания и модуля радиационной ползучести стали ЭП-450 включены в 3-ю редакцию "Временных руководящих материалов...", инв.№67ВРМ от 17.08.18.

Методология и методы исследования. Представленные результаты получены с помощью метода конечных элементов. В процессе решения используется итерационный метод

Ньютона-Рафсона для приведения нелинейной задачи к линейной. Метод Холецкого для решения системы линейных алгебраических уравнений. Расширенный метод множителей Лагранжа для решения контактной задачи. Для учета деформаций, вызванных радиационной ползучестью, используется прямое Эйлерово интегрирование.

Для подтверждения результатов математического моделирования радиационного формоизменения сборок использовались тестовые примеры, имеющие простое аналитическое решение и данные послереакторных замеров шестигранных чехлов штатных и экспериментальных ТВС активной зоны реактора БН-600.

Положения, выносимые на защиту:

- метод расчета термомеханического взаимодействия сборок активной зоны реакторов типа БН в условиях высокодозного облучения с использованием расчетного конечно-элементного кода.

- предложенные дозно-температурные зависимости скорости радиационного распухания и модуля радиационной ползучести чехловой стали ЭП-450.

- разработанные автором математические модели радиационного распухания и радиационной ползучести материалов, позволяющие учитывать специфику эксплуатации сборок в условиях активной зоны реакторов типа БН в расчетном конечно-элементном ПК "ANSYS" и результаты их верификации.

- разработанные программные модули, обеспечивающие выполнение связных расчетов (нейтронно-физических, теплогидравлических, прочности и формоизменения) сборок различных активных зон реакторов типа БН.

- результаты расчетных исследований терморадиационного формоизменения сборок активной зоны реактора типа БН, как одиночных, так и ансамбля сборок с учетом их контактного взаимодействия в активной зоне.

Степень достоверности и апробация результатов. Достоверность и обоснованность результатов работы подтверждается:

- использованием для математического моделирования классических уравнений механики деформированного твердого тела с учетом интенсивных терморадиационных воздействий;

- использованием для определения математических моделей радиационного распухания и радиационной ползучести большого количества экспериментальных значений, полученных в результате послереакторного обмера сборок активной зоны реакторов типа БН;

- верификацией математических моделей радиационного формоизменения сборок активной зоны реактора типа БН путем сравнения с экспериментальными данными и с результатами расчетов по альтернативным аттестованным программам;

- использованием аттестованного (в том числе для элементов активных зон) в органах Ростехнадзора ПК "ANSYS" (ПС №327 от 18.04.13).

Основные положения и результаты работы докладывались и обсуждались на следующих конференциях и семинарах:

научно-техническая конференция «Молодежь в науке», г. Саров, 2010, 2011; молодежная отраслевая научно-техническая конференция «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем», г. Н.Новгород, 2011; Х Российская конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 2013; 8-ой межотраслевой семинар "Прочность и надежность оборудования", г.Звенигород, 2013; научная конференция "Новые материалы для инновационного развития атомной энергетики" с участием иностранных специалистов, г. Димитровград, 2014; 19-ая Международная конференция по Вычислительной механике и современным прикладным программным системам, г. Алушта, 2015; 9-й межотраслевой семинар «Прочность и надежность оборудования», г.Москва, 2015; научная конференция «Проблемы прочности, динамики и ресурса» Н.Новгород, 2015; научно-техническая конференция «Институту реакторных материалов 50 лет», г. Екатеринбург, 2016; научная конференция «Проблемы прочности, динамики, ресурса и оптимизации», Н.Новгород, 2016; 10-й межотраслевой семинар «Прочность и надежность оборудования», г.Москва, 2017; межотраслевая научно-техническая конференция «Реакторные материалы атомной энергетики», г. Сочи, 2018.

Личный вклад автора:

Автор выполнил лично или принимал непосредственное участие во всех исследованиях, представленных в настоящей диссертационной работе:

- разработан метод расчета термомеханического взаимодействия сборок активной зоны реакторов типа БН в условиях высокодозного облучения с помощью расчетного конечно-элементного кода;

- по результатам анализа экспериментальных данных получены дозно-температурные зависимости скорости радиационного распухания и модуля радиационной ползучести стали ЭП-450;

- разработаны математические модели процессов радиационного распухания и радиационной ползучести материалов сборок активных зон реакторов типа БН;

- выполнена верификация разработанных математических моделей на основе результатов тестовых примеров, сравнения с альтернативной программой "ЗОНА-М" и послереакторных замеров радиационного формоизменения шестигранных чехлов ТВС активной зоны реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450;

- разработаны программы испытаний для экспериментальных исследований макетов сборок реактора БН-800 по результатам которых верифицирована компьютерная модель сборки активной зоны;

- разработана компьютерная модель ансамбля сборок активной зоны реактора типа БН;

- разработаны программные модули, обеспечивающие выполнение связных расчетов (нейтронно-физических, теплогидравлических, прочности и формоизменения) сборок различных активных зон реакторов типа БН;

- проведена верификация расчетных исследований термомеханического взаимодействия сборок по результатам, полученным с помощью альтернативной программы ACME, и результатам замеров усилий их извлечения;

- выполнено обоснование работоспособности сборок в течение назначенного срока эксплуатации с использованием разработанного метода расчета термомеханического взаимодействия сборок активной зоны реакторов типа БН с применением ПК "ANSYS" на примере активной зоны реактора БН-800.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 133 наименований, в том числе 10 работ с участием автора. Работа изложена на 146 листах, содержит 108 рисунков и 6 таблиц.

Глава 1. Анализ работоспособности ТВС реакторов типа БН

1.1 Описание конструкции ТВС и активной зоны

Главная особенность быстрых реакторов - возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива с коэффициентом воспроизводства, равным или больше единицы, исторически определяла особые требования к их конструктивному исполнению, материалам и условиям нагружения. Для формирования у реакторов этого типа необходимого спектра энергии нейтронов (близкого к спектру мгновенных нейтронов деления), требуется применение в активной зоне конструкционных материалов с особыми ядерно-физическими свойствами, определённым их объемным соотношением и геометрическим расположением [1,2].

В реакторах на быстрых нейтронах критическая масса и рабочая загрузка топливом, а, следовательно, и концентрация ядерного топлива значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Поэтому для обеспечения требуемой эффективности использования ядерного топлива плотность тепловыделения в активной зоне также должна быть более высокой, а выгорание - более глубоким [3].

Высокая энергонапряжённость активных зон реакторов типа БН требует использования теплоносителя с более высокой теплопроводностью. В существующих проектах быстрых реакторов это обеспечивается за счёт использования в первом и втором контурах жидкометаллического натрия. При этом для исключения утечки радиоактивного натрия из первого контура давление во втором, не радиоактивном контуре, выше, чем в первом. Теплоноситель третьего контура - вода и пар, что также повышает надёжность всей системы теплоотвода и исключает возможность попадания воды в первый натриевый контур.

Как показали исследования, наиболее оптимальное заполнение пространства активной зоны может быть достигнуто при применении чехлов ТВС шестигранной формы. Выбор чехла в форме шестигранника обеспечивает наибольшую долю горючего в активной зоне и обеспечивает необходимые характеристиках воспроизводства быстрого реактора [3].

Все ТВС активных зон современных реакторов типа БН имеют шестигранный чехол (сборки СУЗ - шестигранную гильзу), выполненный из ферритно-мартенситной стали ЭП-450. По торцам к чехлу привариваются головка и переходник, хвостовик ТВС крепится к переходнику на резьбе. На рисунке 1. 1 показан общий вид ТВС активной зоны реактора БН-800.

Рисунок 1.1 - Общий вид ТВС активной зоны реактора БН-800

Головка ТВС предназначена для сцепления её с устройствами системы перегрузки в процессе перемещения по транспортно-технологическому тракту. Она служит также для организации выхода теплоносителя из активной зоны и размещения в нижней части дистанционирующего шестигранного выступа. При исходном положении ТВС в активной зоне между соседними сборками на уровне выступов существует конструктивный зазор.

Головка ТВС крепится к верхней части шестигранного чехла при помощи сварки.

Шестигранный чехол ТВС служит для размещения в нём пучка тепловыделяющих элементов (твэл). Твэл выполнены в виде стержней, количество их и диаметр позволяют обеспечить требуемые параметры теплообмена в активной зоне. Пучок твэл набирается на пластинах обоймы, соединенной со штоком ТВС. Обойма с пучком твэл опирается на переходник и закреплена при помощи резьбового соединения штока и пробки. Твэлы дистанцируются между собой проволокой, навиваемой по спирали по длине стержня. В конструкции некоторых ТВС активной зоны предусматривается возможность внутри шестигранной трубы размещать также пучок поглощающих элементов.

С помощью хвостовика ТВС устанавливается вертикально в гнездо напорного коллектора, обеспечивая тем самым дросселирование расхода теплоносителя через сборку. В зависимости от места расположения в активной зоне расход теплоносителя через ТВС отличается, это сделано для выравнивания величины подогрева теплоносителя в связи с неравномерным тепловыделением по радиусу активной зоны.

Треугольный шаг расположения цилиндрических гнёзд в напорном коллекторе обеспечивает свободную перегрузку активной зоны в условиях радиационного формоизменения чехлов в процессе эксплуатации.

Внутри хвостовика ТВС находится шток, к которому в нижней части на резьбе крепится пробка.

ТВС активной зоны по конструкции одинаковы и отличаются друг от друга только значением массовой доли изотопа U-235 в топливе, хвостовиками, имеющими различные виды механической «блокировки», и отверстиями для прохода натрия.

Отличие в активной зоне ТВС по содержанию в топливе делящегося изотопа необходимо для снижения радиальной утечки нейтронов, с целью повышения коэффициента воспроизводства, эффективности использования топлива и мощности реактора.

Управление реакторами на быстрых нейтронах осуществляется стержнями СУЗ. Например, система управления и защиты реактора БН-800 состоит из трёх независимых систем останова реактора, которые обеспечивают останов и поддержание реактора в подкритическом состоянии в режимах нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации:

- системы компенсации изменений реактивности;

- системы аварийной защиты;

- системы пассивной защиты.

Система компенсации изменений реактивности обеспечивает компенсацию температурно-мощностного эффекта реактивности при разогреве, подъеме и снижении мощности реактора, а также компенсацию потери реактивности, обусловленную выгоранием топлива. По сигналам аварийной защиты стержни системы вводятся в активную зону и обеспечивают перевод реактора в подкритическое состояние.

Система аварийной защиты обеспечивает останов реактора, перевод и поддержание его в подкритическом состоянии при нарушениях нормальной эксплуатации.

Система пассивной защиты обеспечивает останов реактора и перевод его в подкритическое состояние в условиях запроектной аварии при снижении расхода теплоносителя и не срабатывании аварийной защиты.

Вокруг топливной части активной зоны размещены ТВС боковой зоны воспроизводства. За ними, непосредственно перед внутриреакторным хранилищем расположены сборки защиты (рисунок 1.2), а далее отражатель нейтронов, имеющий цилиндрическую форму, который обеспечивает уменьшение утечки нейтронов из реактора.

Обозначение Наименование

е ТВС топливной части

©

ф

щ

® ТВС БЗВ

0 Стержень РС

ф Стержень КС

О Стержень АЗ

О Стержень ПАЗ

ф СБЗ

ССЗ

ТВС отработавшая

О Гильза хранилища

Св) Втулка гильзы

Рисунок 1.2 - Картограмма активной зоны реактора БН-800

Уровень натрия в реакторе установлен достаточным для обеспечения перемешивания теплоносителя, выходящего из различных сборок с разной температурой, и окончательного усреднения температуры натрия после выхода его из активной зоны.

В таблице 1.1 показаны сравнительные характеристики ТВС активных зон отечественных быстрых реакторов с интегральной компоновкой [4-8].

Таблица 1.1

Сравниваемые характеристики Размерность БН-600 БН-800 Перспективный коммерческий реактор

Температура на входе в ТВС 0С 368 354 410

Максимальная температура на выходе из ТВС 0С 600 560 580

Высота активной зоны мм 1030 900 1000*

Длина ТВС мм 3500 3500 4700

Размеры чехла ТВС мм 96х2 96x2 181x3,5

Зазор между ТВС мм 2,4 4 4

Количество ТВС в активной зоне шт. 369 559 432

Количество твэлов в ТВС шт. 127 127 271

Размеры оболочки твэл мм 6,9x0,4 6,9x0,4 9,3x0,6

Макс.перепад давления на ТВС Пах105 6,1 6,8 5

Макс.выгорание топлива %, т.а. 11,8 9,5 13,9

Макс.рад.повреждения сна 87 90 120

Макс.интегр.поток, Е>0.1 МэВ Н2 Х1023 см 2,0 2,0 2,4

Назначенный ресурс ТВС эфф.сут 592 465 1320

* - представлена суммарная высота топливной части и аксиальной воспроизводящей прослойки

1.2 Основные механические и физические факторы, действующие на ТВС, при эксплуатации в

активной зоне реакторов типа БН

Основное назначение ТВС - генерирование тепловой энергии, размещение топлива в активной зоне, воспроизводящего и поглощающего материала, обеспечение надёжного охлаждения ТВС, удобства при проведении различных технологических операций, как с новыми, так и отработавшими свой срок ТВС активной зоны (перегрузка, транспортирование, утилизация).

Наряду с твэл, наиболее ответственной частью ТВС является шестигранная чехловая труба, которая формирует пучок твэл, обеспечивая протекание теплоносителя между ними, и служит барьером возможному распространению аварий, связанных с разрушением твэлов, и для предотвращения распространения аварии на соседние сборки.

Чехловая труба эксплуатируется в сложных условиях:

- длительного воздействия высоких температур (до 550 0С);

- воздействия потока нейтронов различной мощности;

- изменяющегося по высоте давления теплоносителя;

- действия циклических нагрузок в переходных режимах работы реактора;

- коррозионно-эрозионного воздействия рабочей среды.

Эти многочисленные факторы предъявляют к чехловой трубе достаточно жёсткие требования в части:

- сохранения геометрических параметров в поле облучения в допустимых пределах;

- необходимых физико-механических свойств конструкционных материалов для обеспечения прочности чехла;

- оптимальной по условиям прочности конструкции чехла с целью обеспечения наименьших температурных напряжений;

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Рябцов Александр Викторович, 2019 год

Список литературы

1. Головнин И.С. Атомная энергетика и реакторы на быстрых нейтронах. -МИФИ, Москва, 1984, - 186 с.,

2. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. -Энергоатомиздат, кн.1, Москва, 1995, - 320 с.

3. Забудько Л.М., Лихачев Ю.И., Прошкин А.А.. Работоспособность ТВС быстрых реакторов.- Энергоатомиздат, Москва, 1988, - 168 c.

4. Васильев Б.А., Кузавков Н.Г., Мишин О.В., Радионычева А.А. и др. «Опыт и перспективы модернизации активной зоны реактора БН-600». «Известия вузов. Ядерная энергетика», № 1, 2011 г., стр. 158 - 168.

5. S.B. Belov, B.A. Vasilyev, M.R. Farakshin, A.A. Radionycheva. «Arrangement of the BN-600 reactor core refueling at transition to the increased fuel burnup». International Conference on «Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development», Yekaterinburg, Russian Federation, 26-29 June 2017. (IAEA-CN245-386).

6. A.E. Kuznetsov, B.A. Vasilev, M.R. Farakshin, S.B. Belov, V.S. Sheryakov. «The BN-800 core with MOX fuel». International Conference on «Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development», Yekaterinburg, Russian Federation, 26-29 June 2017. (IAEA-CN245-405).

7. Доклад «Повышение эффективности использования топлива в реакторах БН путем введения в активную зону аксиальной воспроизводящей прослойки» авторов Васильева Б.А., Фаракшина М.Р., Белова С.Б., Радионычевой А.А., Киселёва А.В., Кузнецова А.Е. Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» «Ядерное топливо нового поколения для АЭС» (НТК-2016), 16-17 ноября 2016 г., АО «ВНИИНМ», г. Москва.

8. B.A. Vasiliev, M.R. Farakshin, S.B. Belov, A.V. Kiselev, D.A. Klinov, A.V. Gulevich, V.A. Eliseev, I.V. Malyshev. «Specific features of BN-1200 core in case of use of nitride or MOX fuel». International Conference on «Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development», Yekaterinburg, Russian Federation, 26-29 June 2017. (IAEA-CN245-408).

9. Овчинников И.И., Овчинников И.Г., Богина М.Ю., Матора А.В. Модели и методы, используемые при расчете и моделировании поведения конструкций, подвергающихся воздействию радиационных сред // Интернет-журнал «Науковедение», 2013 №2 [Электронный

ресурс]-М.: Науковедение, 2013 -.- Режим доступа: http://naukovedenie.ru/sbornik6/4.pdf, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. рус., англ.

10. Dienes G. J. Effects of nuclear radiations on the mechanical properties of solids. J. Appl. Phys. Vol. 24. №6. 1953. - P. 315-319.

11. Ремнев Ю.И. О напряжениях в металлах при облучении. Изв. Высш. школы, Физ. -мат. серия №4, 1958. -С. 91-98.;

12. Ленский В.С. Влияние радиоактивных облучений на механические свойства твердых тел. Инж. сб. т. 28, 1960. - с97-133.

13. Ильюшин А.А., Огибалов П.М О прочности оболочек толстостенного цилиндра и полого шара, подвергнутых облучению // Инж. сб. т 28, 1960. - с. 134-144.

14. Ольшак В. Об основах и применениях теории неоднородных упруго пластических сред. Изв. АН. СССР, ОТН. №8, 1957 - 98с.;

15. Лихачев Ю. И. , Пупко В. Я. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. — М,: Атомиздат. 1975 - 378 с.

16. Безухов H. И. Расчеты на прочность, устойчивость и колебания в условиях высоких температур. — М.; Машиностроение, 1965. —567 с.

17. Голована И. С. , Лихачев Ю. И. Прогнозирование работоспособности твелов с окислым горючим для быстрых натриевых реакторов. —Атомная энергия, 1976, т. 40, вып. 1, с. 27—37.

18. Григолюк Э. И., Попович В. Е. Об одном энергетическом методе определения при облучении упругого тела // Механика твердого тела, 1976, № 2, с. 82—86.

19. Илюшин А.А., Огибалов П.М. О прочности оболочек толстостенного цилиндра и полого шара, подвергнутых облучению //Инж.сб. т 28, 1960. с. 134-144

20. Крамеров А. Я. , Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. - М. ; Атомиздат. 1964. -716 с.

21. Лихачев Ю.И., Вахромеева В.Н. Длительная прочность и ползучесть оболочек твэл быстрых реакторов. - В кн.: Сборник докладов I симпозиума стран членов СЭВ. Обнинск, 1967.-158 с.

22. Лихачев Ю.И., Прошкин А.А., Забудько Л.М. Расчетные методы определения работоспособности твэл быстрых реакторов. Доклад на симпозиуме СЭВ. - Обнинск, 1973 г. -23 c.

23. Лихачев Ю. И., Прошкин А. А., Тузов А. Н. Основные задачи внутриреакторных исследований механических свойств конструкционных материалов, необходимых для определения работоспособности элементов активной зоны быстрых реакторов,— В кн. Радиационные эффекты изменения механических свойств конструкционных материалов и методы их исследования, Киев: Наукова думка, 1976 - с. 3—13.

24. Лихачев Ю. И., Прошкин А. А., Щербакова X. Н. Методы расчета работоспособности твэлов быстрых реакторов с учетом распухания стали. — Вкн.: Труды ФЭИ. М.: Атомиздат, 1974 - с. 374—388.

25. Лихачёв Ю И., Прошкин А. А., Щербакова Ж. Н. Оценка работоспособности оболочек твэлов быстрых реакторов. —Атомная анергия, 1971, т. 30, вып. 2. - с. 206—211

26. Лихачев Ю. И. , Пупко В. Я. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. — М,: Атомиздат. 1975 - 378 с.

27. Моусдейл Д. Оболочечные и конструкционные материалы для твэлов и сборок. Топливо и твэлы для быстрых реакторов. - М.: Атомиздат, 1975, вып. 5, - с. 3-11.

28. Fabian N. Zweidimensionale Brennstabberechnung nach der Finite-lementmethode — Atoirmiurtschaft-Atomtechnick, 1976, vol. 21, N 6. -p. 309-310.

29. FredrikssonB., Rydholm G, Mechanical and temperature contact in fuel and cladding. — Nuclear Engineering and Design, 1978, v. 48, N 1. - p. 69—79.

30. Gittus J. H. Theoretical analysis of the strain produced in nuclear fuel cladding tubes by the expansion of cracked cylindrical fuel pellets— Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 18, N l.-p. 69—82.

31. Gittus J. H. Theoretical analysis of stress, strain and fracture for fast reactor fuel cladding under constant power and power-cycling conditions: visco-elastic model of nuclear fuel pin behaviour. — Nuclear Engineering and Design. 1974, vol. 28, N 2. - p. 252—256.

32. Guyette M. Cladding-strength analysis under the combined effect of creep and plastisity in fas reactor environments. — Nuclear Engineering and Design. 1972, vol. 18, N l.-p. 53—68.

33. Harbourne B. L. The development of CYGRO-F for fuel rod Behaviour analysis. — Nuclear Technology, 1972, vol. 16, N 1, p. 156—170.

34. Merckx K. R. . Calculational procedure for determining creep col-lapse of LWR fuel rods,-Nuclear Engineering and Design, 1974 vol. 31, N 1. - p. 95-101.

35. Rashid J. R. Mathematical modeling and analysis, of fuel rods. — Nuclear Engineering and Design. 1974, vol. 29, N 1. -p. 22—32.

36. Тутнов А. А. Методы расчета работоспособности элементов конструкций ядерных реакторов- М.: Энергоатомиздат, 1987,-184 с.

37. Желтухин К.Ж., Тутнов А. А., Ульянов А. И. Расчет напряженно-деформированного состояния твэлов с учетом анизотропии свойств материалов топлива и оболочки. Препринт ИАЭ-4131/4. М., 1985, - 17 с.

38. Лихачев Ю. И., Пупко В. Я., Попов В. В. Методы расчета на прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982. - 210с.

39. Wire G.L., Straalsud J.L. Irradiation induced stress-relaxation of previously irradiated 304 stainless steel in a fast flux environment // J.Nucl. Mat. 1977. V.64. N 2.P.254.

40. Walters L. Irradiation induced creep in 316 and 304L stainless steel// P.277.

41. Mosedale D. Irradiation produced defects in austenitic stainless steels// In [Holmes J.J., Straalsund J.L. Effects of fast reactor exposure on the mechanical properties of stainless steels//Proc. of Int. Conf. Rad. Effects in Breeder Reactor Structural Materials. Scottsdale, Arisona, 1977.] .P.170

42. Качанов Л. M. Теория ползучести. М.: Физматгиз, 1960.

43. Bates J. F., Gilbert E. K. Experimental evidance for stress enhanced swelling // Ibid. 1975. V. 59. N 1.P.95.

44. McVay G. L., Einzigei R. E., Hofman G. L. The relationship berween carbide precipitation and the in-reactor deformation of type 316SS // Ibid. 1978. V. 78. N 2. P.201.

45. Foster J. P., Boltax A. A review of fast reactor design applications of swelling and irradiation creep // Amer. Nucl. Soc. Trans. 1982. V. 104. N 4. P. 303.

46. Писаренко. Г. С. Испытательный стенд «Нейтрон» для исследования механических свойств материалов в условиях нейтронного облучения. К., Наук. Думка. 1971. - 7с.

47. Писаренко Г. С. Влияние реакторных излучений на сопротивление ползучести и длительную прочность аустенитной нержавеющей стали ОХ16Н15МЗБ. - Проблемы прочности, 1974, №4. - с. 3-8.

48. Писаренко Г. С. Прочность материалов и элементов конструкций в экстремальных условиях. Киев., "Наукова Думка" 1980. - 531с.

49. Писаренко Г. С. Прочность тугоплавких металлов. М. Металлургия, 1970. - 365 с.

50. Писаренко Г. С. Исследование высокотемпературной прочности тугоплавких металлокерамических материалов. — Труды VII Всесоюз. науч. -техн. конф. по порошковой металлургии. Ереван, 1964. - с. 50-54.

51. Писаренко Г. С. Установка для исследования ползучести и длительной прочности в поле реакторного облучения — Термопрочность материалов и конструктивных элементов, 1969, вып. 5 -с. 386-390.

52. Писаренко Г. С. Установка для исследования прочности материалов при сложном напряженном состоянии в роле реакторного облучения. — Термопрочность материалов н конструктивных элементов, 1969, вып. 5. - с. 390—394.

53. Писаренко Г. С., Антипов Е. А., Можаровский Н. С. Деформирование и разрушение материалов при переменных температурах и напряжениях. — Проблемы прочности, 1971, №1 -с. 4-12.

54. Писаренко Г. С. , Борисенко В. А. , Кашталян Ю. А. Влияние температуры на твердость и

модуль упругости вольфрама и молибдена при 120-2700°С. — Порошковая металлургия, 1962, № 5 - с. 79—83.

55. Писаренко Г. С., Визерская Г. Р. Установка для определении истинного рассеяния энергии и циклически деформированном материале в широком диапазоне температур. —В кн. : Рассеяние энергии при колебаниях механических систем К., 1968. - с. 172—176.

56. Писаренко Г. С., Киселевский В. Н. Прочность и пластичность материалов в радиационных потоках. Киев «Наукова Думка» 1979. - 281с.

57. Киселевский В. Н. Об уравнении состояния структурно устойчивой нержавеющей стали в радиационном поле высокой интенсивности. - Проблемы прочности, 1974, № 7. - с. 30—33.

58. Киселевский В. Н. О справедливости гипотезы упрочнения в расчетах деформации ползучести облучаемых конструкций. - Атомная энергия, 1975, 38, вып. 5.-е 335—336.

59. Киселевский В. Н. Предельное состояние структурно устойчивой стали в условиях ползучести при интенсивном радиационном облучении. Сообщ. 1. Исследование применимости функций предельного состояния для стали ОХ16Н15МЗБ в условиях реакторного облучения. — Проблемы прочности, 1974, № 12 - с. 48-52.

60. Киселевский В. Н. Изменение механических свойств сталей и сплавов при радиационном облучении. - Киев: Наукова думка, 1977г. - 104с.

61. Киселевский В. Н. , Косов Б. Д. Уравнение состояния для процессов ползучести упрочняющегося материала. - Проблемы прочности, 1975, № 4. - с. 8-16.

62. Киселевский В. Н. , Осасюк В. В. Анализ критериев длительной прочности. -Прикладная механика, 1967, 3, вып 3, с. 96-99.

63. Киселевский В, Н., Полевой Д. В. Об одном методе оценки длительной прочности облучаемой жаропрочной стали. - Проблемы прочности, 1974, № 6. - с. 65-66.

64. Киселевский В. Н., Полевой Д. В. Влияние реакторного облучения на связь между характеристиками жаропрочности нержавеющей стали аустенитного класса. - Проблемы прочности, 1974, № 4. - с. 46-48.

65. Киселевский В. Н, Чуприна А. Ф. Исследование влияния циклического воздействия температур на ползучесть и длительную прочность стали ЭИ847. Термопрочность материалов и конструктивных элементов, 1969, вып. 5. - с. 51—55.

66. Капустин С. А., Горохов В. А, Виленский О. Ю., Кайдалов В. Б., Марголин Б. 3., Бучатский А. А. Моделирование напряженно-деформированного состояния конструкций из нержавеющих сталей, эксплуатирующихся в условиях интенсивных терморадиационных воздействий// Проблемы прочности и пластичности, 2007, Вып. 69. с. 106 - 116.

67. Вычислительный комплекс иМВ ВК УПАКС. Научно-технический центр по ядерной и

радиационной безопасности. Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный паспорт аттестации ПС №268 от 18.02. 2010.

68. Марголин Б. 3., Гуленко А. Г., Курсевич И. П., Бучатский А. А. Прогнозирование длительной прочности аустенитных материалов при нейтронном облучении//Вопросы материаловедения, 2005, №2 (42), с. 163-186.

69. Марголин Б. 3., Гуленко А. Г., Бучатский А. А., Балакин С. М. Прогнозирование скорости роста трещины в аустенитных материалах в условиях ползучести и нейтронного облучения//Вопросы материаловедения, 2005, №4 (44), с. 59-69.

70. Марголин Б. 3., Гуленко А. Г., Курсевич И. П., Бучатский А. А. Моделирование разрушения материалов при длительном статическом нагружении в условиях ползучести и нейтронного облучения. Сообщение 1. Физико-механическая модель// Проблемы прочности. 2006. №3, с. 5-22.

71. Марголин Б. 3., Гуленко А. Г., Курсевич И. П., Бучатский А. А. Моделирование разрушения материалов при длительном статическом нагружении в условиях ползучести и нейтронного облучения. Сообщение 2. Прогнозирование длительной прочности// Проблемы прочности. 2006. № 5, с. 5 - 16.

72. Марголин Б. 3., Гуленко А. Г., Бучатский А. А., Балакин С. М. Моделирование разрушения материалов при длительном статическом нагружении в условиях ползучести и нейтронного облучения. Сообщение 3. Прогнозирование скорости роста трещины в аустенитных материалах// Проблемы прочности. 2006. № 6, с. 5 - 16.

73. Марголин Б. 3., Бучатский А. А., Гуленко А. Г. и др. Новый метод прогнозирования сопротивления циклическому нагруженияю при вязкоупругопластическом деформировании и нейтронном облучении// Проблемы прочности. 2008. № 6, с. 5 - 24.

74. Марголин Б. 3., Беляева Л. А., Балакин С. М., Бучатский А. А. и др. Экспериментально-расчетное исследование сопротивления термоусталостному разрушению аустенитных сталей после нейтронного облучения// Вопросы материаловедения, 2008, № 4 (56), с. 94-105.

75. Бучатский А. А. Разработка методов прогнозирования длительной и циклической прочности аустенитных сталей в условиях нейтронного облучения на основе физико-механического моделирования процессов разрушения. Автореф. дисс. к. т. н.. 210. СПб. 27 с.

76. Лихачев Ю.И., Вашляев Ю.Н., Кравченко И.Н., Метод расчета усилий взаимодействия и деформаций ТВС активной зоны быстрого реактора с учетом влияния органов СУЗ и расхолаживания реактора: Препринт ФЭИ-1987/ Обнинск: ФЭИ, 1980. - 22 с.

77. Marchertas A.H. Strength-deformation consideration of a reactor core support structure// Nucl.Eng and Design, 1969, vol.9, №1, p.45-62

78. Perrin R. C. CRAMP: core restraint analysis and modelling program // Ibid. P. 29

79. Лихачев Ю.И., Матвеенко Л.В. Метод расчета усилий взаимодействия идеформаций ТВС быстрого реактора //Атомная энергия. 1985. т.58. Вып.4.

80. Багдасаров Ю.Е., Лихачев Ю.И., Матвеенко Л.В. Метод расчета деформаций тепловыделяющих сборок быстрого энергетического реактора (трехмерная модель) //Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1986. Вып.1.

81. Ohmae Kenichi, Ohtsuki Atsuchi, Kaneto Kunikazu. Fast reactor core deformation due to stainless steel swelling and thermal bowing with irradiation enhanced and thermal creep// Nucl. Eng. and Design, 1972, vol.23 №1, p.86-106.

82. Limon R, Calculation of fuel assembles for pressurized water reactors;COCASSE code// Trans, 8 Int. Conf, struct. Mech. React. Technol., Brussels, Aug 19-23, 1985. Vol.C, D Amsterdam, I985, p.139-145.

83. Bernard A. Calculation of equilibrium configurations of a hexagonal array of deformed subassemblies // Trans, of 5th Int. Conf. SM1RT, Berlin, 1979. P. 175.

84. Menssen R. DDT-A, 3-dlimensional program for the analysis of bowed reactor cores// Trans, of 4-th Int. Conf. SMlRT.San Francisco, 1977, 1)1/10

85. Sutherland W.H. and Watwood V.B., Jr., Creep Analysisof Statistically Indeterminate Beams, BNWL-1362, Battelle NorthwestLaboratory, 1970

86. Hirokazu O., Takeshi Y., Masatoshi N., Shinichiro M., Development and validation of ARKAS_cellule: An advanced core-bowing analysis code for fast reactors, Nucl. Technol.,, MAY 2004, vol. 146, p.131-140

87. Nakagawa M., ARKAS: a three-dimensional finite element program for the core-wide mechanical analysis of liquid-metal fast breeder reactor cores// Nucl. Technol., Oct.1986, vol.75, p.46-65

88. Швецов Ю. Е., Ашурко Ю.М., Суслов И.Р., Раскач К.Ф., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е., Мультифизичный код UNICO для анализа переходных процессов в быстрых натриевых реакторах // ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА. Издательство: Обнинский институт атомной энергетики - филиал Федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ (Обнинск) ISSN: 0204-3327. - 2014. - №1. - С. 111-120.

89. M. NAKAGAWA, et al, "Development of the core-bowing reactivity analysis code system ATLAS and its application to a large FBR core," Nuclear Engineering and Design, 157, 15-26 (1995).

90. S. KAMAL, Y. ORECHWA, "Bowing of Core Assemblies in Advanced Liquid Metal Fast Reactors," Joint ANS/ASME Nuclear Power onference, 1986

91. The Calculation of Fuel Bowing Reactivity Coefficients in a Subcritical Advanced Burner Reactor, A Thesis Presented to The Academic Faculty by Andrew T. Bopp In Partial Fulfillment of the Requirements for the Degree Master of Science in Nuclear Engineering Georgia Institute of Technology December 2013, copyright © 2013 by Andrew T. Bopp, page10

92. Fontaine B., Martin L., Prulhière G., Eschbach R., J.- Portier L., Masoni P., Tauveron N., Bavière R., Verwaerde D. (EdF), J.-M. Hamy (AREVA)RECENT ANALYSES OF PHENIX END OF LIFE TESTS AND PERSPECTIVES, IAEA INTERNATIONAL CONFERENCE, FR13, PARIS, FRANCE, 4-7/03/2013, T1-CN-199/237

93. New simulation tools to be developed for the ASTRID program Technical meeting on Priorities in Modelling and Simulation for Fast Neutron Systems Geneviève GAILLARD-GROLEAS CEA /DEN/DER- ASTRID Project Technical meeting-IAEA- 14-16 April 2014,

94. Программное средство "ЗОНА-М"., (отчет / АО "ОКБМ Африкантов"; утв. М.А.Большухин - Нижний Новгород, 2017. - 47 с. - Исполн.: Рябцов А.В., Замятин В.А., Исхаков С.А. - Инв№13101/17

95. Писаренко Г.С., Можаровский Н.С., Уравнения и краевые задачи теории пластичности и ползучести, , г.Киев,"Наукова думка", 1981 г.

96. Рябцов А.В., Виленский О.Ю. Математическая модель радиационного формоизменения сборок активной зоны реакторов типа БН и её реализация в ПК ANSYS // Вопросы материаловедения - 2018. - Вып. 1(93). -С. 190 - 199

97. Агеев В.С., Никитина А.А., Сагарадзе В.В., Сафронов Б.В., Чуканов А.П., Цвелев В.В. Использование методов металлургии распыленных и быстрозакаленных порошков для изготовления оболочек твэлов из дисперсно-упрочненных оксидами (ДУО) жаропрочных ферритно-мартенситных сталей (часть 1), Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), 2007., вып.2., с. 134-141

98. Решетников Ф.Г., Митенков Ф.М., Троянов М.Ф. Состояние и перспективы разработки радиационно-стойких конструкционных материалов для активных зон быстрых реакторов в СССР. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению, Алушта, 1990, Т.1, с. 15-23.

99. Бибилашвили Ю.К., Целищев А.В., Митрофанова Н.М. и др. Совершенствование применяемых и разработка новых конструкционных материалов для оболочек твэлов реакторов БН. Доклад на Отраслевой конференции «Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов и ТСВ энергетических реакторов», Электросталь, 5-7 апреля 1994 г.

100. Целищев А.В., Забудько Л.М., Козлов А.В. и др., Разработка конструкционной стали для твэлов и ТВС быстрых натриевых реакторов. - Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, с.217-222.

101. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов /под общей редакцией д.т.н., профессора В.М. Поплавского, Москва, ИздАТ, 2014.-584с.

102. Чуев В.В. "Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности", Диссертация на соискание ученой степени, Заречный 2007 г.

103. Аверин С. А., Козлов А. В., Цыгвинцев В. А. (ФГУП "ИРМ") Исследования радиационной стойкости ферритно-мартенситных сталей после облучения в реакторе БН-600. Вопр. атом. науки и техн. Сер. Материаловед. и нов. матер.. 2007, N 1, с. 412-424, 10 ил., 3 табл.. Библ. 12. Рус.

104. Временные руководящие материалы по использованию данных по свойствам конструкционных материалов и СНУП топлива для обоснования работоспособности экспериментальных твэлов ЭТВС реактора БН-600. Инв.№00154РМ, Государственная корпорация атомной энергии «Росатом», 2-ая редакция, Москва, 2014 г.

105. Аверин С.А., Козлов А.В., Медведева Е.А. Физико-механические свойства нержавеющей стали ЭП-450 после высокодозного облучения в реакторе БН-600 повреждающей дозой 108 сна. - Сб. науч. Трудов. Исследования конструкционных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов, УрО РАН, Екатеринбург, 1994, с.160-167.

106. Поролло С.И., Веремеев А.М., Конобеев Ю.В., Иванов А.А., Шулепин С.В. Исследование характеристик длительной прочности облученных нейтронами аустенитных и ферритно-мартенситных сталей. - Атомная энергия, 2018, т. 124, вып. 2, с.80-85.

107. Porollo S.I., Budylkin N.I., Mironova E.G. at el. Irradiation creep and swelling of Russian ferritic-martensitic steels irradiated to very high exposures in BN-350 fast reactor at 305-335°C. Effects of irradiation on materials. 21st Inter. Symposium ASTM STP 1447, 2003

108. Ioltukhovskiy A.G., Leonean-Smirnova M.V., Budylkin N.I., Mironova E.G. at.el. Material science and manufacturing of heat-resistant reduced-activation ferriticmartensitic steel for fusion. J. of Nucl. Mater. 283-287 (2000). 652-656

109. Шамардин В.К., Голованов В.Н., Островский З.Е. и др., Изменение механических свойств и микроструктуры феррито-мартенситных сталей, облученных в реакторе БОР-60, Шестая Российская конференция по реакторному материаловедению, Том 3, часть 1, Димитровград, 2000 г.. 273-293 с.

110. Шулепин С.В., Дворяшин А.М., Пороло С.И. и др. Исследование характеристик радиационной ползучести, механических свойств и характера разрушения ферритно-мартенситных сталей ЭП-450 и ЭИ-852, облученных при 305-335 0С до доз 61-89 сна, Седьмая Российская конференция по реакторному материаловедению, Том 3, часть 1, Димитровград, 2003 г.. 310-326 с.

111. Кратковременные механические свойства и радиационное формоизменение элементов активной зоны реакторов типа БН, отчет о НИР / ОАО «ОКБМ Африкантов»; утв. Васильев Б.А. - Н. Новгород, 2012. - 66 с. - Исполн.: Замятин В.А., Исхаков С.А., Рябцов А.В. -Инв.№12000/12 от

112. Красноселов В.А., Колесников А.Н/, и др., Экспериментальные исследования радиационной ползучести нержавеющих сталей: Препринт/- НИАР -16(469).-Димитровград, 1981 г

113. Зеленский В.Ф., Казачковский О.Д., Решетников Ф.Г., Цыканов В.А., Физические проблемы радиационного материаловедения, Вопросы атомной науки и техники. Сер.Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 1981, вып.4 (18), с.3-18

114. Виленский О.Ю., Рябцов А.В., "Математические модели радиационного распухания и радиационной ползучести чехловой стали ЭП-450 сборок активной зоны реакторов быстрых натриевых", Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 3, стр.199-207

115. Бородин О.В., Брык В.В., Воеводин В.Н. и др. Радиационное распухание ферритно-мартенситных сталей ЭП-450 и НТ-9 при облучении металлическими ионами до сверхвысоких доз, Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (97), 2011., вып.2., с. 10-15

116. Зенкевич О. Метод конечных элементов в технике, "Мир", Москва, 1975 г, 541 с

117. Стерлинг Л. Применение метода конечных элементов, "Мир", Москва, 1979 г., 391 с.

118. Программный комплекс ANSYS. Верификационный отчет. II редакция, инв.№11899/11от, Нижний Новгород, 2011 г.

119. Кайдалов В.Б, Исхаков С.А., Рябцов А.В., Расчетно-экспериментальные исследования сборок БН-800, 9-ый межотраслевой семинар "Прочность и надежность оборудования". Сборник докладов. Бекасово, Московская обл., 2015, стр. 98.

120. R.G. Grimes, J.G. Lewis, and H.D. Simon. "A Shifted Block Lanczos Algorithm for Solving Sparse Symmetric Generalized Eigenproblems". SIAM Journal Matrix Analysis Applications. Vol. 15 No. 1. pp. 228-272 . 1996

121. C. Rajakumar and C.R. Rogers. "The Lanczos Algorithm Applied to Unsymmetric Generalized Eigenvalue Problems". International Journal for Numercial Method in Engineering. Vol. 32. pp. 1009-1026. 1991

122. Забудько Л.М., Коростин О.С, Огородов А.Н, Козманов Е.А. Исследование распухания и радиационной ползучести чехловых сталей ферритно-мартенситного класса по результатам послереакторных измерений геометрии чехлов ТВС реактора БН-600. Сборник тезисов докладов 3-ей межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 1992, с.54.

123. Караулов В.Н., Блынский А.П., Яковлев И.Л., Кононова Е.В. Поведение ТВС и твэлов активной зоны реактора БН-350 под облучением. Сб. тезисов докладов международной научно-практической конференции "Nuclear power engineering in the Republic of Kazakstan. Perspectives of development (NE-96)", 24-27 июня 1996г., Актау, Казахстан.

124. Кайдалов В.Б., Лапшин Д.А., Рябцов А.В., Исхаков С.А., Расчётное моделирование радиационного формоизменения ТВС реакторов типа БН, Проблемы прочности и пластичности - 2013. №75(1). г. Н.Новгород, , C.33-39.

125. Тестирование блоков учета эффектов радиационного распухания и радиационной ползучести для ТВС реакторов типа БН с использованием ПК ANSYS, отчет о НИР / ОАО «ОКБМ Африкантов»; утв. Васильев Б.А. - Н. Новгород, 2009. - 46 с. - Исполн.: Кайдалов В.Б., Замятин В.А., Исхаков С.А., Рябцов А.В. -Инв.№11420/09 от

126 Исхаков С.А., Замятин В.А., Кайдалов В.Б., Рябцов А.В. Термомеханика ТВС в условиях активных зон реакторов на быстрых нейтронах. Сборник тезисов молодежной отраслевой научно-технической конференции "Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем", 2011, с.93.

127. Методика расчетного анализа термомеханики активных зон реакторов типа БН: отчет о НИР / ОАО «ОКБМ Африкантов»; утв. Васильев Б.А. - Н. Новгород, 2014. - 65 с. -Исполн.:Замятин В.А., Исхаков С.А., Рябцов А.В. - Инв.№12573/14 от.

128. Кайдалов В.Б, Исхаков С.А., Рябцов А.В., Расчетное моделирование контактного взаимодействия сборок активной зоны реактора типа БН, Сборник докладов 8-го межотраслевого семинара "Прочность и надежность оборудования".. г.Звенигород, 2013, стр. 94-101

129. Руководство пользователя ANSYS EKM версии 14.5. ANSYS Mechanical APDL Structural Analysis Guide, ANSYS, Inc, 2012 г

130. Контактные технологии в действии. Часть 2, «ANSYS Solutions. Русская редакция» Инженерно технический журнал, ЗАО "ЕМТ Р", Москва, 2007 г, стр. 5-10

131. Руководство пользователя ANSYS EKM версии 14.5. ANSYS Mechanical APDL Theory Reference, ANSYS, Inc, 2012 г

132. Ачеркан Н.С. Справочник машиностроителя Т1, Москва, 1956 г, 437 стр.

133. О верификации программы расчета усилий взаимодействия и деформации тепловыделяющих сборок реактора на быстрых нейтронах с учетом перестановок и поворотов ТВС (АСМЕ: отчет / ГНЦ РФ-ФЭИ; утв. Поплавский В.М. - Обнинск, 2008. - 30 с. -Исполн.:Забудько Л.М., Мариненко Е.Е. - Инв.№Г-6991