Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Круглов, Виктор Борисович

• Круглов, Виктор Борисович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Круглов, Виктор Борисович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. Методы определения теплофизических свойств твэлов энергетических реакторов.

1.1. Метод импульсного лазерного нагрева.

1.2. Измерение температуропроводности на начальном участке термограммы.

1.3. Установки для проведения измерений температуропроводности методом импульсного лазерного нагрева.

1.4. Определение ТФС фрагментов отработавших твэлов реакторов ВВЭР - 1 ООО.

1.5. Определение ТФС твэлов реакторов типа БН.

1.6. Определение ТФС твэлов с электропроводным топливным сердечником.

1.7. Внутриреакторные измерения.

1.8. Измерение ТФС ядерного топлива при криогенных температурах.

1.9. Постановка задачи исследования.

ГЛАВА 2. Развитие импульсного метода определения температуропроводности материалов.

2.1. Измерительный комплекс «Квант - Б».

2.2. Учет длительности лазерного импульса и утечек тепла при высоких температурах в импульсном методе определения температуропроводности материалов.

2.2.1. Измерения при импульсе лазера конечной длительности.

2.2.2. Утечки тепла излучением при высоких температурах.

2.3. Проведение тестирования метрологических характеристик установки «Квант — Б».

2.3.1. Измерение температуропроводности материалов с высокой теплопроводностью.

2.3.2. Измерение температуропроводности материалов со средней теплопроводностью.

2.3.3. Измерение температуропроводности оксидного ядерного топлива.

ГЛАВА 3. Определение теплофизических свойств твэлов энергетических реакторов.

3.1. Постановка задачи определения ТФС твэлов энергетических реакторов.

3.2. Определение теплоемкости твэлов энергетических реакторов.

3.3. Метод определения ТФС твэлов реакторов БН.

3.4. Экспериментальная проверка метода определения теплоемкости.

3.5 Метод определения ТФС твэлов реакторов ВВЭР.

ГЛАВА 4. Измерение теплопроводности ядерного топлива при криогенных температурах.

4.1. Измерение теплопроводности методом стационарного теплового потока.

4.2. Результаты измерений теплопроводности диоксидов урана в диапазоне температур 80 - 340 К.

4.2.1. Характеристики исследованных образцов.

4.2.2. Результаты измерений.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.

ВЫВОДЫ.

ОБОЗНАЧЕНИЯ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов»

При разработке ядерных энергетических установок (ЯЭУ) необходимо знание и прогнозирование температурных полей тепловыделяющих элементов, теплоносителя и элементов конструкции активной зоны. Для получения информации о температурных режимах элементов ЯЭУ требуются данные об изменении теплофизических свойств (ТФС) тепловыделяющих элементов в ходе кампании.

Разработка новых технологий производства ядерного топлива, использование МОХ, виброуплотненного, нитридного, дисперсионного топлива сопровождается большим объемом экспериментальных и опытно-конструкторских работ, проводимых для обоснования эффективности и безопасности ЯЭУ. Тепловыделяющие элементы — твэлы — являются наиболее теплонапряженными элементами активной зоны. Это определяет необходимость получения надежной информации о теплопроводности, теплоемкости ядерного топлива и тепловой проводимости границы взаимодействия топлива и оболочки.

Актуальность работы

К настоящему времени проведен большой объем работ по экспериментальному определению теплофизических свойств (ТФС) ядерного топлива и твэлов ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), накоплен большой объем информации по температуропроводности диоксида урана для выгораний до 65 МВт-сут/кг и. Данные по теплоемкости, полученные путем прямого измерения для отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), более скудные и характеризуются большой погрешностью. В большей степени это обусловлено трудностями при работе с радиоактивным материалом и в меньшей степени несовершенством методик измерения. Исследования необходимо проводить в петлях исследовательских реакторов, в защитных камерах и 4 боксах. В таких условиях подготовка и проведение теплофизических измерений - трудоемкий процесс, который является частью комплексного исследования, поэтому применяемые методики должны быть надежны и достоверны.

Создание измерительного комплекса «Квант — Б», предназначенного для исследования температуропроводности материалов ядерной техники до температур 1650 °С, потребовало развития метода определения температуропроводности с использованием импульсного лазерного нагрева. Необходимо было создать аппаратуру для реализации метода и получить методику, применимую для широкого спектра материалов, которую можно было включить в программное обеспечение обработки экспериментальных данных.

Совершенствование технологии изготовления топлива и твэлов для реакторов на быстрых нейтронах подразумевает использование виброуплотненного топлива и топлива на основе инертных матриц. Необходимость разработки метода определения ТФС твэлов, изготовленных по таким технологиям, очевидна.

Развитие новых технологий по производству ядерного топлива из диоксида урана (введение легирующих добавок, использование ультрадисперсных фракций)' приводит к необходимости проведения измерений' теплопроводности при температурах 80 — 340 К. В этом диапазоне теплопроводность и теплоемкость чувствительны к вводимым примесям и структурным особенностям материалов. Данные по новым материалам в этой области температур отсутствуют.

Таким образом, развитие методов теплофизического исследования ядерного топлива является актуальным направлением исследований.

Цель работы

Целью данной работы является теоретическое обоснование и разработка нестационарных методов определения теплофизических свойств ядерного топлива на основе импульсного нагрева.

Для достижения цели решены следующие задачи.

1. Разработана и создана аппаратура для реализации метода импульсного лазерного нагрева.

2. Разработан метод определения температуропроводности материалов ядерной техники импульсным методом с учетом влияния утечек тепла при высоких температурах и конечной длительности лазерного импульса.

3. Проведена проверка предлагаемого метода путем измерения температуропроводности материалов с известной температуропроводностью, в том числе в области высоких температур для диоксида урана.

4. Разработан метод экспериментального определения теплоемкости и ТФС твэлов энергетических реакторов ВВЭР и БН.

5. Проведены исследования теплопроводности втулок ядерного топлива из диоксида урана с добавками ультрадисперсных фракций в интервале температур 80-340 К.

Научная новизна:

1. Разработан и создан измерительный комплекс «Квант - Б».

2. Разработан метод определения температуропроводности материалов ядерной техники путем нагрева образцов лазерным импульсом, с учетом конечной длительности импульса и утечек тепла. Эффективность метода проверена для ряда материалов в интервале температур 400 - 1650 °С.

3. Впервые предложен, теоретически и» экспериментально обоснован метод определения1 теплоемкости, температуропроводности, 6 тепловой проводимости границы топливо — оболочка твэлов энергетических реакторов без их разрушения в ходе эксперимента. Метод может быть применен в условиях горячей камеры.

4. Впервые проведены измерения теплопроводности втулок ядерного топлива из диоксида урана с добавками ультрадисперсных фракций в интервале температур 80 — 340 К и установлено, что использование ультрадисперсных фракций при изготовлении ядерного топлива позволяет производить образцы с теплопроводностью, которая соответствует теплопроводности диоксида урана, изготовленного по традиционной технологии.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработанный экспериментальный метод определения температуропроводности с материалов^ ядерной техники импульсным методом с учетом- влияния утечек тепла при высоких температурах и конечной длительности импульса тепла;

2. Результаты проверки^ разработанного метода определения температуропроводности материалов, ядерной техники на материалах с различной теплопроводностью.

3. Разработанный экспериментальный метод определения ТФС стержневых твэлов энергетических реакторов.

4. Результаты измерений теплопроводности втулок ядерного топлива из диоксида урана с добавками ультрадисперсных фракций в интервале температур 80-340 К.

Практическая значимость работы

Обеспечение безопасной работы ядерной энергетичеркой установки - сложная инженерно-научная задача, требующая анализа процессов теплопередачи и связанных с ней задач механики тепловыделяющих элементов, Повышение эффективности работы, ЯЭУ 7 требует достижения глубоких выгораний при сохранении надежности и безопасности. Для прогнозирования работы твэлов и TBC необходимы и достоверные данные по ТФС ядерного топлива и твэла. Этим обуславливается. необходимость разработки- методов экспериментального определения ТФС ядерного топлива, твэлов в широком диапазоне температур. Полученные в ходе работы рекомендации имеют несомненную практическую ценность. Результаты теоретического и экспериментального исследования, представленные в данной работе, используются в ОАО ВНИИНМ им. A.A. Бочвара на установке «КВАНТ-Б» для определения температуропроводности активных образцов ядерного топлива. Экспериментальная методика определения ТФС твэлов энергетических реакторов может быть применена на установке НИИАР. Результаты измерений теплопроводности и теплоемкости образцов из UO2 с ультрадисперсными добавками используются для отработки технологии производства в ОАО ВНИИХТ. По результатам разработки экспериментального метода определения ТФС твэлов энергетических реакторов подготовлена лабораторная'работа на кафедре теплофизики НИЯУМИФИ.

Апробация работы

Результаты работы докладывались автором на XII Российской конференции по теплофизическим свойствам веществ (7—10 октября 2008 г., Москва, Россия); научной сессии МИФИ 2005, 2007, 2009 г.г., VIII Всероссийской конференции «Физикохимия ультрадисперсных (нано-) систем» (2009 г., Москва, Россия), IX Российской конференции по реакторному материаловедению (14-18 сентября 2009 г., Димитровград, Россия), опубликованы в журналах «Теплофизика Высоких Температур», «Известия вузов. Ядерная энергетика», «Перспективные материалы». 8

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 13 научных работ: КругловВ.Б., Одинцов A.A. Решение нестационарной' задачи теплопроводности для двухслойной системы с контактным термическим сопротивлением между слоями. // Вопросы теплопередачи в технологических процессах. Научные труды. Вып. 146. М. 1982 г. С.87-92.

Деев В.И., Круглов А.Б., Круглов В.Б., Харитонов B.C. Установка для определения тегоюфизических свойств материалов в диапазоне температур 77-300 К. // Научная сессия МИФИ-2002. Сборник научных трудов. Москва. 2002. Т. 8. С. 70.

Адрианов А.Н., Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Круглов В.Б., Тенишев A.B. Влияние нестехиометрии и легирования на теплопроводность диоксида урана. // Перспективные материалы. 2003. № 6. С. 43-49.

Киселев Н.П., Круглов А.Б., Круглов В.Б., Харитонов B.C. Измерение теплофизических параметров' тепловыделяющих элементов ЯЭУ методом периодических импульсов. // Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 2004 г. С. 185-186.

КругловВ.Б., ТаиповаР.Д. Теплофизические свойства новых топливных композиций. // Научная сессия МИФИ. 2007. Т.8. С.66-67.

Круглов В.Б., Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Тенишев A.B., КиреевГ.А. Установка для измерения температуропроводности ядерных материалов в рабочем интервале температур. // Тезисы докладов XII Российской конференции по теплофизическим свойствам веществ, 7-10 октября 2008 г. Москва. С. 101.

7. Поздеева И.Г., Круглое В.Б., Харитонов B.C. Определение теплоемкости отработавшего ядерного топлива методом периодических импульсов // Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 2008 г. С. 111.

8. Круглов В.Б., Поздеева И.Г., Шмельков А.Н. Нестационарные методы исследования теплофизических свойств стержневых твэлов ядерных энергетических реакторов. // Научная сессия МИФИ. 2008. Т.1. С.47-48.

9. Круглов В.Б., Поздеева И.Г. Определение теплофизических свойств твэлов с виброуплотненным топливом для реакторов типа БН-600 нестационарным методом. // Научная сессия МИФИ. 2009. Т.1.С.71.

10. Круглов А.Б., Круглов В.Б., Харитонов B.C., Петрунин В.Ф., Федотов A.B., Шилов В.В. Результаты измерения теплопроводности диоксида урана с ультрадисперсными фракциями. // Материалы УПЬ Всероссийской конференции «Физикохимия ультрадисперсных (нано-) систем». Москва. 2009. С. 152-156.

11. Круглов А.Б:, Круглов В.Б., ТенишевА.В: Измерение температуропроводности материалов ядерной техники методом импульсного нагрева. // Теплофизика высоких температур. 2010. Т. 48. № 1.С. 144-147.

12. Круглов А.Б., Круглов В.Б., Харитонов B.C., Поздеева И.Г. Измерение теплофизических свойств твэлов энергетических ядерных реакторов методом импульсного нагрева. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2010. № 1. С. 146-152.

13. Круглов В.Б., Круглов А.Б., Харитонов B.C., Петрунин В.Ф., Федотов A.B. Теплопроводность диоксида урана с ультрадисперсными фракциями. // Дцерная физика и инжиниринг. 2010. Т.1. № 1.С. 56-60.

Личное участие автора

Работа выполнена на кафедре теплофизики НИЯУ МИФИ. Постановка задач исследований проведена автором самостоятельно.

Разработку метода определения температуропроводности материалов ядерной техники импульсным методом с учетом влияния утечек тепла при высоких температурах и конечной длительности импульса тепла автор провел самостоятельно.

Экспериментальная часть диссертации, связанная с измерениями температуропроводности импульсным методом, была выполнена в сотрудничестве с коллегами из НИЯУ МИФИ, НИИ «Полюс», ОАО ВНИИНМ им. А. А. Бочвара, лаборатории «Пиролаб» ОИВТ РАН.

Экспериментальный метод определения ТФС твэлов ЯЭУ автор разработал самостоятельно.

Измерения теплопроводности образцов диоксида урана с ультрадисперсными добавками проведены автором на кафедре теплофизики НИЯУ МИФИ.' Образцы для исследования были подготовлены в ОАО ВНИХТ и лаборатории ОНИЛ-724 НИЯУ МИФИ.

Автор выражает глубокую признательность научному руководителю к.т.н. B.C. Харитонову за поддержку и обсуждение результатов.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Круглов, Виктор Борисович

выводы

1. Разработанный и запущенный в. эксплуатацию измерительный комплекс «Квант - Б» являете» эффективным* и надежным^ средством* измерения температуропроводности? реакторных материалов; и? ядерного топлива в интервале температур 400 — 1650°С. Погрешность определения; температуропроводности в рабочем интервале температур не превосходит ± 5 % для материалов с высокой, средней и низкой теплопроводностью.

2. Измерения температуропроводности материалов с высокой теплопроводностью оптимально проводить при помощи лазеров с длительностью импульса 0,2 - 0,5 мс, а для измерений температуропроводности оксидов урана и плутония в высокотемпературной области (Го> 2000 К) необходимо иметь длительность импульса ~ 10 мс. .

3. Определение: ТФС твэлов ядерных реакторов типа БЫ без их разрушения необходимо проводить по методу, предложенному в данной? работе.

4'. Метод радиального нагрева, применяемый в БИИАР^ можно дополнить, методом! определениям теплоемкости! твэлов энергетических реакторов, предложенным в данной работе.

5. Определение ТФС твэлов и ядерного* топлива- в диапазоне температур 20 - 900 °С необходимо проводить по методам, предложенным в данной? работе. При температурах выше 1000°С необходимо » применять метод импульсного лазерного нагрева: Таким образом, оптимальным является комплексное развитие методов определения» ТФС твэлов без их разрушения и исследования ТФС малых образцов ядерного топлива.

6. Измерение теплопроводности ядерного топлива^ в области криогенных температур показало свою информативность и должно применяться при проведении технологических разработок.

ОБОЗНАЧЕНИЯ

МОХ - смешанное (уран — плутониевое) оксидное ядерное топливо;

Тт — подогрев образца после лазерного импульса в адиабатических условиях; л а — коэффициент температуропроводности образца, м /с;

- энергия лазерного импульса, поглощенная образцом, Дж; С — теплоемкость образца, Дж/К;

Уг = 4стбг Тц XхЯ - число Био, характеризующее интенсивность теплообмена на образующей образца; Л |

Уг = 4<згх То Л' Ь — число Био, характеризующее интенсивность теплообмена на фронтальной и торцевой поверхности образца;

Бо = (ят)//2 - безразмерное время; Л

Бои = ахиИ — безразмерная длительность лазерного импульса; 5(То) - Дельта функция Дирака; а - тепловая проводимость контакта топливо — оболочка, Вт/(м -К);

С), Со — теплоемкость единицы длины твэла, топлива и оболочки соответственно. С2 = Со + Сь Дж/(м-К);

- объемное тепловыделение в оболочке, Вт/м3;

УДП - ультра дисперсные порошки;

КТ - коэффициент теплопроводности, Вт/(м К); рт — теоретическая плотность стехиометрического диоксида урана;

О/М — отношение количества атомов кислорода к количеству атомов металла в оксиде; р - пористость образца.

Смысл остальных обозначений и сокращений поясняется в тексте работы.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Круглов, Виктор Борисович, 2011 год

1. W.J. Parker, R.J. Jenkins, C.P. Butler, and G.L. Abbott. Flash method4 of measuring the thermal diffusivity, heat capacity and thermal conductivity. // Journal of Applied Physics. 1961. Vol. 32. P. 1679 - 1684.

2. J.A. Cape, G.W. Lehman. Temperature and Finite Pulse Time Effekt in the Flash Method for Measuring Thermal Diffusivity. // Journal of Applied Physics. 1963. Vol. 34. P. 1909 - 1913.

3. L.M. Clark III, R.E. Taylor. Radiation loss in the flash method for thermal diffusivity. // Journal of Applied Physics. 1975. Vol. 46. P. 714 719.

4. M. Sheindlin, D. Halton, M. Musella, and C. Ronchi. Advances in the use of laser-flash techniques for thermal diffusivity measurement.// Rev. Sc. Inst. 1998. Vol. 69. №3. P. 1426- 1436.

5. C. Ronchi, M. Sheindlin; and M. Musella, G. J. Hyland. Thermal conductivity of uranium dioxide up to-2900 К from simultaneous measurement of the heat capacity and thermal diffusivity. // Journal of Applied Physics. 1999. Vol. 85. № 2. P. 776 789.

6. Беляев H.M, Рядно A.A. Методы нестационарной теплопроводности: Учеб. пособие для вузов. — М,: Высш. Школа, 19781 328 с.

7. А. В. Лыков. Теория теплопроводности. Издательство «Высшая школа». Москва. 1967. 599 с.

8. Yutaka Tada, Makoto Harada, Masataka Tanigaki, and Waturu Eguchi. Laser flash method for measuring thermal conductivity of liquids application to low thermal conductivity liquids. // Rev. Sci. Instrum. 49(9). Sep. 1978. p. 1305 - 1314.

9. Beedham К., Dalrymple I.P., The Measurement of thermal diffitsivity by flash method. An Investigation into Errors Arising from Boundary Conditions. // Revue International Hautes Temperatures et Refraction, 1970; V. 7, № 2, p. 278-283.

10. В.Г. Баранов, Ю.Г. Годин, P.M. Сайфутдинов, Ю.Д. Съедин. Вопросы теплофизики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980, вып. 9, с. 94 99.

11. Золотухин А. А., Пелецкий В. Э. Установка для импульсных измерений температуропроводности в широком диапазоне температур. Т. В. Т.,1981, Т. 19, № 6, с. 1266 1271'.

12. Маглич К. и др., Советско — Югославские исследования по разработке высокотемпературного стандартного образца температуропроводности. Т. В. Т., ,1989. Т. 27, № 2, с. 352 359.

13. С. Ronchi, W. Heinz, М. Musella; R. Selfslag, and M. Sheindlin. A Universal Laser Palse Apparatus for Thermophysical Measurements in Refractory Materials at Very High Temperatures. // Intern. Journ. Thermoph. Vol.201 №3. 1999. p. 987 - 996.

14. Лещенко А. Ю., Кузьмин И. В. Определение теплофизических характеристик отработавших твэлов ВВЭР —1000 методом, радиального нагрева. Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2006 г., вып. 1, с: 33 44.

15. Субботин В. И. Энергоисточники в XXI веке. Вестник российской академии наук. 2001. Т71. №12. с. 1059 1068.

16. Киселев Н. П., Корсун В. А., Макас В. И., Петровичев В. И. Импульсный метод определения теплопроводности порошковых материалов и жидкостей. Вопросы теплофизики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1981, вып. 10, с. 93 100.

17. Субботин В.И., Федик И.И. и др. Новое поколение твэлов на основе микротоплива для ВВЭР. Атомная энергия, апрель 2004, Т.96, вып.4, с. 276-285.

18. Реакторная установка «УНИТЕРМ» для АСММ: Пояснительная^ записка к проектным проработкам. Отчет НИКИЭТ. 2004.

19. Деев В.И., Киселев Н.П. и др. Методика измерения продольного коэффициента теплопроводности стержней. Вопросы теплофизики ядерных реакторов. №6. Москва, Атомиздат, 1977г., с. 29.

20. Кокорев JI. С., Мурашов В. Н., Яковлев В. В. Исследование теплового состояния твэлов типа ВВЭР-1000. Препринт ИАЭ-3341/3. М., 1980.

21. А. Миснар. Теплопроводность твердых тел, жидкостей, газов и их композиций. М.: Мир, 1968. 464 с.

22. Деев В.И., Круглов А.Б., Круглов В.Б., Харитонов B.C. Установка для определения теплофизических свойств материалов в диапазоне температур 77 300 К. // Научная сессия МИФИ - 2002, сборник научных трудов, 2002, Т. 8, Москва, с. 70.

23. R.D.Cowan. Palse Method of Measuring the Thermal Diffiisivity at High Temperatures. // Journal of Applied Physics. 1963 (parti). Vol. 34. № 4. P. 926 927.

24. Г. Карслоу, Д. Егер. Теплопроводность твердых тел. М.: Наука, 1964.-486 с.

25. Н. Дрейпер, Г. Смит. Прикладной регрессионный анализ. Книга 2. М.: Финансы и статистика, 1987. 352 с.

26. В.Б. Круглов, A.A. Одинцов. Решение нестационарной задачи^ теплопроводности для двухслойной системы с контактным термическим сопротивлением между слоями./ТВопросы теплопередачи в технологических процессах. Научные труды. Вып. 146. М. 1982 г. с.87-92.

27. Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968, 484 с.

28. Пелецкий В.Э., Чеховской В.Я:, Латыев Л.Н. и др. Теплофизические свойства молибдена и, его-сплавов. Справочник. Под ред. акад. Шейндлина А.Е. М.: Металлургия; 1990; 302 с.

29. Teske К. Ibid, 1983, v.l 16, р.260.

30. G. Lucuta; Hj. Matzke, R. A. Verrall, H. A. Tasman: Thermal conductivity of SIMFUEL // Journal* of Nuclear Materials, Volume 188, June 1992, P 198-204.

31. Курина И.С., Попов B.B., Румянцев В.H'. Исследование свойств модифицированных оксидов с аномально- высокой теплопроводностью. Тезисы докладов- XII российской конференции по теплофизическим свойствам веществ. 7 — 10 окт. 2008 г. Москва, Россия, с. 44.

32. Бычков A.B. Производство для вибротоплива у нас есть. http://www.atominfo.ru/news/air4165.htm

33. Кокорев Л.С., Большаков В.И., Смирнов A.A. Автомодельное решение нестационарного уравнения теплопроводности при произвольных граничных условиях. Вопросы теплофизики ядерных реакторов: М., Атомиздат, 1977г., вып.7, с. 23 -25.

34. В.И. Деев, А.Б. Круглов, К.В. Куценко, A.A. Лаврухин, B.C. Харитонов. Исследование теплофизических свойств, полимерных

35. Тепло и. массообмен, теплотехнический' эксперимент. Справочник под общей редакцией- Григорьева В.А. и Зорин B.Mi М;, Энергоиздат, 1982 г. 512 с.

36. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Под общей редакцией доктора технических наук, профессора П.Л. Кириллова, 2 -е издание, исправленное и дополненное. М., ИздАТ, 2007. 200 с.

37. ЛещенкоА.Ю. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук: Теплофизические характеристики отработавших твэлов ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний 40 65 МВт-су т/кг U. Димитровград, 2006 г.

38. Цеденберг Н.В. Теплопроводность газов и жидкостей. М.-Л., Госэнергоиздат, 1963.

39. С.П. Никонов, С.И. Сполитак. Аналитическое решение обратной задачи нестационарной теплопроводности при обработке экспериментальных данных по повторному смачиванию. Препринт ИАЭ 3882/1. М., 1984.

40. Патент РФ 2186431 от 27.07.2002 г.45: А. Путилов. Разработки ФГУП ВНИИНМ в области нанотехнологий и наноматериалов. http://www.bochvar.ru/

41. С.С. Кутателадзе. Основы теории теплообмена. М.: Атомиздат, 1979. 415 с.

42. A.A. Одинцов. Экспериментальные методы исследования теплофизических свойств веществ. М.: МИФИ. 2000. 88 с.

43. Л.З. Криксунов. Справочник по основам инфракрасной техники. М.: Советское Радио, 1978. 400 с.49. Гост 8.140.82.

44. Кожевников И.Г., Новицкий Л.А. Теплофизические свойства материалов при низких температурах: Справочник. 2-е изд., перераб. и-доп. М.: "Машиностроение", 1982. 328 с.

45. B.C. Емельянов, А.И. Евстюхин. Металлургия ядерного горючего. Свойства и основы технологии урана, тория и плутония. Атомиздат. М. 1964 г. 451 с.

46. Годин Ю.Г. Оксидное топливо в ЯЭУ. М.: МИФИ. 1986. 92 с.