Влияние особенностей эксплуатации и параметров поля повреждающего излучения на срок службы графита в канальных реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Нестеров, Владимир Николаевич

• Нестеров, Владимир Николаевич
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Нестеров, Владимир Николаевич

ВВЕДЕНИЕ

1 ВЛИЯНИЕ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ ОБЛУЧЕНИЯ И ПЛОТНОСТИ ПОТОКА СОПУТСТВУЮЩЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

НА ЗНАЧЕНИЕ СРОКА СЛУЖБЫ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА

1.1 Состояние проблемы

1.2 Свойства реакторного графита и его работоспособность в уран-графитовых реакторах

1.3 Влияние условий облучения реакторного графита на значение критического флюенса

1.4 Типы дефектов и их классификация

1.5 Исследования по формоизменению графитовых кладок реакторов РБМК-1 ООО

1.6 Методика обработки экспериментальных данных по формоизменению гр аф ита

1.7 Экспериментальные данные по формоизменению графита

1.8 Экспериментальные данные, интерполяция каноническим полиномом

Выводы

2 ПРОСТРАНСТВЕННО-РАСПРЕДЕЛЕННЫЙ ИСТОЧНИК ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ В ГРАФИТОВЫХ КОНСТРУКЦИЯХ И ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ОБЛУЧЕНИЯ

2.1 Составляющие пространственно-распределенного источника тепловыделения в графитовых конструкциях

2.2 Плотность потока нейтронов и эквивалентная температура облучения

2.3 Функция, характеризующая степень повреждения структуры и свойств графита

2.4 Использование средних интегральных значений плотности потока повреждающих нейтронов и соответствующей эквивалентной температуры облучения

Выводы

3 ОЦЕНКИ СРОКА СЛУЖБЫ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА С УЧЕТОМ ОСОБЕННОСТЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ДЕГРАДАЦИИ

ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ

ЗЛ Методика обработки массивов эксплуатационных параметров

3.2 Радиальное и аксиальное распределение температурных полей

3.3 Распределение значения срока службы реакторного графита по активной зоне

3.4 Распределение значения срока службы реакторного графита по радиусу эквивалентной ячейки

3.5 Оценка срока службы реакторного графита в топливных каналах с учетом деградации теплофизических свойств и формоизменения элементов конструкции

Выводы

4 СРОК СЛУЖБЫ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА В НИЗКО- И ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ ОБЛАСТИ

4.1 Состояние проблемы

4.2 Оценка срока службы графита каналов системы управления и защиты (СУЗ)

4.2.1 Распределение плотности потока повреждающих нейтронов по радиусу ячейки системы управления и защиты

4.2.2 Энерговыделение в колонне системы управления и защиты за счет рассеяния и поглощения у-квантов

4.2.3 Эквивалентная температура облучения графита

4.2.4 Критический флюенс и распределение значения срока службы графита

4.3 Оценка срока службы графита топливных блоков в высокотемпературной области на примере реактора ГТ-МГР

4.3.1 Активная зона реактора ГТ-МГР

4.3.2 Определение значения флюенса повреждающих нейтронов

4.3.3 Определение значения критического флюенса

4.3.4 Результаты расчета

Выводы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Влияние особенностей эксплуатации и параметров поля повреждающего излучения на срок службы графита в канальных реакторах»

Актуальность работы. Большое экономическое и практическое значение имеет увеличение срока гарантированной безопасной эксплуатации ядерного реактора. К 2003 году у десяти работающих в нашей стране энергетических реакторов канального типа большой мощности (РБМК) проектный 30-летний срок службы закончился. Он близок к завершению и у других водоохлаждаемых графитовых реакторов. Срок службы этих установок в основном определяется работоспособностью графитового замедлителя и графитовых элементов конструкции реактора. Работоспособность реакторного графита, в свою очередь, определяется его свойствами и их изменением в результате облучения, окисления и коррозии.

Графит в процессе длительной работы теряет свои эксплуатационные характеристики: происходит деградация теплофизических реологических и физико-механических свойств, в результате чего изменяются условия теплообмена и теплопереноса. Эти изменения индуцированы радиационно-стимулированными эффектами. В определенный момент начинается вторичное распухание графита, которое наряду с новым (вторичным) ухудшением свойств графита, влечет за собой деформацию блоков, их растрескивание, искривление колон и всей кладки в целом. Деформация блоков и колон затрудняет работу регулирующих систем и замену технологических каналов. В результате эксплуатация графитовой кладки, как конструкции, становится невозможной. При этом прочностные свойства и изменение размеров (формоизменение) являются определяющими характеристиками работоспособности реакторного графита [1].

Основная часть графитовой кладки уран-графитовых реакторов должна работать без замены в течение всего срока эксплуатации реактора. Прогнозирование радиационно-стимулированного изменения свойств графита на основании радиационных испытаний образцов в ^ исследовательских реакторах оказывается недостаточно надежным, поскольку не учитывает таких факторов, как особенности спектров нейтронов, характеристик полей сопутствующего у-излучения и др. факторов, влияющих на работоспособность графита. Поэтому в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов из блоков кладки [2], систематически выбуриваются керны, для которых определяются физико-механические свойства графита, и в результате анализа экспериментальных данных даются заключения о возможности дальнейшей эксплуатации графитовой кладки и, соответственно, реактора в целом. Аналогичным образом обосновывалось продление срока службы реактора АМ-1 Обнинской АЭС [2] и контролируются кладки РБМК.

Поэтому расширение исследований состояния и свойств графита, облученного до все более высоких флюенсов, является перспективной задачей в области прогнозирования срока службы реакторного графита. Данные по радиационному изменению свойств графита и состоянию графитовых элементов конструкции уран-графитовых реакторов, свидетельствуют о том, что разными авторами выделяются различные критерии работоспособности реакторного графита. Они необходимы для определения срока безопасной эксплуатации действующих реакторов и, что особенно важно, для обоснования возможности его продления [1].

С начала 90-х годов ведущими научными и проектно-конструкторскими организациями интенсифицировались научно-практические работы по изучению радиационных изменений свойств графита: РНЦ "Курчатовский институт" (Москва) [3], ФГУП НИКИЭТ (Москва) [4], НИИ Графит (Москва) [1], ГНЦ РФ-НИИАР (Димитровград) [5] и другие.

Цель работы. Целью работы является разработка методики корректного определения срока службы графита водоохлаждаемых канальных реакторов с учетом влияния особенностей эксплуатации на параметры потока нейтронов, сопутствующего у-излучения и деградации теплофизических свойств графита.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

- определение составляющих процесса энерговыделения в графите, обусловленных замедлением нейтронов и поглощением у-квантов с учетом особенностей спектра излучений [6];

- определение влияния эквивалентной температуры облучения и плотности потока сопутствующего у-излучения на значение срока службы реакторного графита в топливных ячейках и ячейках системы управления и защиты [7], [8];

- определение пространственно-распределенного источника тепловыделения в графитовых конструкциях и эквивалентной температуры облучения с учетом особенностей спектра потока нейтронов и сопутствующего у-излучения [6], [7], [8];

- оценка срока службы реакторного графита с учетом особенностей эксплуатации и деградации его теплофизических свойств [6];

- определение влияния особенностей зависимости критического флюенса в низко- и высокотемпературной областях на срок службы реакторного графита [6], [9].

Научная новизна.

1 Разработана методика расчета, позволяющая по нейтронно- и теплофизическим параметрам эксплуатации определять срок службы реакторного графита с учетом эквивалентной температуры облучения, плотности потока сопутствующего у-излучения и деградации теплофизических свойств графита.

2 Установлены факторы, определяющие степень влияния составляющих пространственно-распределенного радиационного источника тепловыделения в графитовых конструкциях на значение их срока службы.

3 Разработана методика обработки массивов эксплуатационных значений плотности потока повреждающих нейтронов и температуры облучения, позволяющая проводить оценки срока службы с учетом особенностей эксплуатации реактора.

4 Проведена оценка срока службы топливных блоков газотурбинного модульного высокотемпературного гелиевого реактора (ГТ-МГР) с учетом особенностей зависимости критического флюенса от температуры в высокотемпературной области.

Практическая значимость.

Разработанная методика расчета срока службы реакторного графита позволяет:

- оценить срок безопасной эксплуатации уран-графитового реактора с учетом его особенностей;

- осуществлять расчетное прогнозирование состояния основного несущего материала активной зоны в уран-графитовом реакторе на основании экспериментальной информации о нейтронно- и теплофизических параметрах эксплуатации реактора;

- оптимизировать теплофизические параметры эксплуатации графитовой кладки для увеличения срока безопасной эксплуатации уран-графитового реактора.

Результаты исследований использованы при выполнении НИР по техническим заданиям концерна "Росэнергоатом" (департамент РБМК) и ФГУП "Горно-химический комбинат".

Упрощенный вариант методики используется в учебном процессе -при проведении расчетов в ходе выполнения курсового проекта в 9-ом и 10-ом семестрах студентами специальности 140305 "Ядерные реакторы и энергетические установки".

На защиту выносятся.

1 Методика уточнения параметров составляющих пространственно-распределенного источника тепловыделения и реальной эквивалентной температуры облучения реакторного графита.

2 Методика уточнения срока службы реакторного графита с учетом особенностей нейтронно- и теплофизических параметров эксплуатации уран-графитового реактора.

3 Результаты анализа процессов ^ определяющих срок службы реакторного графита в ячейках системы управления и защиты.

4 Результаты анализа процессов ^ определяющих срок службы реакторного графита в высокотемпературной области при большой жесткости спектра нейтронов.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на 7 Международных, Всероссийских и Отраслевых научно-технических и научно-практических конференциях. В том числе: на Отраслевой научно-технической конференции: "Технология и автоматизация атомной энергетики" (СГТИ, Северск, 2003) [10], на научно-практической конференции молодых работников СХК "Молодежь ЯТЦ: Наука и производство" (Северск, 2004) [11], на Международной научно-практической конференции "Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности (производство, наука, образование)" (Томск, 2004) [12], на научной сессии МИФИ-2005 (Москва, 2005) [13], на XI Международной научно-практической конференции студентов и молодых ученых "Современные техника и технологии СТТ'2005 " (Томск, 2005) [14], на Всероссийской научной конференции студентов-физиков и молодых ученых "ВНКСФ-11" (Екатеринбург, 2005) [15], на Международной научно-практической конференции "Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности (производство, наука, образование)" (Томск, 2005) [16].

Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка используемой литературы. Материал работы изложен на 154 страницах, включая 65 рисунков и 15 таблиц. Библиографический список включает 101 наименование.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Нестеров, Владимир Николаевич

Выводы

По полученным результатам оценки срока службы графита каналов системы управления и защиты реактора АДЭ сформулированы следующие выводы:

1) существенного различия в распределении плотности потока повреждающих нейтронов для графитового блока ячейки СУЗ в обоих случаях (со стержнем и без стержня) нет;

2) при определении тепловыделения в графите ячейки СУЗ со стержнем необходимо учитывать, что плотность потока тепловых нейтронов в стержне ниже среднего по A3 значения на три порядка;

3) вклад тепловыделения за счет у-квантов в общее тепловыделение очень существенен, особенно в случае когда стержень СУЗ находится в активной зоне, так как он является источником у-квантов высокой энергии;

4) экспериментальные значения набранного флюенса за год на внутренней поверхности графитового блока достигают значений 1 -1020 см"2 в расчетах получено значение 0,6-1020 см"2.

Для гарантированной безопасной эксплуатации топливных блоков активной зоны реактора ГТ-МГР необходимо:

1) уменьшить интервал между перестановками топливных блоков в 2 раза. Проектный интервал составляет 540 эфф. сут, что соответствует 2 годам, а с учетом особенностей зависимости критического флюенса от температуры и спектра нейтронов в ГТ-МГР он не должен превышать 270300 эфф. сут;

2) перемещение топливных блоков производить по картограммам, при разработке которых следует учитывать значения температуры, плотности потока нейтронов и доли повреждающих нейтронов в месте размещения блока;

3) перемещать топливные блоки не только в радиальном и азимутальном, но и в аксиальном направлениях. Маршрут движения блока, начинающийся на периферии активной зоны (внешний или внутренний радиусы) должен заканчиваться на полувысоте активной зоны. При этом реализуется режим движения топлива "от периферии к центру активной зоны", который обеспечивает приближение к режиму непрерывной перегрузки (перемещения).

Таким образом, в данной главе рассмотрены результаты систематических расчетов срока службы реакторного графита в высоко- и низкотемпературных областях с учетом особенностей, обусловленных различиями спектров потоков нейтронов и характеристик полей сопутствующего у-излучения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, в работе получен и сформулирован ряд результатов и выводов по работоспособности реакторного графита в канальных реакторах.

1 Для объективного обоснования увеличения срока службы графита РБМК необходимо учитывать влияние сопутствующего у-излучения. Отличие значений плотностей потоков сопутствующего у-излучения в центре и на периферии активной зоны может достигать 70 %, значение плотности потока сопутствующего у-излучения на эквивалентном радиусе ячейки может быть в 2 раза ниже значения на внутреннем радиусе графитового блока. Спектры сопутствующего у-излучения определяются типом блоков (топливные и блоки СУЗ). Учет дифференциальных характеристик поля у-излучения, изменений плотности потока повреждающих нейтронов и эквивалентной температуры облучения приводит к результатам, показывающим возможность увеличения ожидаемого срока службы графита активной зоны.

2 Для строгого обоснования увеличения срока службы графита РБМК необходимо учитывать, что температурные условия облучения зависят не только от места расположения графита в активной зоне. Они являются функциями времени, которые значительно изменяются в течение кампании и являются немонотонными. Результаты показали, что погрешность определения флюенса по среднему значению тепловой мощности за год может достигать 14 %.

3 В процессе эксплуатации графитовой кладки наблюдается участок, где с ростом энерговыработки происходит замедление усадки графитовых блоков. Этот факт позволяет сократить количество заменяемых каналов, уменьшая при этом продолжительность планово-профилактических ремонтов реактора, а также более полно использовать ресурс оставшихся технологических каналов.

4 Оценки срока службы графита АДЭ можно использовать в прогнозах для РБМК с учетом того, что удельные интенсивности процессов деления и радиационного захвата для технологических каналов

19 4 1 1941 в этих реакторах различны (2-10 " см" -с" - РБМК, 5-10 " см" -с" - АДЭ), что приводит к различным значениям плотности потока сопутствующего у-излучения (4-1013 см"2-с"' - РБМК, 5-1014 см"2-с"' - АДЭ). При определении срока службы РБМК также следует учитывать то, что составляющие тепловыделения за счет замедления нейтронов и поглощения у-квантов и их отношение значительно отличаются от случая АДЭ. Уточненное для канальных графитовых водоохлаждаемых реакторов значение доли тепловой мощности, выделяющейся в замедлителе, не превышает 4,9 % (4,33 % для РБМК).

5 Использование средних интегральных значений эквивалентной температуры облучения при определении значения критического флюенса и, следовательно, срока службы реакторного графита приводит к значительным ошибкам (до 20 %). При этом, как правило, оцененный по средним значениям, ожидаемый срок службы оказывается заниженным. Прогноз с учетом реального состояния показывает, что многие графитовые конструкции и кладка графитовых реакторов являются работоспособными еще в течение 7-12 лет.

6 С целью увеличения степени адекватности ожидаемых и фактических значений следует учитывать влияние на срок службы спектра и действующего значения плотности потока повреждающих нейтронов. В частности, необходимо учитывать, что плотность потока повреждающих нейтронов в отдельных колоннах РБМК-1000 почти в 2 раза выше, чем в АДЭ.

7 Расчет срока службы необходимо проводить для каждой отдельной колонны с учетом её местоположения по отношению к органам управления и защиты. Наличие ячейки СУЗ рядом с топливным блоком приводит к снижению значений плотности потока повреждающих нейтронов (до 6 %) и эквивалентной температуры облучения (до 10 %), что приводит к увеличению расчетного значения срока службы графита (до 23 %).

8 С целью увеличения степени адекватности расчетных данных ожидаемым значениям срока службы при определении тепловыделения в графите ячейки СУЗ со стержнем следует учитывать, что плотность потока тепловых нейтронов в поглощающем стержне ниже среднего по A3 значения на три порядка.

9 Проведена оценка срока службы топливных блоков в высокотемпературной области. На примере реактора ГТ-МГР определено, что среднее по активной зоне реактора ГТ-МГР значение эквивалентной температуры облучения графита на эквивалентном радиусе элемента периодичности (т.е. в объеме топливного блока) при средней удельной энергонапряженности 6,6 МВт/м составляет 785 °С. При таком значении графит может эксплуатироваться более 6 лет, следовательно, проектная кампания топлива длительностью 1080 эфф. сут с запасом обеспечена работоспособностью графита. Однако, при максимальном значении удельной энергонапряженности 23 МВт/м эквивалентная температура облучения достигает 1000 °С. В таких условиях эксплуатации срок службы графита составляет около 1,5 лет. Следовательно, длительность пребывания графитовых топливных блоков в наиболее энергонапряженных областях активной зоны должна ограничиваться значением 450 эфф. сут. Это можно обеспечить периодическими перестановками блоков по специальной разработанной технологической схеме.

Результаты не противоречат основным положениям физики и техники ядерных энергетических установок и получены при решении важной задачи прикладного значения - определение срока службы реакторного графита водоохлаждаемых канальных реакторов.

Верификация методики была проведена путем сравнения значений плотности потока повреждающих нейтронов, полученных обратным расчетом из значения объемной плотности тепловыделения в графите, и в независимых экспериментах. Расчетные и экспериментальные данные согласуются с точностью не хуже 15%.

Автор выражает глубокую благодарность научному руководителю, профессору, доктору физико-математических наук Игорю Владимировичу Шаманину за постановку задач, определение путей их решения и помощь в интерпретации полученных результатов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Нестеров, Владимир Николаевич, 2005 год

1.С. Свойства реакторного графита и его работоспособность в водографитовых реакторах / Ю.С. Виргильев // Материаловедение. - 2001. - № 2 - С. 44-52.

2. Виргильев Ю.С. Изменение свойств графита из кладки первой АЭС в процессе эксплуатации / Ю.С. Виргильев, Н.Т. Белинская, В.В. Гундоров и др. // Атомная энергия. 1997. - Т. 83. - Вып. 3. - С. 1-3.

3. Лебедев И.Г. Радиационная стойкость реакторного графита / И.Г. Лебедев // Атомная энергия. 1996. - Т. 80. - Вып. 3. - С. 438-441.

4. Бойко В.И. Оценка ресурса реакторного графита в ячейках системы управления и защиты с учетом деградации теплофизических свойств / В.И. Бойко, В.В. Шидловский, П.М. Гаврилов и др. // Известия ВУЗов. Серия: Ядерная энергетика. 2005. -№3. - С. 94-103.

5. Бойко В.И. Определение ресурса реакторного графита с учетом неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны / В.И. Бойко, В.В. Шидловский, В.Н. Нестеров и др. // Известия ВУЗов. Серия: Ядерная энергетика. 2004. - № 4. - С. 26-30.

6. Бойко В.И. Влияние неравномерности плотности потока повреждающих нейтронов на ресурс реакторного графита / В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, М.Г. Герасим и др. // Известия ТПУ. 2005. - Т. 308. -№ 2.-С. 86-90.

7. Бойко В.И. Оценка ресурса графита топливных блоков реактора ГТ-МГР / В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, Ф.П. Кошелев и др. // Известия ТПУ.-2005. -Т. 308,-№5. -С. 81-84.

8. Нестеров В.Н. Методика обработки массивов эксплуатационных параметров канальных реакторов / В.Н. Нестеров, И.В. Шаманин // Научная сессия МИФИ-2005. Сб. науч. тр. Москва, 2005. - С. 178-179.

9. Нестеров В.Н. Эквивалентная температура облучения графита ячеек СУЗ реактора с графитовым замедлителем / В.Н. Нестеров, Д.С. Уваров, А.Н. Юрченко // Сб. тезисов "ВНКСФ-П". Екатеринбург, 2005.-С. 574-575.

10. Анисимов Н.А. Влияние нейтронно-физических особенностей реактора на распределение и значение эквивалентной температуры облучения графитового замедлителя / Н.А. Анисимов, В.А. Лызко,

11. B.Н. Нестеров, И.В. Шаманин // Сб. тезисов докладов. III Междунар. науч.-практ. конф. "Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности". Томск, 2005. - С. 43.

12. Виргильев Ю.С. Реакторный графит и его ресурс / Ю.С. Виргильев // Физика и химия обработки материалов. 1992. - № 6.1. C. 5-14.

13. Немытов С.А. Вывод энергоблоков АЭС из эксплуатации: концепция; состояние с выполнением работ / С.А. Немытов, В.К. Зимин // Известия ВУЗов. Серия: Ядерная энергетика. — 2002. № 2. - С. 21-27.

14. Кабанов Ю.И. Обеспечение безопасности при снятии с эксплуатации промышленных реакторов Сибирского химического комбината / Ю.И. Кабанов, В.М. Кондаков, А.Г. Николаев и др. // Известия ВУЗов. Серия: Ядерная энергетика. 1998. - № 2. - С. 52-56.

15. Виргильев Ю.С. Пористость и некоторые другие физические свойства конструкционного графита / Ю.С. Виргильев // Химия тв. топлива. 1973.-№ 5.-С. 102-105.

16. Nightingale R. Nuclear graphite / Ed. By Nightingale R. NY -London: Academic Press, 1962.

17. Лебедев И.Г. Сравнительные испытания радиационной стойкости реакторного графита / И.Г. Лебедев, Ю.С. Виргильев // Атомная энергия, 1998.-Т. 85.-Вып. 5.-С. 377-382.

18. Гончаров В.В. Действие облучения на графит ядерных реакторов / В.В. Гончаров, Н.С. Бурдаков, Ю.С. Виргильев и др. М.: Атомиздат, 1978.-272 с.

19. Лебедев И.Г. Электросопротивление углеграфитовых материалов после нейтронного облучения / И.Г. Лебедев // Атомная энергия. 1997. -Т. 83.-Вып. 2.-С. 128-133.

20. Виргильев Ю.С. Исследование изменения структуры углеродных материалов при нейтронном облучении / Ю.С. Виргильев, Е.И. Кругленкин, В.Г. Макарченко // Атомная энергия. 1975. - Т. 39. -Вып. 5.-С. 304.

21. Виргильев Ю.С. Изменение кристаллической структуры и вторичное распухание реакторного графита /Ю.С. Виргильев // Изв. АН СССР Сер. Неорганические материалы. 1987. - Т. 23. - № 2. С. 350-351.

22. Бурдаков Н.С. Исследование окислительной способности конструкционного графита / Н.С. Бурдаков, Ю.С. Виргильев, В.Н. Турдаков, Ю.С. Чурилов // В сб.: Конструкционные материалы на основе графита, Вып. VI. М.: Металлургия. - 1971. С. 80-84.

23. Виргильев Ю.С. Изменение свойств графита из кладки реактора Обнинской АЭС / Ю.С. Виргильев, В.В. Гундоров, И.П. Калягина и др. // Атомная энергия. 1997. -Т. 83.-Вып. З.-С. 175-183.

24. Виргильев Ю.С. О зависимости прочностных свойств углеродных материалов от общей пористости / Ю.С. Виргильев // Проблемы прочности. 1981. - № 6. - С. 69.

25. Барабанов В.Н. Радиационная ползучесть конструкционного графита / В.Н. Барабанов, Ю.С. Виргильев. М.: Атомиздат, 1976. - 80 с.

26. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов. М.: НИКИЭТ, НИИграфит, ИАЭ, ЧПИ, 1991.-255 с.

27. Виргильев Ю.С. Поведение конструкционных графитов при низкотемпературном (50-90 °С) нейтроном облучении / Ю.С. Виргильев // Физика и химия обработки материалов. 1993. — № 3. — С. 5-16.

28. Лебедев И.Г. Размерная нестабильность графитов при высокотемпературном облучении в ядерном реакторе / И.Г. Лебедев // Препринт НИИАР, 19 (822), 1991. 32 с.

29. Platonov P.A. Radiation damage and life-time evolution of RBMK graphite stace / P.A. Platonov, O.K. Chugunov, V.N. Manevsky, V.I. Karpukhin // Proc. of a Spec. Meet. (Bath, UK, 24-27 sept., 1995), IAEA-TECDOC-901, IAEA, 1996.-P. 79-90.

30. McLachlan N. AGR core safety assessment methodologies / N. McLachlan, J. Reed, M.P. Metcalfe // Proc. of a Spec. Meet. (Bath, UK, 2427 sept., 1995), IAEA-TECDOC-901, IAEA, 1996. P. 263-273.

31. Виргильев Ю.С. О взаимосвязи радиационного изменения физических свойств конструкционных углеродных материалов / Ю.С. Виргильев // Изв. АН СССР. Неорганические материалы. 1991. - Т. 27,-№5.-С. 953-959.

32. Hartley М. Blant identation of core graphite / M. Hartley, B. McEnaney // Proc. Of a Spec. Meet.(Bath, UK, 24-27 sept., 1995), IAEA-TECDOC-901, IAEA, 1996. P. 263-273.

33. Prince N. The integrity of GAGR moderator bricks / N. Prince, J.E. Brocklenhurst // In mater. IAEA. Specialists Meeting JAERI (8-11 sept., 1986, Tokai-Muru, Japan), 1986, JAERJ-M-86-192. P. 20-18.

34. Виргильев Ю.С. Изменение микротвердости углеродных материалов при термическом и радиационном воздействии /

35. Ю.С. Виргильев, Р.Н. Иванова // Изв. АН СССР. Сер. Неорганические материалы, 1975.-Т. XI.-№ 10.-С. 1769-1773.

36. Котосонова В.Я. Методы определения модуля упругости на образцах облученного графита / В.Я. Котосонова, JI.M. Никишина // В сб. тр. Конструкционные материалы на основе углерода. Вып. XIII. - М.: Металлургия, 1978.-С. 131-134.

37. Николаенко В.А. Влияние неоднородности образцов графита на их формоизменение при облучении / В.А. Николаенко, В.Н. Кузнецов, П.А. Платонов, O.K. Чугунов // Атомная энергия. 1999. - Т. 87. - Вып. 1. - С. 28-32.

38. Виргильев Ю.С. Тепловой коэффициент линейного расширения конструкционных графитов / Ю.С. Виргильев // Физика и химия обработки материалов. 1995. -№ 4. - С. 84-103.

39. Чернявский А.О. Прочность графитовых материалов и конструкций при малоцикловом нагружении: дис. на соиск. ученой степени д-ра техн. наук. / А.О. Чернявский М., 1998.

40. Виргильев Ю.С. Влияние вариации свойств на работоспособность реакторного графита ГР-280 / Ю.С. Виргильев, В. Д. Балдин//Атомная энергия. 2000. - Т. 88.-Вып. 2.-С. 119-125.

41. Виргильев Ю.С. Примеси в реакторном графите и его работоспособность / Ю.С. Виргильев // Атомная энергия. 1998. - Т. 84. -Вып. 1.-С. 7-16.

42. Островский B.C. Искусственный графит / B.C. Островский, Ю.С. Виргилев, В.И Костиков., Н.Н. Шипков. М.: Металлургия, 1986. -277 с.

43. Виргилев Ю.С. Изменение кристаллической структуры и вторичное распухание реакторного графита / Ю.С. Виргилев // Изв. АН СССР. Сер. Неорган, матер. 1987. - Т. 23.-Вып. 2. - С. 350-351.

44. Виргильев Ю.С. Радиационное изменение свойств неграфитированного материала / Ю.С. Виргильев, В.Г. Макарченко, Р.Г. Пикулик // Атомная энергия. 1983. - Т. 55. - Вып. 1. - С. 44-46.

45. Платонов П.А. Влияние степени совершенства графита на изменение его свойств при облучении / П.А. Платонов, И.Ф. Новобратская, Ю.П. Туманов, В.И. Карпухин // Атомная энергия. 1979. - Т. 46. - Вып. 4. - С. 248-254.

46. Woodruff Е.М. Graphite surveillanse in N reactor / E.M. Woodruff // Proc. of a Spec. Meet (Tokai-mura, Japan, 9-12 sept., 1991), IAEA-TECDOC-690, IAEA, 1996. P. 273-278.

47. Виргилев Ю.С. Реакторный графит и его свойства / Ю.С. Виргилев. М.: ЦНИИэкономинформ цветмет, 1990. - 52 с.

48. Baldin V.D. The state of graphite stack st Leningrad NPP, unit 2, after 16,5 years of operation / V.D. Baldin, B.S. Rodtchencov, P.A. Platonov et all. // Proc. of a Spec. Meet (Bath, UK, 24-27 sept., 1995), IAEA-TECDOC-901, IAEA, 1996.-P. 161-165.

49. Виргилев Ю.С. Обоснование возможности безаварийной работы графитовой кладки реакторов БиАЭС / Ю.С. Виргилев, В.В. Гундуров, И.П. Калягина и др. // Атомная энергия. 1998. - Т. 85. - Вып. 6. - С. 436441.

50. Акимов Н.С. Деформация графитовой кладки реакторов ЭГП-6 Билибинской АЭС под действием облучения / Н.С. Акимов, А.В. Куршанов // Атомная энергия. 1996. - Т. 80. - Вып. 1. - С. 23-26.

51. Комисаров О.В. Температурный режим графитовой кладки реакторов Билибинской АТЭЦ / О.В. Комисаров, Н.И. Логоша, М.Е. Минашин и др. // Атомная энергия. 1980. - Т. 48. - Вып. 5. - С. 287291.

52. Virgiliev Yu.S. Structural graphite for high-temperature gas-cooled reactors / Yu.S. Virgiliev, P.Ya. Avramenko, I.G. Lebedev e.a. // Energy. -1991,-V. 16. № 1/2. - P. 309-315.

53. Брохович Б.В. Избранные доклады советских ученых / Б.В. Брохович, Ф.Я. Овчинников, В.И. Клименков и др. М.: Атомиздат, 1959.-Т. 2.-С. 319.

54. Платонов П.А. Исследование графита кладок действующих реакторов / П.А. Платонов, Н.С. Бурдаков, В.И. Карпухин и др. // Тр. Междунар. конф. по радиационному материаловедению, Алушта, 22-25 мая, 1990. Т. 3. Харьков: Издание ХФТИ, 1990. - С. 172-179.

55. Виргилев Ю.С. Радиационное изменение размеров графитовых материалов и критерий их работоспособности / Ю.С. Виргилев // Физика и химия обработки материалов. 1992. - № 4. - С. 10-17.

56. Николаенко В.А. Влияние у-излучения на кристаллические материалы при облучении в реакторе / В.А. Николаенко, В.И. Карпухин // Атомная энергия. 1994.-Т. 77.-Вып. З.-С. 186-189.

57. Nikolaenko V.A. Effect of gamma-irradiation on defect annealing in diamond / V.A. Nikolaenko, V.G. Gordeev, V.I. Karpukhin // Rad. Eff. 1996. -V. 139.-№3.-P. 173-182.

58. Николаенко В.А. Влияние у-излучения на спектр дефектов в облучаемом материале / В.А. Николаенко, В.И. Карпухин // Атомная энергия. 1996. - Т. 80. - Вып. 2. - С. 92-97.

59. Nikolaenko V.A. Radiation annealing of defects under the effect of gamma-radiation / V.A. Nikolaenko, V.I. Karpukhin // J. Nucl. Mater. 1996. -V. 233-237.-P. 1067-1069.

60. Карпухин В.И. Влияние реакторного гамма-излучения на радиационный отжиг дефектов / В.И. Карпухин, O.K. Чугунов // Препринт ИАЭ-1649, 1968.-38 е.

61. Platonov P.A. The influense HIBH temperature neutron irradiation on the different graphite materials / P.A. Platonov e.a. // In: Proc. Carbon'94. P. 152-153.

62. Лебедев И.Г. Радиационное изменение свойств конструкционного изотропного графита / И.Г. Лебедев, О.Г. Кочкарев, Ю.С. Виргильев// Атомная энергия. -2002. -Т. 93.-Вып. 1.-С. 50-54.

63. Maruyama Т. Change in physical properties of high density isotropic graphite irradiated in the JOYO fast reactor / T. Maruyama, T. Kuito, S. Onose, I. Shibahara // J. Nucl. Mater. 1995. - V. 225. - P. 267-272.

64. Николаенко В.А. Изменение свойств графита и алмаза при облучении в реакторе, термическом и радиационном у~отжиге /

65. B.А. Николаенко, В.И. Карпухин // Атомная энергия. 1997. - Т. 82. -Вып. 2.-С. 83-87.

66. Valette L. Correlation of fast-neutron damage for HTGR core material / L. Valette // In: Proc. Symp. Radiation damage in reactor materials, Vienna, 2-6 june, 1969.

67. Глушков E.C. Тепловыделение в ядерном реакторе/ Е.С. Глушков, В.Е. Демин, Н.Н. Пономарев-Степной, А.А. Хрулев; под ред. Н.Н. Пономарева-Степного. -М.: Энергоатомиздат, 1985. 160 с.

68. Казачковский О.Д. Радиационное распухание материалов / О.Д. Казачковский // Атомная энергия. 1996. - Т. 81. - Вып. 2. - С. 148155.

69. Конобеевский С.Т. Действие облучения на материалы /

70. C.Т. Конобеевский. М.: Атомиздат, 1967. - 68 с.

71. Radiation damage in reactor materials. Vienna, IAEA, 1963.

72. Platonov P.A. Annealing of radiation damage in graphite / P.A. Platonov, E.I. Trofimchuk, O.K. Chugunov, V.I. Karpukhin // Radiation Eff. 1975. - V. 25.-P. 105-110.

73. Шуршакова Т.Н. Радиационные дефекты в графите / Т.Н. Шуршакова, Ю.С. Виргильев, И.П. Калягина // Атомная энергия. -1976.-Т. 40.-Вып. 6.-С. 399-401.

74. Белянин JI.A. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / J1.A. Белянин, В.И. Лебедев, Ю.В. Гарусов и др. М.: Энергоатомиздат, 1997. - 192 с.

75. Оценка погрешности расчета флюенса нейтронов на графитовую кладку реактора РБМК / Отчет ФГУП НИКИЭТ, Москва, 2003. 123 с.

76. Анализ предпосылок возможности достижения 50-ти летнего срока службы графитовой кладки 5-го энергоблока Курской АЭС/ Отчет ФГУП НИКИЭТ № 4.557, 2002. 101 с.

77. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: учебник для вузов. Т. 1: Физика атомного ядра. / К.Н. Мухин. - М.: Энергоатомиздат, 1983.-616 с.

78. Широков Ю.М. Ядерная физика: учеб. пособие / Ю.М. Широков, Н.П. Юдин. -М.: Наука, 1980. 727 с.

79. Кимель Л.Д. Защита от ионизирующих излучений: справочник / Л.Д. Кимель, В.П. Машкович. М.: Атомиздат, 1972. - 312 с.

80. Бродер Д.Л. Руководство по радиационной защите для инженеров. / Т. 1. перевод с англ. под ред. Д.Л. Бродера и др. М.: Атомиздат, 1972. - 424 с.

81. Милосердии Ю.В. Техника радиационного эксперимента. -Вып. 9: Методы и средства исследования материалов и конструкций,работающих под воздействием излучения / под ред. Ю.В. Милосердина Сб. статей -М: Энергоиздат, 1981, с. 124.

82. Хандамиров Ю.Э. Методика оценки флюенса повреждающих нейтронов на конструктивные элементы топливной ячейки и ячейки СУЗ реактора РБМК-1000 / Ю.Э, Хандамиров. Отчет ФГУП НИКИЭТ, 16.964.2000.

83. Платонов П. А. Расчетно-экспериментальные исследования энергии Вигнера и физических свойств графита вытеснителей СУЗ РБМК / П.А. Платонов, Е.В. Бурлаков, O.K. Чугунов и др. // Атомная энергия. -2003. Т. 94. - Вып. 4. - С. 270-283.

84. Ран Ф. Справочник по ядерным энерготехнологиям / Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун; под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. - 752 с.

85. Платонов П.А. Действие излучения на графит высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов / П.А. Платонов, А.И. Штромбах, В.И. Карпухин и др. // ВАНТ. Серия: Атомно-водородная энергетика и технология. 1984. - Вып. 6. - С. 112-113.

86. Абрамовица M. Справочник по специальным функциям / под ред. М. Абрамовица, И. Стиган; перевод с англ. под ред. В.А. Диткина, JI.H. Кармазиной. М.: Издательство "Наука", 1979. - 832 с.

87. Бартоломей Г.Г. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: учеб. пособие для вузов / Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков и др. 2-е изд. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 512 с.

88. Крамеров А .Я. Инженерные расчеты ядерных реакторов / А.Я.Крамеров, Я.В. Шевелев. 2-е изд. - М.: Энергоатомиздат, 1984. -736 с.

89. Самарский А.А. Введение в теорию разностных схем / А.А. Самарский М.: Главная редакция физико-математической литературы "Наука", 1971. - 552 с.

90. Основные положения концептуального проекта и компоненты установки ГТ-МГР. "General Atomics" А 21351, June, 1993. - 112 с.

91. ЮОКодочиков Н.Г. Инновационный проект ГТ-МГР / Н.Г. Кодочиков, А.В. Васяев, JI.E. Кузнецов и др. // 1 Междунар. науч.-техн. конф. "Атомная энергетика и топливные циклы". Тезисы докладов. -М., 2003.-С. 81-82.

92. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П.Л. Кириллов, Ю.С.Юрьев, В.П. Бобков; под общ. ред. П.Л. Кириллова. М.: Энергоатомиздат, 1990. -360 с.

93. ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

94. ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ «ГОРНО-ХИМИЧЕСКИЙ КОМБИНАТ» (ФГУП "ГХК")1. СПРАВКА12 октября 2005 г11.07-15/А6У 91. Железногорскоб использовании результатов

95. ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

96. Федеральное государственное унитарное предприятие «Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии наатомных станциях»1. Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ»

97. Почтовый адрес: ул. Большая Ордынка, 24/26, г. Москва, 119017 AT 207457 ФЛЮЕНС тел. [phone]т

98. Справка об использовании результатов