Поиск

Полнотекстовый поиск:
Где искать:
везде
только в названии
только в тексте
Выводить:
описание
слова в тексте
только заголовок

Рекомендуем ознакомиться

'Документ'
1. Шановні колеги! Сьогодні на розширеному засіданні Президії нам необхідно розглянути та затвердити заходи з активізації участі установ нашої Академ...полностью>>
'Документ'
В соответствии с постановлением Главы муниципального образования «Угранский район» Смоленской области от 15.12.2008 г. № 758 «Об утверждении Порядка ...полностью>>
'Программа'
ТЕЗИСЫ НАУЧНОЙ КОНФЕРЕНЦИИ «МАТЕТАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ИСТОРИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ», 29-31 ОКТЯБРЯ 2007 Г. В ИНСТИТУТЕ ПРИКЛАДНОЙ МАТЕМАТИКИ ИМ КЕЛДЫША ...полностью>>
'Литература'
В V—III тысячелетиях до н. э. в среднем течении Хуанхэ складываются развитые неолитические культуры, наиболее ранней из которых была культура Яншао. ...полностью>>

О влиянии экспериментальных устройств на физику и безопасность исследовательских реакторов а. П. Малков ОАО «гнц нииар», г. Димитровград

Главная > Документ
Сохрани ссылку в одной из сетей:

О ВЛИЯНИИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ УСТРОЙСТВ НА ФИЗИКУ И БЕЗОПАСНОСТЬ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

А.П. Малков

ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград

Экспериментальные устройства оказывают существенное влияние на физические и эксплуатационные характеристики исследовательских реакторов, а также параметры, важные для безопасности. Ввод новых экспериментальных устройств в ряде случаев приводит к изменению проектных характеристик реакторов и необходимости внедрения специальных организационно-технических мероприятий по обеспечению безопасности реакторов. Представлены результаты расчетно-экспериментальных исследований влияния различных экспериментальных устройств на физические и эксплуатационные характеристики реакторов МИР, СМ, РБТ. Предложена классификация экспериментальных устройств исследовательских реакторов по степени их влияния на физические характеристики реакторов, важные для ядерной безопасности. Ее наличие позволяет установить этапы работы, необходимые и достаточные, для обеспечения и обоснования ядерной безопасности исследовательского реактора при подготовке и проведении испытаний, и в этом направлении обоснованно оптимизировать объем подготовительных работ.

CONSIDERING INFLUENCE OF EXPERIMENTAL RIGS ON RESEARCH REACTOR PHYSICS AND SAFETY

A.P. Malkov

JSC SSC RIAR, Dimitrovgrad

Experimental rigs influence greatly the physical and operational characteristics of research reactors as well as the significant safety-related parameters. Usage of new experimental rigs leads sometimes to the changes in the design-basis characteristics of a reactor and needs special measures to be taken to ensure reactor safety. The paper presents the results of calculations and experiments performed to study the influence of different experimental rigs on the operating characteristics of the MIR, SM and RBT reactors. A classification of RR experimental rigs is proposed considering the level of their influence on the significant safety-related physical characteristics. This classification specifies measures that are necessary and sufficient to justify and ensure reactor safety when preparing and performing tests as well as to optimize the scope of preparatory activities.

Экспериментальные устройства (ЭУ) для размещения облучаемых материалов  непременная принадлежность любого исследовательского реактора (ИР). За более чем 60-летний период эксплуатации ИР создано множество экспериментальных методик и облучательных устройств, позволяющих обеспечивать требуемые условия испытаний, а также накоплен опыт проведения различных экспериментов [1-4]. В то же время, тематика проводимых исследований постоянно расширяется. Развитие ядерной и, в перспективе, термоядерной энергетики, проблема обеспечения и обоснования безопасности ядерных установок при увеличивающемся сроке эксплуатации, требования к лицензированию реакторных материалов, старение ядерно-опасных объектов обуславливают необходимость постановки новых классов экспериментов, разработки новых ЭУ, реализации заданных, в том числе, динамических режимов испытаний. Принципиальным отличием ИР от других типов ядерных реакторов, является то, что ЭУ и режимы проводимых испытаний могут оказывать значительное влияние на основные нейтронно-физические характеристики ИР. При внедрении новых типов ЭУ в процессе эксплуатации реактора его проектные характеристики могут изменяться. В этом случае, в соответствии с требованиями нормативных документов по безопасности [5,6], необходимо детальное обоснование безопасности реактора как для режима нормальной эксплуатации, так и для постулируемых аварийных ситуаций.

К основным этапам обеспечения безопасности ИР следует отнести:

  • заблаговременное установление степени влияния нового ЭУ на нейтронно-физические характеристики реактора;

  • сопоставление полученных результатов по изменению нейтронно-физических характеристик активной зоны под воздействием ЭУ с проектными (допустимыми) пределами;

  • выбор организационно-технических мер (в рамках применяемых эксплуатационных процедур) обеспечения ядерной безопасности при проведении эксперимента;

  • определение, в достаточно редких случаях, необходимых действий по изменению систем (элементов) реактора и/или режимов его эксплуатации, когда внедряемое ЭУ нового типа приводит к изменению проектных характеристик реактора.

Степень воздействия различных ЭУ на характеристики реактора, важные для ядерной безопасности, может существенно отличаться. Например, изменение компоновки центральной нейтронной ловушки одного из наиболее мощных ИР мира СМ [2,4], вследствие ее значительного влияния на физические характеристики активной зоны, приведет к необходимости выполнения большого комплекса работ по обоснованию безопасности, предписанного нормативными документами. Облучение же в каналах отражателя реактора СМ различных материалов приводит к практически одинаковым воздействиям на реактивность, распределению энерговыделения в активной зоне, эффективности органов системы управления и защиты (СУЗ) [7]. Поэтому нет необходимости каждый раз проводить детальный анализ безопасности с различными вариантами конструкции таких устройств. Достаточно выполнить его для предельных случаев, а результаты привести в отчете по обоснованию безопасности (ООБ) реактора. Точно так же и для ИР других типов степень влияния различных ЭУ на характеристики, важные для безопасности, отличается.

Таким образом, целесообразно иметь классификацию ЭУ по их влиянию на ядерную безопасность, чтобы уже на этапе планирования облучения отнести ЭУ к тому или иному классу. Изначальное установление класса устройства позволит определить и оптимизировать этапы работы по обеспечению и обоснованию безопасности реактора при проведении испытаний.

Влияние экспериментальных устройств на основные физические характеристики, определяющие ядерную безопасность исследовательского реактора

К важнейшим проектным нейтронно-физическим характеристикам, определяющим ядерную безопасность ИР, относятся характеристики, связанные с коэффициентом размножения нейтронов (реактивностные параметры)  запас реактивности, эффективность органов СУЗ, знак и величина обратных связей по реактивности, подкритичность реактора с введенными органами СУЗ, эффекты реактивности при перегрузке активной зоны и т.д. Не менее важные характеристики  коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне. Они определяют при данной мощности реактора температуру топливной композиции и оболочки твэлов, а также максимальную плотность теплового потока с оболочки твэлов и, соответственно, запас до кризиса теплообмена в возможных (нормальных и аварийных) условиях их охлаждения. Именно от этих параметров (их отличия от допустимых значений) зависит работоспособность твэлов (сохранение герметичности оболочки и неизменность формы) любых ядерных реакторов, в том числе и исследовательских.

При загрузке активной зоны ядерного реактора необходимо обеспечить гарантированный запас до критичности (подкритичность). Поэтому следует знать, какое воздействие на реактивность активной зоны оказывает перегружаемый элемент, в том числе и элементы ЭУ. Реактивность, вносимая экспериментальными устройствами, относится к паспортным характеристикам ИР. Ее значение используют, например, в качестве исходных данных при анализе аварийных ситуаций на ЭУ. Очевидно, что чем больше эффект реактивности при аварийном выбросе облучательного устройства, тем больше, при прочих равных условиях, «выбег» мощности реактора, от величины которого, в свою очередь, зависит степень возможной разгерметизации твэлов. Поэтому при подготовке эксперимента необходимо определить, какую реактивность вносит ЭУ как в режиме нормальной эксплуатации, так и при постулируемых аварийных ситуациях. К перечню аварийных ситуаций, как правило, относят: несанкционированное перемещение облучательного устройства (ОУ) или его элементов; изменение агрегатного состояния теплоносителя в экспериментальном канале вследствие перекрытия (полного или частичного) проходного сечения канала, разгерметизации канала или прекращения циркуляции теплоносителя; заброс реакторной воды в газовые полости ЭУ и т.д. Все эти процессы сопровождаются изменением реактивности, и это изменение необходимо установить на этапе планирования эксперимента. В случае, если эффекты реактивности выше, чем использованные в ООБ, требуется провести уточняющий анализ безопасности и, при необходимости, внести изменения в конструкцию устройства или системы реактора.

Исходные данные, необходимые для расчетного анализа последствий любых постулируемых аварийных ситуаций,  величина и скорость ввода отрицательной реактивности при аварийном останове реактора. Эти параметры определяют временной график изменения мощности реактора в ходе развития инцидента. Таким образом, для корректного расчета последствий любых аварийных ситуаций необходимо знать эффективность рабочих органов СУЗ. Экспериментальные устройства оказывают заметное влияние на эффективность органов СУЗ ИР [7-10]. Требования правил ядерной безопасности ИР [6] ограничивают шаг (0,3эф) и скорость ввода положительной реактивности (0,07эф/с) при перемещении органов СУЗ. Поэтому в документах, обосновывающих безопасность проведения эксперимента, должно быть показано, как загружаемое ЭУ влияет на эффективность органов СУЗ, и доказано, что его нахождение в реакторе не приведет к нарушениям требований правил ядерной безопасности по указанным параметрам.

На протекание аварийных ситуаций заметное влияние оказывают также обратные связи по реактивности: знак и величина мощностного, температурного, плотностного эффектов реактивности. ЭУ могут оказывать влияние и на эти характеристики. Например, температурный коэффициент реактивности для реактора СМ с блочной компоновкой нейтронной ловушки (-1,8310-2эф/С) почти в два раза превышает аналогичное значение температурного коэффициента реактивности для реактора с центральным петлевым каналом (-1,0910-2эф/С) [10].

ЭУ в активной зоне и нейтронных ловушках заметно влияют на распределение энерговыделения в реакторе [9-13].

По масштабу воздействия ЭУ на физические характеристики ИР можно провести их классификацию [14]. Наличие такой классификации позволит разделить ЭУ на те устройства, безопасность работы реактора с которыми определена проектными характеристиками установки, доказана практикой, обоснована расчетными исследованиями (для аварийных ситуаций), и те устройства, применение которых потребует реализации дополнительных мер организационно-технического характера, обеспечивающих безопасность реактора в процессе проведения испытаний. Для первой группы ЭУ при планировании испытаний потребуется лишь уточняющий анализ безопасности, учитывающий текущее состояние реактора и загрузку его экспериментальных объемов. Для другой группы (новые типы ЭУ) потребуется выполнение достаточно большого объема предварительных работ по подготовке реактора к проведению экспериментов, включающих: техническое дооснащение реактора, определение допустимых режимов его эксплуатации, анализ безопасности для постулируемых аварийных ситуаций, получение разрешения государственных надзорных органов на эксплуатацию реактора с таким ЭУ.

Таким образом, предлагаемая ниже классификация определяет объем и характер подготовительных работ для обеспечения и обоснования ядерной безопасности ИР при проведении испытаний.

Классификация экспериментальных устройств исследовательских реакторов

ЭУ ИР предлагается разделить на четыре класса, в разной степени влияющих на ядерную безопасность.

1 КлассЭУ, приводящие к изменению проектных характеристик ИР

К первому классу относится, например, нейтронная ловушка высокопоточного ИР [7,10], а также могут быть отнесены и устройства, размещаемые в активной зоне реактора, если они изменят предельные значения проектных характеристик по эффективности органов СУЗ и неравномерности энерговыделения. Например, при планируемой модернизации активной зоны реактора СМ [15] предполагается установить два петлевых канала в ячейки, предназначенные в настоящее время для размещения тепловыделяющей сборки (ТВС). Эти каналы относятся к первому классу по предлагаемой классификации, поскольку их воздействие на размножающие свойства активной зоны достаточно велико и для компенсации потери реактивности и обеспечения приемлемой продолжительности кампании реактора потребовалось перейти на новый твэл с повышенной на 20% загрузкой 235U. Профиль энерговыделения в новой компоновке активной зоны будет другим, по сравнению с имеющимся, как и максимальные нагрузки на твэлах в характерных ячейках активной зоны, что потребует, по-видимому, изменения схемы гидравлического профилирования расхода теплоносителя или снижения мощности реактора. К первому классу относятся также петлевые установки и петлевые каналы новых типов при их размещении в реакторе МИР [4].

2 КлассЭУ, требующие выполнения специальных организационно-технических мероприятий для сохранения эффективности органов СУЗ и распределения энерговыделения в активной зоне в проектных пределах

К устройствам второго класса относятся, например, устройства внутри ТВС, размещаемые в активной зоне реактора СМ [7]. К этому же классу относятся ЭУ реактора МИР, предназначенные для испытания твэлов различных реакторов в аварийных и переходных режимах [9,12,13]. В процессе проведения динамических экспериментов, связанных с быстрым изменением мощности экспериментальной ТВС и реактора в целом, а также с изменением агрегатного состояния теплоносителя в экспериментальном канале, требуются специальные меры обеспечения безопасности.

3 КлассЭУ, оказывающие влияние на реактивность, эффективность органов СУЗ и распределение энерговыделения в пределах проектных значений

К таким устройствам относятся типовые ЭУ, предусмотренные проектом реактора и размещаемые в активной зоне реактора для проведения стационарных ресурсных испытаний в постоянных условиях облучения, а также в ближних к активной зоне каналах отражателя [1-4].

4 Класс - ЭУ, не оказывающие влияния на реактивность, эффективность органов СУЗ и неравномерность распределения энерговыделения

К этому классу относятся ЭУ в дальних по отношению к активной зоне каналах отражателей ИР. Они не оказывают (в пределах погрешности расчета и эксперимента) влияния на характеристики реактора, важные для ядерной безопасности. Аварийные ситуации с устройствами этого класса (ухудшение теплоотвода, разрыв канала, несанкционированное перемещение и т.д.) могут привести к радиационным последствиям, но не повлияют на ядерную безопасность активной зоны.

Следует подчеркнуть, что предлагаемая классификация ЭУ относится к этапу подготовки испытаний. Причем, отнесение ЭУ при планировании испытаний к первым двум классам может потребовать до начала экспериментов технической доработки реактора (например изменения исполнительных механизмов органов СУЗ, схемы гидравлического профилирования расхода теплоносителя, логики схем управления оборудованием реактора и т.д.) и/или изменения режимов работы реактора (например снижения мощности, применения специального алгоритма перегрузки ТВС, другой последовательности перемещения органов СУЗ и т.д.). Эти превентивные меры организационно-технического характера должны обеспечить безопасность ИР при использовании ЭУ новых типов.

Основные процедуры, необходимые для обеспечения и обоснования безопасности реактора СМ при подготовке и проведении испытаний, представлены в табл. 1.

Таблица 1

Требуемые процедуры при подготовке эксперимента с ЭУ различного класса

Процедура

1 класс

2 класс

3 класс

Определение коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне и пределов изменения эффективности органов СУЗ

+

+

-

Определение температурного и мощностного коэффициентов реактивности

+

-

Расчет параметров гидравлического профилирования расхода теплоносителя по характерным ячейкам активной зоны

-

Выбор алгоритма перегрузок ТВС, обеспечивающего допустимые эффективность органов СУЗ и профиль энерговыделения

+

+

-

Определение эффектов реактивности при перегрузке ЭУ и в процессе испытаний с учетом постулируемых аварийных ситуаций

+

+

+

Определение допустимых режимов работы реактора (мощность, скорость ее изменения, алгоритм перемещения органов СУЗ и т.д.)

+

+

+

Уточняющий анализ постулируемых аварийных ситуаций с внесением результатов в документацию, обосновывающую безопасность

+

+

+

Изменения эксплуатационной документации и обучение персонала

+

-

Подготовка требуемых документов, получение разрешения на эксплуатацию и оформление паспорта ИР с данным ЭУ

+

+

-

Примечание:   необходимость выполнения процедур определяется по результатам расчетных оценок.

Алгоритм определения условий обеспечения безопасности исследовательских реакторов при подготовке и проведении экспериментов

Одним из основных параметров, определяющих степень влияния ЭУ на характеристики, важные для безопасности, является место его размещения в реакторе. Реактивность, вносимая одним и тем же устройством, может меняться не только по величине, но и по знаку, в зависимости от его расположения. Например, одна и та же мишень с веществом, слабо поглощающим нейтроны, вносит при загрузке ее в наружный ряд нейтронной ловушки реактора СМ положительную реактивность до 0,03 эф, в ближних каналах отражателя и в активной зоне – отрицательную (до 0,06 эф) и не меняет реактивность при загрузке во внутренние ряды центрального блока трансурановых мишеней (ЦБТМ) и дальние каналы отражателя.

Следующим параметром для установления класса ЭУ целесообразно выбрать режим испытаний – стационарный или динамический. Большинство материалов облучают в ИР в стационарных режимах. Однако периодически планируют и проводят эксперименты, требующие изменения условий испытаний в процессе работы реактора (импульсные, циклические, маневренные, моделирующие аварийные ситуации со снижением расхода или потерей теплоносителя и т.д.). Динамические испытания более сложны по сравнению со стационарными испытаниями как по конструкции ЭУ, так и по обеспечению и обоснованию безопасности. При динамических испытаниях даже небольшое по абсолютной величине изменение реактивности, вызванное, например перемещением элементов устройства для циклических (по условиям облучения) испытаний материалов,, может привести к отключению системы автоматического регулирования реактора в случае быстрого ввода реактивности, сопоставимой по величине с эффективностью рабочих органов автоматического регулятора (АР). Это, в свою очередь, потребует вмешательства в управление реактором оператора, действия которого в условиях быстро протекающих процессов могут оказаться неадекватными. Поэтому устройства для динамических испытаний в предлагаемой классификации занимают позиции, как минимум, на ступень выше по сравнению с устройствами для стационарных испытаний, размещаемых в тех же ячейках реактора.

Очередным параметром для определения класса ЭУ выбраны нейтронно-физические характеристики облучаемых материалов, которые позволяют определять их как поглотители нейтронов, делящиеся вещества и прочие. В совокупности с местом размещения ОУ и планируемым режимом испытаний этот параметр также позволяет заранее установить класс ЭУ.

При планировании испытаний на ИР с новыми типами ЭУ целесообразно пользоваться схемой, представленной на рис. 1., которая определяет алгоритм подготовительных работ по обеспечению и обоснованию ядерной безопасности реактора при работе с тем или иным ЭУ.


Применение алгоритма

Примером применения алгоритма определения и выполнения условий обеспечения ядерной безопасности реактора СМ с новыми типами ЭУ стал комплекс работ, проведенных при изменении компоновки нейтронной ловушки реактора СМ в 2002 г. Для повышения плотности потока тепловых нейтронов при сохранении количества облучаемых мишеней центральный бериллиевый блок в центральной замедляющей полости (ЦЗП) заменили сепараторной конструкцией из 27 циркониевых труб 140,5 мм с водой в межтрубном пространстве [10]. Результаты выполненных расчетов показали, что плотность потока тепловых нейтронов при замене бериллия на воду в центральной полости нейтронной ловушки должна возрасти более чем на 30%.

Изменение состава замедлителя нейтронов в нейтронной ловушке требует для обеспечения и обоснования безопасности реактора выполнения комплекса работ, предусмотренных для ввода в эксплуатацию ЭУ первого класса. В соответствии с этим они были спланированы и выполнены.

Результаты проведенных экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора СМ с новой компоновкой нейтронной ловушки показали, что при замене части бериллия на воду в центральной полости уменьшился запас реактивности, снизилась эффективность органов СУЗ в нейтронной ловушке, изменились коэффициенты неравномерности энерговыделения в характерных ячейках и в целом по активной зоне [10]. Неравномерность энерговыделения по ТВС в активной зоне в направлении от центра реактора к периферии несколько снизилось. В меньшей степени изменился температурный эффект реактивности, в пределах погрешности измерений и расчетов сохранилось неизменным значение мощностного коэффициента реактивности. Основные результаты исследований представлены в табл. 2. и на рис.2.

Использование предложенного алгоритма определения условий безопасности реактора при внедрении нового ЭУ и разработке программ исследований позволили более чем в три раза сократить временные затраты на получение качественных результатов, необходимых для обеспечения и обоснования безопасности реактора СМ с новой компоновкой нейтронной ловушки, по сравнению с аналогичными затратами во время проведения исследований в 1992 г. при пуске реактора СМ после реконструкции.

Таблица 2

Некоторые нейтронно-физические характеристики реактора СМ до и после замены центрального бериллиевого блока в нейтронной ловушке на сепараторную

конструкцию с водой в межтрубном пространстве

Параметр

Бериллиевый блок в ЦЗП

Сепаратор-ная конструкция в ЦЗП

Изменение запаса реактивности, эф

0

-1,3

Температурный эффект реактивности при изменении средней температуры теплоносителя от 16С до 70С, эф

- 0,65

- 0,56

Знак и величина мощностного коэффициента реактивности при рабочих параметрах активной зоны, (К/К)/%Nном

- (3  1)  10-5

- (3  1)  10-5

Коэффициент неравномерности распределения энерговыделения:

  • по высоте активной зоны

  • по сечению активной зоны

  • по сечению ТВС, граничащей с ЦЗП

  • по объему активной зоны

1,25

2,16

2,06

5,60

1,25

1,88

2,27

5,33

Эффективность органа СУЗ:

 АЗ

 центрального компенсирующего органа (ЦКО)

 компенсирующего органа (КО)

 АР

0,5 - 1,5

3,0 - 4,5

1,3 - 3,5

0,01 - 0,4

0,4 – 1,3

2,6 – 3,6

1,3 – 3,3

0,01 - 0,4



Рис.2. Среднее энерговыделение в типовых ячейках активной зоны реактора СМ с бериллиевым блоком (■) и сепаратором (□) в ЦЗП


ЗАКЛЮЧЕНИЕ

На основании результатов проведенных расчетно-экспериментальных исследований характеристик ИР с различными типами ЭУ определены факторы и масштаб влияния экспериментальных устройств на нейтронно-физические и эксплуатационные характеристики, а также параметры, важные для безопасности. Предложена классификация ЭУ по влиянию на характеристики реактора, важные для ядерной безопасности. Ее наличие позволяет установить этапы работы, необходимые и достаточные для обеспечения и обоснования ядерной безопасности реактора при проведении испытаний, оптимизировать и минимизировать объем подготовительных работ.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

  1. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учеб. пособие для вузов.- 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

  2. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973.

  3. Гончаров В.В. Исследовательские реакторы. Создание и развитие. М.: Наука, 1986.

  4. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности. Под. ред. В.А. Цыканова. Димитровград, НИИАР, 1991.

  5. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП-033-01, М., 2001.

  6. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ ИР-04) НП-009-04. М., 2004.

  7. Малков А.П. Классификация экспериментальных устройств по влиянию на ядерную безопасность реактора СМ. Сборник докладов XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы: Наука и высокие технологии». Том 2, Часть 3. Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2002 г., стр. 91-106.

  8. Малков А.П., Краснов Ю.А., Калыгин В.В., Гремячкин В.А. Влияние различных эксплуатационных факторов на эффективность органов СУЗ реактора СМ. - Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998 г., Вып.4., стр.142-155.

  9. Грачев А.Ф., Калыгин В.В., Малков А.П., и др. Изучение возможности проведения в реакторе МИР экспериментов со скачкообразным увеличением мощности твэлов. – Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с.41-49.

  10. Краснов Ю.А., Малков А.П., Рязанов Д.К. и др. Расчетно-экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик реактора СМ с различными вариантами компоновки нейтронной ловушки. - Атомная энергия, 2009, т. 107, вып. 2, с. 63-69.

  11. Краснов Ю.А., Малков А.П., Пименов В.В., Пименова О.В. Расчетно-экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ . - Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып.3. С.52-63.

  12. Алексеев А.В., Калыгин В.В., Малков А.П. и др. Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности. - Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 279-284.

  13. Калыгин В.В., Малков А.П. Особенности обеспечения ядерной безопасности реактора МИР при проведении экспериментов по моделированию аварийных и переходных режимов водоохлаждаемых реакторов. - Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» №4, 2007, с. 40-46.

  14. Малков А.П. Классификация экспериментальных устройств по влиянию на ядерную безопасность исследовательских реакторов // Ядерная и радиационная безопасность. 2010., № 3(57), с. 24-32.

  15. Цыканов В.А., Клинов А.В., Старков В.А. и др. Модернизация активной зоны реактора СМ для решения задач материаловедения. Атомная энергия, 2003 г., т.93, №3, стр.167.



Скачать документ

Похожие документы:

  1. Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора см

    Документ
    Исследовательская ядерная установка (ИЯУ) СМ-3 создавалась в 1990  1992 г.г. на базе эксплуатировавшейся с 1961 года реакторной установки (РУ) СМ-2. В этот период была проведена реконструкция РУ СМ с заменой корпуса реактора и активной зоны.

Другие похожие документы..