Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе МИР.М1
Диссертация
Многопетлевой исследовательский реактор МИР. М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР. М1 имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных… Читать ещё >
Содержание
- Перечень сокращений
- Введение. Общая характеристика работы
- Глава 1. Обзор литературы
- 1. 1. Основные типы и характеристики испытательных реакторов
- 1. 2. Методы определения тепловой мощности, энерговыделения в исследовательских реакторах
- 1. 3. Методы экспериментального определения выгорания топлива ядерных реакторов неразрушающими методами
Список литературы
- Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XX1.века. Основные положения: Министерство РФ по атомной энергии, Москва, 2000.
- Г. А. Бать, А. С. Коченов, Л. П. Кабанов. Исследовательские ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1972.
- W. Wiesenack, Е. Kolstad. OECD Halden Reactor Project Fuel testing capabilities and Irradiation Techniques and Examples of Fuel Behavior and high Burn-up Effects. ANL-HRP Seminar, Argonne, USA, 1996.
- B.A. Цыканов, Б. В. Самсонов. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком., М., Атомиздат, 1973.
- J. Chatoux, et al. Siloe and Osiris. Доклад P/47, Труды 3-ей международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях, Женева, Швейцария, 1964.
- D.R. de Boisblanc et al. NRTS Advanced Test Reactor. Доклад P/223, Труды 3-ей международной конференции ООН по использованию атомной энергии в мирных целях. Женева, Швейцария, 1964.
- С. Joly, J. Guides, et al. «OSIRIS Twenty seven of Experiments in a Multipurpose Research Reactor» IAEA Meeting, Budapest, November 22−26, 1993.
- J-M. Baugnet, F. Leonard. Past, present and future uses of the BR-2 materials testing reactor. IAEA Seminar on Applied Research and Service Activities for Research Reactors Operations. Copenhagen, Denmark, September 9−13, 1985.
- M. Crounes, С. Graslund and К. Skold. Studsvik’s R2 Reactor Review of the Work at a multi-purpose Research Reactor. International Symposium on Research Reactors, ISRR-1988, Hsichu, Taiwan, Roc, December 6−9, 1988.
- В.И. Владимиров. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1976.
- Ю.А. Кушнир и др. Методика расчета тепловой мощности реактора СМ. Per. № 42−94 ЦСМ, 1994 г.
- Ю.А. Кушнир, и др. Методика расчета тепловой мощности реакторов РБТ-10/1,2 Per. № 689−94 ЦСМ, 1994 г.
- Ю.А. Кушнир. Методика расчета тепловой мощности реактора БОР-бО. Per. № 201−94 ЦСМ, 1994 г.
- Краснов Ю.А., Малков А. П., Пименов В. В., Пименова О. В. Расчетно-экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активных зонах реакторов СМ и РБТ. Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», вып. 3. с. 52−63. Димитровград, 2002.
- Программа MCU-REA с библиотекой констант DLC/MCUDAT-2.1 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, вып. 3. с.55−62. М., 2001.
- М.С. Юдкевич. Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании. Препринт. ИАЭ-6048/5. М., 1997.
- В.А. Цыканов, Б. В. Самсонов. Методы испытания материалов в высокопоточном реакторе. Труды научно-технической конференции «Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение», стр. 140−206. Ульяновск, 5−10 октября, 1970.
- Radiation dosimetry 2nd edition. Edited by F.N. Attix, W. C. Roesch. Acad. Press. N.Y.-Lond., 1968.
- B.A. Неверов, Б. В. Самсонов, B.A. Цыканов. Разработка способов и регистрирующей аппаратуры для экспериментального определения энерговыделения в каналах высокопоточных исследовательских реакторов. Препринт НИИАР П-19. Мелекесс, 1968.
- S.R. Gunn. Radiometric Calorimetry. Review Nuclear Instrumentation and Methods, v.85, p. l, 1970.
- B.M. Коляда, B.C. Карасев. Калориметрия ионизирующих излучений. М., Атомиздат, 1974.
- W.N. Bley, Е.А. Mason. Measurement of the neutron and gamma dose in a nuclear reactor. Transactions American Nuclear Society, v. 11, 1968.
- James M.F. Energy release in fission. J.Nucl. Energy, v.23, p.517, 1969.
- Determination of Absorbed Doses in Reactors. Technical Report Ser. № 127, IAEA, Vienna, 1970.
- B.A. Неверов. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. НИИАР, инв. № 1683, Димитровград, 1974.
- Б.А. Брискман, JI.H. Захаров. Расчет спектра гамма-излучения водо-водяного реактора методом Монте-Карло. Атомная энергия, 1974, т.37, № 3, с. 208.
- А.А. Абагян, М. А. Барыба, Л. П. Басс и др. APMAKO-G-система обеспечения многогрупповыми константами расчетов полей гамма-излучения в реакторах и защите. Препринт ИПМ, № 122. М., 1978.
- Б.А. Брискман. Компоненты поглощенной энергии реакторного излучения. М., Атомиздат, 1976.
- R.S. Forsyth, W.H.Blackadder, N. Ronquist, Burnup Determination by HighResolution Gamma Spectrometry: Fission Product Migration Studies, Aktiebolaget Atomenergy (Sweden): Report AE-272, April 1967.
- R.W. Durham Burnup of Ceramic Fuel by Gamma-Ray Scanning, Atomic Energy of Canada Limited report AECL-2688, April, 1967.
- D.G. Boase, J.D. Chen, L.T. Felawlca Gamma Spectrometry of Irradiated Reactor Fuels. Experience at the Whiteshell Nuclear Research Establishment. Atomic Energy of Canada Limited. Report AECL-3952, October, 1971.
- Quantitative Determination of Fission Products in Irradiated Fuel Pins Using Nondestructive Gamma Scanning/ J.R. Phillips, G.R. Waterbury, N.E. Vanderborgh, Т.К. Marshall Anal.Chem. No. 47, p.71−75, 1975.
- J.R. Phillips New Techniques in Precision Gamma Scanning, Application to Fast-Breeder Reactor Fuel Pins, Los Alamos Scientific Laboratory. Report LA-5260-T, July, 1973.
- J.R. Phillips, G.R. Waterbury, N.E. Vanderborgh Distributions of 134 Cs and 137Cs in the Axial U02 Blankets of Irradiated (U, Pu)02 Fuel Pins. -J.Inorg.Nucl.Chem. No. 36, p.17−23, 1974.
- T.N. Dragnev Experimental techniques for Measuring Burn-up Nondestructive techniques: Gamma Spectros-copy. IAEA/STR-48, 1974.
- H. Nick, M. Lammer Interpretation of Gamma Spectrometric Measurements on Burnt Fuel Elements, in Safeguards Techniques, Proc.Symp.
- EA, Vienna, 1970). Vol.1, p.533−537. Karlsruhe, July 6−10, 1970.
- Gamma Spectrometric Determinations of Burnup and Cooling Time of Irradiated ECH-1 Fuel Assemblies / H. Graber, A. Keddar, G. Hofmann, S. Nagel Nuclear Safeguards Technology Proc. Symp. Vienna, October 6−10, 1978. Vol.1, p. 353−368, IAEA, Vienna, 1979.
- The Application of Gamma and Isotopic Correlation Techniques for Safequards Identification and Verification Purposes, final report, IAEA research contract 1443, Bohunice Nuclear Power Plant, Bohunice, Czechoslovakia, 1975.
- H.G. Mehner Bestimmung der Relativen Effektivitat in y-Spektrometrischen Abbrandmesseinrichtungen.-Kernenergie, v. 19, No. l, p.3−5, 1976.
- R.L. Heath The Potential of High-Resolution Gamma-Ray Spectrometry for the Assay of Irradiated reactor Fuel, safeguard Res.Devel., Proc.Symp. Argonne national Laboratory June 26, 1967. Report WASH-1076, p.115−129, 1976.
- K.A. Александров, В. Т. Дворецкий, Г. Д. Лядов, В. П. Смирнов, А. П. Четвериков. Методики и оборудование для определения выгорания топлива в водоохлаждаемых реакторах. Доклад на совещании МАГАТЭ, ФРГ, Карлсруэ, 13−16 июня 1988.
- В.Г. Дворецкий, И. В. Рогожина и др. Методика определения выгорания топлива в твэлах гамма-спектрометрическим методом. Отчет-методика 0−4054, 1991.
- A.JI. Ижутов, С. В. Романовский, В. А. Свистунов и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР. М1, 1998, инв. № 87.
- Ю.Е. Ванеев, Л. В. Булычева, А. Л. Ижутов и др. «Расчет радиационного энерговыделения в бериллиевых блоках реактора МИР. М1» Справка № 50−09/95 от 23.03.2000.
- Описание применения и инструкция для пользователя программы MCU4/SM-2.2 расчета методом Монте-Карло полей нейтронов и фотонов в экспериментальных каналах исследовательского реактора СМ, Отчет ИЯР РНЦ КИ, № 36/1−215−97, М., 1997.
- Ю.Е. Ванеев, М. Ю. Тихончев «Прогамма Bercli» Отчет ГНЦ НИИАР, О-4272, 1996.
- И.Н. Алексеев Неразрушающие методы контроля облученного топлива. Обзорная информация. НИИАР, Димитровград, 1982.
- В.А. Куприенко Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. НИИАР, Димитровград, 1976.
- Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№ 1106 ДСП, Димитровград, 1987.
- А.Л. Ижутов, Ю. А. Кушнир. Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР. М1. Per. № 74−94 ЦСМ, 1994.
- М.П. Вукалович., С. Л. Ривкин. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М. Изд-во стандартов, 1969.
- A.B. Бунаков, А. Л. Ижутов Определение допустимой мощности рабочей TBC РУ МИР. М1 с учетом возможных отклонений параметров и механических коэффициентов. Отчет ГНЦ НИИАР, 0−4772, 1998.
- A.B. Бунаков, А. Л. Ижутов Расчет критических тепловых потоков по коду RELAP5/MOD3 и эмпирическим корреляциям в режимах спринудительной циркуляцией в ТВС РУ МИР. М1. Отчет ГНЦ НИИАР, 0−4562, Димитровград, 1996 г.
- А.Л. Ижутов, М. Н. Святкин, А. В. Бунаков и др. Анализ эксплуатации рабочих ТВС реактора МИР. Отчет ГНЦ НИИАР, 0−4951, Димитровград, 2000.
- A.F.Grachev, A.L.Ijoutov, M.N. Svyatkin et al. «The MIR reactor fuel assemblies operating experience», Transactions of 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management. P. 104−109, Ghent, Belgium, March 17−21,2002.
- А.Ф. Грачев, A.Jl. Ижутов, М. Н. Святкин и др. «Комплекс работ по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реактора МИР», Доклад на совещании по использованию исследовательских реакторов, Димитровград, Россия, 4−6 июня 2004 г.
- Требования к проведению петлевых испытаний ТВС. ОСТ 95.10 267−87.
- А.Л. Ижутов, Н. П. Матвеев, В. А. Овчинников. Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР. М1. Per. № 41−95. ЦСМ.
- Программа MCU-RR с библиотекой ядерных констант DLC/MCUDAT-2.1. Отчет ИЯР РНЦ КИ, инв. № 36/16−2000, М., 2000.
- J. F. Breismeister, MCNP-A General Monte Cario N-Particle Transport Code, Version 4B, LA-12 625-M, 1997.
- В.П. Исаченко, В. А. Осипова, А. С. Сукомел. Теплопередача. М.-Л. Энергия, 1965.
- Технический проект ИИС ПУ ПВК-2 реактора МИР. М1. ГНЦ РФ НИИАР, per. № 5ТО. 1249.000.00 ОРК НИИАР, Димитровград, 1999.
- Протокол метрологической аттестации устройства для измерения и регистрации подогрева теплоносителя в петлевом канале. ГНЦ РФ НИИАР, per. № 3−99 ОМИТ НИИАР, Димитровград, 1999.
- А.Л. Ижутов, Ю. Н. Инкин, С. В. Лобин и др. Поверка и метрологическая аттестация расходомеров экспериментальных каналов водяных петель реактора МИР.Р. НИИАР. Отчет НИИАР инв. № 4195, Димитровград, 1993.
- Г. И. Биргер. Ультразвуковые расходомеры. М. Металлургия, 1964, 382с.
- A.J1. Ижутов, A.B. Чистов. Установка гамма-сканирования ГК-2 зд. 170, Программа GS версия 1.03. Руководство оператора, Димитровград, 1992.
- ГОСТ 8.417−81. Единицы физических величин.
- A.JT. Ижутов, C.B. Лобин, В. А. Овчинников и др. Методика определения содержания продуктов деления на единичной длине активной части облученных твэлов гамма-спектрометрическим способом. МВИ № 72−91, НИИАР, Димитровград, 1991.
- Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. (Публикация 38 МКРЗ). ч.2, кн.1, М.: Энергоиздат, 1987.
- JAERI 1320 INDC Nuclear Data Library of Fission Products Second Version, September 1990.
- Н.Г.Гусев, Е. Е. Ковалев и др. Защита от излучения протяженных источников. М.: Госатомиздат, 1961.
- Б.Р.Бергельсон, Г. А. Зорикоев. Справочник по защите от излучения протяженных источников. М.: Атомиздат, 1965.
- Э.Сторм, Х.Исраэль. Справочник. Сечения взаимодействия гамма-излучения. М.: Атомиздат, 1983.
- А.Л. Ижутов, A.B. Инчагов, И. В. Рогожина. Методика гамма-спектрометрического определения линейной плотности продуктов деления в облученных твэлах. Метрологическая аттестация. Отчет НИИАР, инв. № 4152, Димитровград, 1992.
- Свидетельство № 156 о метрологической аттестации образца топлива № 788, НИИАР, Димитровград, 1992.
- Свидетельство № 157 о метрологической аттестации образца топлива № 761, НИИАР, Димитровград, 1992.