Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах
Характерная особенность экспериментов по моделированию нестационарных режимов состоит в быстром изменении в достаточно широких пределах таких параметров как энерговыделение в топливе, расход теплоносителя, давление в контуре охлаждения. Например, при моделировании скачкообразного увеличения мощности твэлов типа ВВЭР, линейная мощность должна быть увеличена с 250 — 300 до 550 — 600 Вт/см за время… Читать ещё >
Содержание
- Ар — эффект реактивности
Зри — относительная эффективность органа регулирования при его положении, соответствующем h- £ат,акмэ Иав — макросечения поглощения топлива, конструкционных материалов и воды соответственно- Vt, VKm, Vb — объемы топлива, конструкционных материалов и воды соответственно- Еп — энергия нейтронов-
Т½ — период полураспада-
PLb Рве, Рн, Рне — ядерная концентрация 6Li, 9Ве, 3Н и 3Не соответственно- X — постоянная радиоактивного распада-
J — скорость ядерной реакции- ф (Е) — дифференциальная энергетическая плотность потока нейтронов- аа — микросечение поглощения-
N3 — мощность ЭТВС- птв — количество твэлов в ЭТВС-
La.3. — длина активной части твэлов-
Kz, Ks — коэффициенты неравномерности энерговыделения по высоте активной части и по сечению ЭТВС соответственно-
N0Kp — средняя мощность рабочих ТВС, окружающих ЭТВС- q, — линейная мощность твэла-
А — амплитуда скачкообразного увеличения мощности-
ГПД — газообразные продукты деления-
ТЭП — термоэлектрический преобразователь.
1. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИР И ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ.
1.1. Краткое описание реактора МИР и его основных характеристик.
1.2. Петлевые установки реактора МИР.
Список литературы
- Энергетическая стратегия России на период до 2020 года. Утверждена Распоряжением Правительства РФ от 28.08.03 № 1234-р.
- Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года». Утверждена Постановлением Правительства РФ от 06.10.06 № 605.
- Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения: Министерство РФ по атомной энергии, Москва, 2000.
- Бурукин В.П., Клинов А. В., Топоров Ю. Г. Зарубежные программы реакторных исследований аварийных и переходных режимов работы твэлов ЯЭУ// Атомная техника за рубежом, 1988, № 5, с. 3 7.
- Девишева М.Н. Зарубежные программы НИР и ОКР по безопасности АЭС с водо-водяными реакторами: Обзор. М.:ЦНИИатоминформ, 1989, 44 с.
- Бурукин В.П., Клинов А. В., Топоров Ю. Г. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации.// Атомная техника за рубежом, 1988, № 6, с. 7 15.
- Алексеев А.В., Махин В. М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.2. Методики и результаты экспериментальных исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, 108 с.
- Нигматулин Б.И., Виденеев Е. Н., Землянухин В. В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР.//Теплоэнергетика, 1988, № 12, с. 24 28.
- Scaling Criteria and an Assessment of Semiscale MOD-3 Scaling for Small Break LOCA Transient.// USNRC Report EGG-SEMI-5121, March 1980.
- Kuczera В., Hagen S., Hofmann P. (KFK-FRG) LWR Fuel Rod Bundle Behavior Under Severe Fuel Damage Condition.// Transactions of American Nuclear Society, 1988, v. 57, p. 155.
- Hofmann P., Hagen S., Schanz G. et al. (KFK) Chemical-Physical Behavior of LWR Core Components in Severe Accidents.//Behavior of core materials and fission product release in accident conditions in LWRs. IAEA TECDOC-706 Vienna, 1993, p. 12 165
- Broughton J.M. PBF LOCA Tests Series, Test LOC-3 and LOC-5 fuel behavior report.//NUREG/CR-2073, EGG-2094, June 1981.
- McCardell R. et al. Power Bust Facility severe fuel damage test program. In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28−30. 1982, p. 213 — 230. .
- Reeder D.L. LOFT System and Test Description/NUREG/CR-0247. July 1978.
- Burtt J. Overview of the LOFT experimental program. In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25 — 28 June 1979, p. 31 -43.
- Gonnier C. (CEA/CEN Cadarache, France) Main Experimental Results of the PHEBUS Severe Fuel Damage Program.//Transactions of American Nuclear Society, 1993, v. 69, p. 306.
- Kinnersly S. R. In-vessel core degradation in LWR severe accidents: the state of the art.// Behavior of core materials and fission products release in accident conditions in LWR. IAEA TECDOC-706, Vienna, 1993, p. 93.
- Saito S. et al. Measurement and evaluation on pulsing characteristics and experimental capabilities of NSRR. J. Nucl. Sci. and Technol., 1977, v. 14, № 3, p. 226 -238.
- Uetsuka H., Katanasina S., Ishijima K., Research Activities at JAERI on core material behavior under SFD.//Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions. IAEA-TECDOC-921, Dimitrovgrad, Russian Federation, 9−13 October, 1995, p. 23 -38.
- Baugnet J. et al. The BR-2 materials testing reactor: its capability for fast, thermal and fusion reactor experiments. In: Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), April 1982, v. 1, p. 244 — 255.
- Hebel W. et al. Irradiation experiments of BR-2 test reactor related to power reactor safety assessment. In: Aspects Nucl. React. Safety. Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25−28 June 1979, p. 107 — 132.
- Karb E.H. In-pile tests at KFK of LWR fuel-rod behavior during the Heat up Phase of a LOCA.// Nuclear Safety, 1980, v. 21, p. 26 37.
- Snelson W. Design synopsis for the new accident related loop at CRNL. In Proc.
- Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982. v. l, p. 201−211.
- Косилов A.H., Колядин В. И., Сивоконь В. П., Андреев В. И. Техника экспериментального исследования твэлов в нестационарных режимах.//Атомная техника за рубежом, 1981, № 9, с. 3 8.
- Bodh R. Не-3 Absorber Technique in the Studsvik R-2 Reactor// Paper Presented at the Euratom Meeting on Irradiation Devices. Riso, Denmark, 1976.
- Firing J., Kolstad E. Halden Boiling Water Reactor Irradiation Facilities and Instrumentation Capabilities. In: Proc. Intern. Conf. on Nucl. Power and its Fuel Cycle. Salzburg, 1977. IAEA-CN-36/495.
- Bond C., Uglow A. A Comparison between Reactor Experiments and SLEUTH -SEER Code predictions of Pellet-clad Interaction in AGR Fuel Pins.//Nucl. Engng. and Design, 1980, v.56, p. 135.
- Nishimura D. In-reactor Experimental Facilities at the CRNL. In Proc. Conf. On Fast, Thermal and Fusion React. Experiments, Salt Lake City (USA), Apr. 1982, v. 1, p. 97- 107.
- Koogh G. Transient Overpower Experiments of LWR Fuel Pins in Petten High Flux Reactor. In: Proc. Intern. Top. Meet, on Irrad. Technol., Grenoble, Sept 28−30.1982, p. 319−333.
- Андреев В.И., Колядин В. И., Яковлев B.B. Методологические аспекты изучения поведения твэлов в нестационарных режимах.//Атомная техника за рубежом, 1985, № 3, с. 3 7.
- Ishikava М. et al. A study on fuel failure behavior for unirradiated fuel rods under reactivity initiated accident condition. — In: Proc. Intern. Colloq. Irrad. Test React. Safety Program, Petten, 25 28 June 1979, p. 45 — 83.
- Smith R, Martinson Z. PBF CANDU fuel elements LOCA test experiment predictions. Idaho National Engineering Lab., Idaho Falls, USA, EGG-TFBP-6399, Oct.1983, 84 p.
- PBF simulates CANDU LOCA. Nucl. Eng. Inter., 1984, v. 29, N 355, p. 45.
- Boris S., Klickman A. US/UK PFR/TREAT in-pile safety test program. Trans.
- ANS, 1984, v. 47, p. 241 252.
- Wright R. Overview of the NRC severe fuel damage research program. — Ibid., v. 46, p. 477−478.
- Mogard H. et al., The Studsvik INTERRAMP Project an International Power Ramp Experimental Program. Proc.//ANS Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Portland, Oregon, USA, April/May 1979, p. 284 — 294. (DOE/ET/34 007−1.).
- Hollowell Т.Е., Knudsen P. and Mogard H., The International OVERRAMP Project at Studsvik. Proc.//ANS Topical Meeting on LWR Extended Burnup-Fuel Performance and Utilization. Williamsburg, VA, USA, April 1982, Vol. 1, p. 4−5 to 4−18.
- Безруков Ю.А., Каретников Г. В., Логвинов C.A. Исследования блокирования проходного сечения ТВС реактора ВВЭР-1000 в условиях МПА.// Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика 99», Обнинск, 1999, с. 229−231.
- Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций (ОПБ-82). М. Энергоатомиздат, 1984.
- Кириллов П.Л., Селиванов В. М. Основные направления теплофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ.//Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», Обнинск, ФЭИ, т. 1, 1991, с. 6−25.
- Аверьянов С.В., Кутьин Л. Н., Трусов Б. А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках.//Сборник докладов межотраслевой конференции «Теплофизика 89», Обнинск, ФЭИ, 1992, с. 90 — 94.
- Липатов И.А., Дремин Г. И., Галчанская С. А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР.//Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика 99″, Обнинск, ФЭИ, 1999, с. 221 — 223.
- Bibilashvili Y.K., Goryachev A.V. et al. Study of High Burnup WER Fuel Rods Behavior at the BIGR Reactor under RIA Conditions: Experimental Results. OECD RIA Topical Meeting, CABRI Seminar (opened part), Aix en France, May 13, 2002.
- Андреев В.И., Егоренков П. М., Колядин В. И. и др. Применение газообразного поглотителя для испытаний твэлов в нестационарных режимах.// Атомная энергия, т. 51, вып. 5, 1981, с. 302 304.
- Грачев А.Ф., Куприенко В. А. Методики испытаний твэлов при переменной мощности на реакторах СМ-2 и МИР: Препринт. НИИАР-4(616). Димитровград, 1984.
- Цыканов В.А., Грачев А. Ф., Клочков Е. П. и др. Устройства для облучения твэлов в реакторах СМ-2 и МИР при переменных режимах работы.//Атомнаяэнергия, 1985, т.58, вып.2, с. 97 100.
- Цыканов В.А. НИИАРу 50 лет. История, достижения, перспективы.-Димитровград: ФГУП „ГНЦ РФ НИИАР“, 2006, 96с.
- Цыканов В.А., Самсонов Б. В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973.
- Гаджиев Г. И., Грачев А. Ф., Калыгин В. В. и др. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности.//Под научн. ред. проф. В. А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991, 104 с.
- Цыканов В.А. и др. Развитие и совершенствование исследовательских материаловедческих реакторов института и внутриреакторных методов исследования: Препринт. НИИАР-2(455). Димитровград, 1981.
- Цыканов В.А., Куприенко В. А., Аверьянов П. Г. и др. Методические вопросы проведения испытаний твэлов в петлевых каналах реакторов СМ-2 и МИР.//Атомная энергия, 1971, т. 30, № 2, с. 192 198.
- Цыканов В.А. и др. Исследовательские реакторы института и внутриреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). Димитровград, 1986.
- Бурукин А.В., Ижутов A.JL, Калыгин В. В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах.//"Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 3, вып. 1, 2007, с. 83 91.
- Куприенко В.А. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 3 17.
- Бовин А.П., Хмелыциков В. В. Петлевые исследовательские реакторы. Канальные реакторы. Современные подходы и проблемы.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 18 25.
- Головин И.С., Новиков В. В. Работоспособность твэлов при изменении мощности энергетических реакторов.//Атомная техника за рубежом, 1984, № 3, с. 3 -13.
- Исследовательский реактор МИР-М1. Пояснительная записка. Техническое обоснование безопасности. Инв.№ 1106, 1988.
- Grachev A.F., Ijoutov A.L., Kalygin V.V. et al. The MIR reactor fuel assemblies• • • th •operating experience.//Transactions of 6 International Topical Meeting on Research
- Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17−21, 2002, p. 104 109.
- Бровко B.B., Агафонов В. И., Мирошниченко Г. В., Зинковский В. И. Сварка под давлением облученных оболочек тепловыделяющих элементов./УВопросы атомной науки и техники. Сер. Сварка в ядерной технологии, 1989, вып. 4, с. 6 10.
- Кашкиров А.А., Киселев А. В., Логинов В. А., Марусев В. И. Автоматизированные информационно-измерительные системы в экспериментах на исследовательских реакторах. Сб. трудов НИИАР, Димитровград, 2003, вып. 4, с. 73 — 78.
- Овчинников В.А., Поляков И. С., Спиридонов Ю. Г. и др. Испытания на реакторе МИР твэлов водо-водяных энергетических реакторов в режиме «скачка мощности» (RAMP). Сб. трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 26 — 35.
- Бибилашвили Ю.К., Грачев А. Ф., Калыгин В. В. и др. Исследования топлива ВВЭР с легирующими добавками.//Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 4, с. 205−210.
- Калыгин В.В., Малков А. П. Устройство для облучения образцов в реакторе с твердым замедлителем. Патент № 74 735. Бюлл. «Изобретения и полезныемодели», 2008, № 19.
- Бибилашвили Ю.К. Состояние и развитие работ в России по твэлам и материалам для активных зон реакторов ВВЭР. Доклад на конференции «TOPFUEL-99» Авиньон, Франция, 13−15 сентября 1999 г.
- Анализ текущего состояния парка исследовательских реакторов России. Тенденции и перспективы развития. (Итоговый документ комиссии Минатома России под председательством Н.И. Ермакова). М. 2000, 101 с.
- Калыгин В.В., Малков А. П. Влияние методов формирования режимов облучения на значение эффекта реактивности при обезвоживании петлевых каналов реактора МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1996, вып.4, с. 3 10.
- Ижутов А. Д., Калыгин В. В., Малков А. П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора. Патент № 2 292 093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, № 2.
- Калыгин В.В., Куприенко В. А., Малков А. П. Роль физической модели в формировании условий облучения и обеспечении безопасной эксплуатации реактора МИР.//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 62 74.
- Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. /Под ред. В. А. Кузнецова. М.: Атомиздат, 1965, 427с.
- Казанский Ю.А., Матусевич Е. С. Экспериментальные методы физики реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984, 272с.
- Королев В.В., Матусевич Е. С. Системы управления и защиты критических стендов. М.: Энергоатомиздат, 1985.
- Малков А.П., Овчинников А. Б., Кушнир Ю. А. Экспериментальное определение эффективности органов СУЗ критического стенда реактора МИР. Методика выполнения измерений, per. № 46−96 ОМИТ, 1996.
- Малков А.П., Овчинников А. Б., Кушнир Ю. А. Определение запаса реактивности и подкритичности активной зоны критической сборки реактора МИР. Методика расчета, per. № 12−95 ЦСМ, 1995.
- Малков А.П., Кушнир Ю. А., Мокеев А. А. Методика калибровки урановых индикаторов. Методика выполнения измерений, per. № 61- 00 ОМИТ, 2000 г.
- Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Тихонов Е. Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.
- Малков А.П., Кормушкина Г. А., Романов Е. Г. Установка для измерения активности твэлов и индикаторов. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. ГНЦ РФ НИИАР, инв.№ 421, 1999.
- Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов». (НП-009−04). М., 2004.
- Анисимков О.В., Калыгин В. В., Малков А. П., и др. Исследование возможности образования локальной критмассы в активной зоне реактора МИР.М1 во время перегрузочных работ. Отчет НИИАР, 0−3989, 1990 г.
- Ижутов A. JL, Романовский С. В., Свистунов В. А. и др. Отчет по обоснованию безопасности реакторной установки МИР. М1, 1998, инв. № 52
- Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. «Правила ядерной безопасности критических стендов». (НП-008−04). М., 2004.
- Калашников А.Г., Глебов А. П., Преснова Г. Т. Методика и программа расчета гомогенного реактора в области замедления и термализации с использованием Р1 и DSn приближений: Препринт ФЭИ № 1137, Обнинск, 1980.
- Глебов А.П., Калашников А. Г. Программа GITA-2 расчета гетерогенного реактора. Препринт ФЭИ № 2970, Обнинск 1987 г.
- Анисимков О.В., Калыгин В. В., Малков А. П., Пименов В. В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология, 1993, вып.1, с. 49 52.
- Калыгин В.В., Малков А. П., Пименов В. В. Влияние накопления 3Не и 6Li в бериллиевых блоках на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. -Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 84 88.
- К. Бекурц, К. Виртц. Нейтронная физика. М.: Атомиздат, 1968.
- Калыгин B.B., Малков А. П., Пименов В. В. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. // Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4., с. 57 62.
- Калыгин В.В., Малков А. П., Пименов В. В. Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем. Заявка на выдачу патента РФ на изобретение. Per. № 2 008 126 636/22
- Ванеев Ю.Е., Малков А. П., Тихончев М. Ю. Верификация инженерной программы BERCLI на экспериментальных данных с критической сборки реактора МИР.М1. В сб.: Нейтроника-99. Обнинск, 2000, с. 36.
- Handbook of Nuclear Activation data. Technical report series N 273. IAEA, Vienna, 1987.
- Беловодский Л.Ф., Гаевой В. К., Гришмановский В. Н. Тритий. М.: Энергоатомиздат, 1985.
- Гомин Е.А., Гуревич М. И., Майоров Л. В., Марин С. В. Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов: Препринт ИАЭ-5837/5, 1994.
- Абагян Л.П., Базазянц Н. О., Николаев М. Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоатомиздат, 1981.
- Press W., Teukolsky S., Vetterling W., Flannery B. Numerical Recipes in FORTRAN 77. The University of Cambridge, 1992.
- Калыгин B.B., Малков А. П. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах. Патент № 2 302 046. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2007, № 18.
- Грачев А.Ф., Калыгин В. В., Малков А. П., и др. Изучение возможностипроведения 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.
- Бемерт Ю., Юттнер К., Райнфрид Д. Эксперименты по моделированию скачкообразных изменений мощности для выявления повреждаемости твэлов ВВЭР./ Атомная энергия, т. 67, вып.1, 1989, с. 49 51.
- Грачев А.Ф., Калыгин В. В., Матвеев Н. П., Овчинников В. А. Опыт формирования скачков мощности в экспериментах с твэлами типа ВВЭР в реакторе МИР//Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1996, вып. 4, с. 11−17.
- Поляков Ю.Н., Клинов А. В., Мамелин А. В., Топоров Ю. Г. Программа расчета образования и выгорания радионуклидов в ядерном реакторе: Препринт. НИИАР-37(552). Димитровград, 1982.
- Бурукин А.В., Грачев А. Ф., Овчинников В. А. и др. Испытания топлива ВВЭР на реакторе МИР в переходных режимах.//Сборник докладов 6-ой российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2001, Т.2, Ч. 1, с. 183−200.
- Бурукин А.В., Грачев А. Ф., Калыгин В. В. и др. Испытания в реакторе МИРтвэлов ВВЭР в режимах со скачкообразным увеличением мощности./ «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» 2008, № 2, с. 66−73.
- Калыгин В.В. Способ испытания твэлов в режиме скачкообразного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе. Заявка на выдачупатента РФ на изобретение. Per. № 2 008 122 680/22
- Бурукин А.В., Грачев А. Ф., Калыгин В. В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением мощности. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 80 — 84.
- Калыгин В.В., Лобин С. В., Овчинников В. А. Устройство для испытания твэлов в режиме циклического изменения мощности. Патент № 75 093. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 20.
- 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.
- Asmolov V., Egorova L. The Russian RIA Research Program: Motivation, Definition, Execution and Results. Nucl. Safety, 37 (4), 1996.
- Алексеев А.В., Киселева И. В., Овчинников В. А., Шулимов В. Н. Методика испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Атомная энергия, 2006, т.101, вып. 6, с. 427 — 431.
- Ильенко С.А., Калыгин В. В. Устройство для испытания в исследовательском ядерном реакторе твэлов в режиме аварийного введения реактивности. Патент № 77 487. Бюлл. «Изобретения и полезные модели», 2008, № 29.
- Калыгин В.В., Пименов В. В. Способ регулирования реактивности ядерного реактора. Авторское свидетельство на изобретение № 1 428 072, 1988.
- Алексеев А.В., Махин В. М. Аварии с тяжелым повреждением активной зоны водоохлаждаемых реакторов. 4.1. Методы и результат исследований: Обзор. Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 1996.
- Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП 033−01, М., 2001.
- Махин В.М. Специализированная петлевая установка ПВП-3 реактора МИР: цели и задачи создания, основные технические требования и предложения по конструкции// Сборник трудов НИИАР, Димитровград, 1997, вып. 4, с. 74 84.
- Алексеев А.В., Горячев А. В., Киселева И. В., Шулимов В. Н. Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 5, с. 286 —104. 123.