Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности

Диссертация: Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

1 страны неоднозначен и зависит от наличия альтернативных источников энергии, от перспективных планов увеличения производства энергии в данной стране, от состояния национальной сырьевой, технической и технологической базы, от возможностей получения материалов и технической помощи от других государств. По совокупности этих соображений ряд стран, начинающих внедрять ядерную энергетику, сделал выбор… Читать ещё >

Содержание

  • ОСНОВНЫЕ СОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ
  • ГЛАВА 1. ОБЩЕЕ СОСТОЯНИЕ СУЩЕСТВУЮЩИХ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ
    • 1. 1. Типичные конструкции тяжеловодных реакторов типа СА>ГОи
    • 1. 2. Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа САМОЙ
    • 1. 3. Ядерные топливные циклы тяжеловодных реакторов
      • 1. 3. 1. Топливный цикл на природном уране
      • 1. 3. 2. Топливный-цикл на слабо обогащенном уране
      • 1. 3. 3. Уран-плутониевый (МОКС) топливный цикл
      • 1. 3. 4. Ториевый топливный цикл [28,30,32]. 28'
  • Выводы к главе и постановка задачи исследования
  • ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ СЛАБО ОБОГАЩЁННОГО УРАНА И СМЕШАННОГО МОКС-ТОПЛИВА
    • 2. 1. Данные для нейтронно-физического расчёта
    • 2. 2. Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива
    • 2. 3. Анализ удельного годового расхода топлива при использовании слабо обогащенного урана и смешанного МОКС-топлива
    • 2. 4. Сравнительный анализ коэффициента реактивности по плотности и по температуре теплоносителя при замене тяжеловодного теплоносителя на легководный
    • 2. 5. Анализ коэффициента реактивности по температуре топлива
    • 2. 6. Анализ коэффициента реактивности по мощности реактора и по «расходу теплоносителя
    • 2. 7. Анализ возможности достижения отрицательного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя
  • Выводы к главе 2
  • ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ УМЕНЬШЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ЗА СЧЁТ ПЕРЕСТАНОВОК TBC ПО СХЕМЕ «ПЕРИФЕРИЯ-ЦЕНТР ПЕРИФЕРИЯ»
  • Выводы к главе 3
  • ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ СОВМЕСТНОГО ТОРИЙ-УРАНОВОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
    • 4. 1. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми TBC в пропорции
    • 4. 2. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми TBC в пропорции
    • 4. 3. Анализ коэффициентов реактивности совместного открытого торий-уранового топливного цикла
    • 4. 4. Анализ накопления урана-233 в ториевых TBC и энерговыделений ториевых и урановых каналов в совместном открытом торий-урановом топливном цикле
    • 4. 5. Анализ возможностей и условий сокращения потребления природных ресурсов урана за счёт замыкания топливного цикла по торию
  • Выводы к главе 4
  • ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ

Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей максимально эффективного и экономного использования доступных природных ресурсов ядерного топлива. Этот поиск ведётся по различным направлениям, с учётом потенциальных физических возможностей улучшения нейтронного баланса в ядерно-энергетических установках, с учётом технических и технологических возможностей реализации существующих физических резервов, с учётом возможного расширения топливной базы как за счёт увеличения разведанных запасов природного урана, так и вовлечения альтернативного сырьевого материала тория-232. Одним из критериев для оценки и выбора тех или иных вариантов является экономика, включающая все затраты на реализацию топливного цикла по той или иной схеме. О направлениях современных поисков в путях развития ядерной энергетики можно судить, в частности, по содержанию известной программы «Поколение — IV».

Важно отметить, что выбор того или иного варианта ядерной энергетики и типа ядерно-энергетических установок для конкретной.

• 1 страны неоднозначен и зависит от наличия альтернативных источников энергии, от перспективных планов увеличения производства энергии в данной стране, от состояния национальной сырьевой, технической и технологической базы, от возможностей получения материалов и технической помощи от других государств. По совокупности этих соображений ряд стран, начинающих внедрять ядерную энергетику, сделал выбор в пользу тяжеловодных канальных реакторов типа CANDU (CANadian Deuterium (moderated) Uranium (fueled) reactor), работающих на природном уране в условиях открытого топливного цикла и обеспечивающих в настоящее время наиболее экономичное использование природного урана. Тяжеловодные канальные реакторы типа CANDU в настоящее время составляют значительную долю мировой ядерной энергетики.

Один из серьёзных недостатков реакторов типа САМЭи, при использовании природного урана, состоит в том, что в этом варианте выгорание топлива не превышает 10 МВт-сут/кг, что в 5−6 раз ниже, чем в современных легководных реакторах, работающих на обогащённом топливе. Это приводит, с одной стороны, к большому объёму производства тепловыделяющих элементов (твэлов), а с другой стороны — к большому объёму хранилищ облучённого топлива, не подлежащего радиохимической переработке. Это побудило разработчиков проектов реакторов САЖШ к созданию проектов модернизированных вариантов тяжеловодных канальных реакторов на слабо обогащённом уране с увеличенным выгоранием топлива. Можно заключить, что перспектива САЖШ в значительной степени связана с использованием обогащённого топлива, открывающим, помимо увеличения выгорания, ряд новых возможностей.

Ядерно-энергетические установки, проектируемые и строящиеся в настоящее время, рассчитаны на период эксплуатации 50−60 лет. В течение этого времени могут произойти существенные изменения в состоянии сырьевой базы, в разработке технологии ядерного топливного цикла, в организации международного сотрудничества, неизбежно появятся новые реакторы с более совершенными техническими и экономическими показателями. В связи с этим представляются важными исследования, связанные с изучением возможностей совершенствования уже построенных реакторов в процессе их эксплуатации, совершенствования топливного цикла, внедрения новых видов ядерного топлива и др.

Судя по имеющимся оценкам и прогнозам развития мировой ядерной энергетики, значительный прирост мощностей атомных электростанций предполагается за счёт строительства новых АЭС в развивающихся странах, в том числе — в странах Юго-Восточной Азии. Многие развивающиеся страны начинают свои ядерные программы в условиях, когда появляются первые тревожные сигналы о возможном исчерпании-ресурсов сравнительно дешёвого урана в обозримом будущем. Это обостряет для них проблему выбора стратегии развития ядерной энергетики с учётом экономного расходования природных ресурсоввключая возможность перехода, на альтернативные варианты топливных циклов на основе тория: Тяжеловодные канальные реакторы, имеют значительные: преимущества1! перед! другими типамиядерно-энергетических установок как в экономномрасходованииприродного уранатак и в возможностях перехода на альтернативные варианты топливных циклов. * .

Судя по обзору литературных данных, относящихся к перспективам эволюции концепции САМЖ, можно отметить основные направления научных поисков и проектных разработок: ^ .

Г., Повышение начального обогащения топлива- ¦

21 Использование смешанного (МОКС) — топливазшсчёт включенияв его состав «энергетического» плутония либо на базе БиР1С-технологии;

3- Замена тяжеловодного теплоносителя обычной лёгкой— водош всочетании с обогащенным топливом;

4. Внедрение в топливный цикл САЫЭи альтернативного сырьевого: материала тория-232, вплоть до реализациирежима самообеспечения по делящемуся изотопу урану-233 .

Задача данной работы состояла в сравнительном, анализе с единой-, методическойс позицииразличных вариантов, перспективных топливных циклов, реакторов типа-^ САШ)1!1 с учётом, возможности достижения высокоговыгорания топлива и влияния на натуральные показатели-: производственных этаповтопливного цикла и основные парамётры безопасности.

Цель работы.

Целью диссертационной работы явилось получение количественных данных по основным показателям перспективных топливных циклов и параметрам безопасности реакторов CANDU, их сравнительный анализ и рекомендации по внедрению.

Актуальность работы Реакторы типа CANDU, способные эффективно работать на природном уране в условиях открытого топливного цикла, могут быть привлекательны для стран, начинающих осваивать ядерную энергетику. К недостаткам действующих реакторов CANDU следует отнести относительно небольшую глубину выгорания ядерного топлива, что отражается на объемах производства TBC и хранения облученного топлива. Учитывая длительный срок службы реакторов нового поколения (50−60 лет), возможные изменения на рынке ядерного топлива, прогресс в разработке ядерных реакторов других типов, создание региональных центров по производству и переработке топлива, не исключена возможность существенного совершенствования топливных циклов CANDU с целью сохранения их конкурентоспособности. Актуальность работы обусловлена необходимостью получения достаточно полной информации о возможностях эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU на этапе принятия решений по выбору направлений развития ядерной энергетики и по масштабам производственных мощностей обеспечения их топливных циклов. Результаты исследований могут представлять интерес для российского атомного комплекса с позиции его участия в международных проектах региональных центров по I производству и переработке ядерного топлива и поставок ядерного топлива в страны, эксплуатирующие реакторы типа CANDU.

Научная новизна работы Научная новизна работы состоит в комплексном исследовании с единой методической позиции и физическом обосновании различных вариантов топливных циклов реакторов типа CANDU. Наряду с топливными циклами на слабо обогащенном уране рассмотрены различные варианты на базе МОКС-топлива и варианты совместных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория. Исследованы варианты совместных топливных циклов, которые ранее в литературе не рассматривались. Получены оценки натуральных показателей топливных циклов и коэффициентов реактивности. Обоснованы возможности профилирования энерговыделения за счёт перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» с учётом специфики реактора CANDU.

Автор защищает Автор выносит на защиту:

1. Результаты комплексного анализа перспективных топливных циклов реакторов CANDU на основе слабо обогащённого урана и МОКС-топлива.

2. Результаты комплексного анализа совместных топливных циклов на основе слабо обогащённого урана и тория.

3. Результаты исследований и рекомендации по организации перегрузок топлива в реакторах CANDU с целью профилирования энерговыделения и повышения безопасности.

Практическая значимость Практическая значимость полученных результатов состоит в формировании представлений о возможной эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU, полученной оценке натуральных показателей топливных циклов, в возможном использовании результатов для экономических оценок и принятия решений о реализации рассмотренных вариантов.

Достоверность результатов Достоверность полученных результатов базируется на использовании многократно проверенных вычислительных средств (Программа ГЕТЕРА), совпадении проведенных тестовых расчётов для известных вариантов топливных циклов СЛЫБи и физической непротиворечивости результатов расчётов.

Апробация и публикации Основные положения работы докладывались и обсуждались на XV семинаре по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2008» (Москва, 2−6 сентября 2008 г.), на 6-й Курчатовской молодёжной научной школе (Москва, 17−19 ноября 2008 г.), на Научных сессиях МИФИ в 2007, 2008 и 2009 г. г.

Структура и объём диссертации Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 118 страницах, содержит 27 рисунков и список цитируемой литературы из 94 наименований.

Выводы к главе 4.

1. Проведен анализ вариантов совместного топливного цикла на базе слабо обогащенного урана и тория в реакторах типа CANDU. Рассмотрены варианты открытого топливного цикла при раздельном размещении урановых и ториевых TBC без дообогащения тория делящимися изотопами, а также варианты закрытого топливного цикла по торию с термо-механической или радиохимической переработкой ториевых TBC.

2. Показаны условия и масштаб эффекта, при которых может быть достигнута значительная экономика природного урана в совместном открытом топливном цикле за счёт замещения части топливной загрузки ториевыми TBC.

3. Исследованы основные нейтронно-физические характеристики размножающих сред с комбинированной топливной загрузкой. Показано, что частичное включение в загрузку реактора ториевых TBC не приводит к заметному ухудшению коэффициентов реактивности по сравнению с базовым вариантом и вариантами на слабо обогащённом уране.

4. Приведены результаты расчётов аксиальных распределений макросечений деления и плотностей энерговыделения в урановых и ториевых TBC. Продемонстрировано влияние относительных скоростей движения ториевых и урановых TBC. Показано, что распределение макросечения деления в ториевых TBC тем ровнее, чем меньше скорость их аксиального перемещения. Указаны возможные пути выравнивания аксиального распределения энерговыделения в урановых TBC.

5. Показано, что при замыкании топливного цикла по торию за счёт термо-механической или радиохимической переработки облучённых ториевых TBC возможно небольшое дополнительное сокращение потребления уранового топлива как в составе TBC, так и в пересчёте на природный уран. При этом также возможно значительное сокращение потребления природного тория.

6. Целесообразность замыкания топливного цикла по торию только с точки зрения экономии природных ресурсов урана нельзя считать очевидной. Радиохимическая переработка ториевых TBC может быть оправдана другими соображениями, например, накоплением урана-233 для использования в реакторах других типов, либо для реализации режима самообеспечения топливом в реакторах типа CANDU.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

Основной целью выполненной работы была демонстрация на конкретных примерах возможностей совершенствования и эффективности топливных циклов тяжеловодных реакторов типа САМЭи в условиях наличия и доступности соответствующей технологической базы. Приведенные примеры отнюдь не исчерпывают всех потенциальных возможностей концепции САЪГОи и оставляют широкое поле для дальнейших исследований. Тем не менее они дают определённое представление о потенциальных возможностях, заложенных в концепции этого типа ядерно-энергетических установок как в эффективности использования природного урана, так и в объёмах производств топливного цикла.

Наиболее простым и очевидным вариантом совершенствования топливного цикла САМЭи является переход на слабо обогащённое топливо. Продемонстрировать потенциал этого варианта можно на примере сравнения показателей реактора типа САЪГОи с соответствующими показателями реактора типа ВВЭР. Для сравнения выбран один из современных проектов ВВЭР-1000 (В-392) [94].

В таблице 5.1. приведены основные проектные характеристики реактора ВВЭР с расчётными оценками параметров, характеризующих эффективность его топливного цикла, и соответствующие расчётные оценки для реактора типа САЪГОи для различных начальных обогащений топлива в условиях открытого топливного цикла. Расчётные оценки потребностей в природном уране для ВВЭР и САЪГОи сделаны в одинаковом предположении, что содержание урана-235 в отвале разделительного производства составляет 0,25%, и поэтому могут считаться достаточно консервативными. В случае уменьшения содержания урана-235 в отвале разделительного производства до 0,1% приведённые данные по расходу природного урана могут существенно измениться.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

В рамках диссертационной работы выполнены исследования перспективных топливных циклов тяжеловодных реакторов типа CANDU, включающее эффективность и влияние новых топливных композиций на показатели безопасности. В задачу работы входило сравнительное исследование комплекса проблем топливных циклов CANDU с единой методической позиции. Были сравнены нейтронно-физические характеристики при использовании различных составов топлив в тяжеловодном реакторе типа CANDU.

Проведено исследование возможностей профилирования энерговыделения за счёт радиальных перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» в пределах активной зоны в реакторах типа CANDU при использовании в качестве топлива слабо обогащённого урана.

Приведены оценки эффективности профилирования в реакторе CANDU в диапазоне начального обогащения топлива от 0,71 до 3,0%.

На основе единой методики выполнены комплексные исследования по i совершенствованию топливного цикла реактора типа CANDU за счёт использования слабо обогащённого топлива и МОКС-топлива на базе компонентов после радиохимической переработки облучённого топлива реакторов ВВЭР, а также при использовании DUPIC-технологии. Получены расчётные результаты по энерговыработке и составу выгружаемого топлива в зависимости от исходного состава. Показана возможность и условия достижения энерговыработки, сравнимой или превышающей энерговыработку в существующих легководных реакторах. Рассчитаны коэффициенты реактивности для различных вариантов топливных композиций.

Исследовано влияние замены тяжёлой воды на лёгкую воду в качестве теплоносителя. Показано влияние замены на величину энерговыработки и коэффициенты реактивности.

В работе выполнен комплексный анализ модернизации топливного цикла канальных тяжеловодных реакторов типа CANDU в условиях перехода на слабо обогащённое топливо и частичное внедрение тория в топливные загрузки реактора. Проведены расчёты глубины выгорания топлива в различных вариантах комбинации топливных загрузок, расчёты параметров, влияющих на безопасность реакторов (коэффициенты реактивности по температурам топлива и теплоносителя), а также макропараметры топливных циклов, расход природного урана и тория, расход рабочего топлива в виде TBC, расход разделительной работы, наработка нового делящегося материала в ториевых TBC.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Heavy Water Reactors: Status and Projected Development. // Technical Report Series № 407. International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna.2002.
  2. .А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1984.
  3. В.И. Канальные энергетические реакторы. // Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2003.
  4. В.Н., Ядерная Энергетика Канады. // Атомная техника за рубежом. 1977. № 10.
  5. .Г., Калишевский JI.JI., Демешев Р. С., Журавский Ю. В., Ядерные Энергетические Установки. //М.: Энергоатомиздат,, 1983.
  6. А.Н., Ядерная Физика и Ядерные Реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002. с
  7. Duffey R., Torgerson D., Hedges K. The Status and Future of CANDU Reactor Technology. // В сб.: Межд. Научно-техн. конф. «Канальные реакторы: проблемы и решения». Октябрь 2004, НИКИЭТ им Н. А. Доллежаля, Курская АЭС.
  8. Jeremy J. Whitlock, The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution To World Peace. // International Youth Nuclear Congress. 2000.
  9. В.И., Хромова М. Ф., Физический расчёт канальных реакторов. Москва. 1985.
  10. P., Уэлс H., Реактор CANDU уменьшенной мощности. // Атомная техника за рубежом. 1985, № 12.
  11. Н.Перера Дж., Разработка пассивного тяжеловодного реактора. // Атомная техника за рубежом. 2004, № 5.
  12. П.Л. Усовершенствованный канадский ядерный реактор ACR-700 с охлаждением водой сверхкритических параметров. // Атомная техника за рубежом. 2005. №.1.
  13. И.Б., Эволюционные и Инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. // Атомная техника за рубежом. 2005. № 1.
  14. Ю.П., Усовершенствованные реакторы.// Атомная техника за рубежом. 2003. № 10.
  15. Ю.С., Бибичев Б. А., Зильберман Б. Я., Кудрявцев Е. Г., Использование Регенерированного Урана и Плутония в тепловых реакторах. // Атомная энергия т.99, вып. 2, 2005.
  16. У., Браун В., Вебер Е., Регенерация топлива: 30 лет МОКС- и ERU- топливу для легководных реакторов. // Атомная техника за рубежом. 2008. №.1.20."New fuel Project for Bruce В." Project Description, December, 2003.
  17. Tsukasa 0., Takashi I., Yoshitake S., Analisis of mixed oxided fuel loaded cores in the heavy water reactor FUGEN.// Juornal of Nuclear Science and Technology. Vol. 40. № 11. 2003.
  18. Sullivan J.D., Boczar P.G., Cox D.S., Yang M.S., Lee J.S., Benefits of the DUPIC Fuel cycle strategy. -In: Future Nuclear Systems GLOBAL'99
  19. Nuclear Technology — Bridging the Millennia, Proc. of Intern. Conf. — Wyoming. USA.
  20. Г. М., Гераскин Н. И., Апсэ B.A., Савандер В. И., Мурогов. В.М. и др. Ядерное нераспространение. Москва, 2004.
  21. Апсэ В. А, Шмелев А. Н. Разработка и перспективы использования DUPIC-технологии. // Атомная техника за рубежом. 2002. №.8.
  22. Yang М., Characteristics of DUPIC fuel fabrication technology. In: Future Nuclear Systems GLOBAL'97 (Proc. Of Intern. Conf., Yokohama, Japan), v. l, p. 535−537.
  23. B.M., Троянов М. Ф., Шмелев A.H., Использование тория в ядерных реакторах. Москва: Энергоатомиздат, 1983.
  24. Jungmin Kang, Frank N. von Hippel. «U-232 and the Proliferation Resistance of U-233 in Spent Fuel». // Science and Global Security, 2001, Vol. 9.
  25. A.H., Перспективы использования ториевых топливных циклов в ядерной энергетике .//Атомная техника за рубежом. 1978. № 1.
  26. Le Dai Dien, На Van Thong, Giang Thanh Hieu, Comprehensive study of Lattice Cell Calculations for Thorium Based Fuel Cycle in Light Water Reactors Using SRAC code. 2004.
  27. A., «Thorium Utilization in PWRs. Neutronics Studies». In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 185−197.
  28. Majumdar S., Purushotham D.S.C., «Experience of Thorium Fuel Development in India». // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 69−76.
  29. M. F., «On some issues of Thorium Fuel Cycle Study». // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 316−320.
  30. Kumar A., Kannan U., Padala Y., Behera G. M., Srivenkatesan R., Balakrishnan K., «Physics Design of Advanced Water Reactor Utilizing
  31. Thorium». // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option, and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 165−175.
  32. N., «Studies of Thorium Fuel Cycle in Japan». // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 42−53.
  33. K., Majumdar S., Ramanujam A., Kakodkar A., «The Indian Perspective on Thorium Fuel Cycles». // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 257−265.
  34. C.A., «Nuclear, Energy Research Initiative: Thorium Fuel Cycle Projects». // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 97−103.
  35. P.D., «Development Requirements in Reprocessing Thorium Fuels». // Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. (IAEA-TECDOC-1319) IAEA, Vienna, 2002. p. 343−355.
  36. Jin Xingqing, Xu Yunling., «Study Of Thorium Fuel Cycles Burning Plutonium in Module-HTR». In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 215 220.
  37. Boczar P.G., Dyck G.R., Chan P. S.W., Buss D.B., «Recent Advances in Thorium Fuel Cycles for CANDU Reactors». // In: Proc. of Three IAEA
  38. Meetings on Thorium Fuel, Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 104−120.
  39. .Р., Герасимов A.C., Тихомиров Г. В., Ли Цзиньхун, Режим самообеспечения топливом (ураном-233) для- тяжеловодного1 энергетического реактора типа CANDU. // Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 5.
  40. .Р., Герасимов A.C., Тихомиров Г. В., Оптимизация торий-уранового режима в тяжеловодных реакторах типа CANDU. // Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 5.
  41. .Р., Тихомиров Г.В, Расширенное4воспроизводство 233U в тяжеловодном^бланкете электроядерной установки. // Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 2.
  42. БергельсошБ.Р., Герасимов A.C., Тихомиров Г. В., Плотностной эффект реактивности энергетического тяжеловодного реактора, работающего в1. О П 'режиме самообеспечения U. // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 5.
  43. Belousov N, Bichkov S, Marchuk J. The Code GETERA For Cell And Policell Calculations Models And Capabilities. // Proceeding of the 1992 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics. March 8−11, 1992. Charlston, USA.
  44. H.M. Экономика ядерной энергетики. M.: Энергоатомиздат, 1987.
  45. Физика выгорания топлива в ядерных реакторах. Материалы 2-го Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов. М.: ЦНИИ., Атоминформ, 1980.
  46. В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов. Москва, 2003.
  47. С.М., Анциферов Е. С., Катков В. П., и др., Выгорание горючего в водо-водяных энергетических реакторах и эксперименты с уран-водной решеткой. // Ядерные реакторы и ядерная энергетика.
  48. Вторая международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Доклады советских ученых. Москва, 1959.
  49. А.Д., Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1990.
  50. Ядерные Реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок. М.: Энергоатомиздат, 1993.
  51. Xie Zhonsheng., Boczar P.G., CANDU Fuel-Cycle Vision. 2005.
  52. Torgerson D.F., Boczar P.G., Dastur A.R., CANDU Fuel Cycle Flexibility. 1994.
  53. H.C., Демин В. Ф., Ильин Л.А.и др. Ядерная энергетика, Человек и Окружающая среда. М.: Энергоатомиздат, 1984.
  54. Фрэнк фон Хиппель, Всеобщий подход к устранению высокообогащенного урана из топливных циклов всех ядерных реакторов. 2005.
  55. В.П., Кузнецов В. А., Системы обеспечения безопасности ядерных энергетических установок. Москва, 1989.
  56. Н.И., Наумов В. И., Канальный реактор с комбинированным охлаждаемым замедлителем. // Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 6.
  57. Gord L. Brooks. «A Short History of the CANDU Nuclear Power System». 1993.
  58. Jerry M. Hopwood. «The Next Generation of CANDU Technologies».2001.72."Vision 2020 and Beyond: The Need for Nuclear Research and Development in the 21st Century". // Report of the AECL Research and Development Advisory Panel for 2003.
  59. A.A. «An Introduction to the CANDU Nuclear Energy Conversion System». 1975.
  60. Victor Mourogov. «Development of Innovative Reactors and Fuel Cycles: The IAEA Role». World Nuclear Association Annual Symposium. September. 2001.
  61. Sinha R.K., Anil Kakodkar, «Advanced Heavy Water Reactor.» INS News. Vol. 16, № 1,2003.
  62. F.J., «CANDU Safety: Large Loss of Coolant Accident.» 2001. May.77."CANDU SCWCR". Information Exchange Meeting on SCWCRs, Washington, DC, November, 2002.
  63. В.В., Алексеев! И.А., Основные характеристики тяжелой воды. // Новости ФИС. Информационный бюллетень. Специальный выпуск 2006 г. Тяжёлая вода.
  64. Развитие быстрых натриевых и тепловых тяжеловодных реакторов в Японии (реферат).// Атомная техника за рубежом. 1983. № 9.
  65. Э.Б., Селиверстов В. В., История проектирования, создания и эксплуатации тяжеловодных ядерных систем в России. // Новости ФИС. Информационный бюллетень. Специальный выпуск 2006- г. Тяжёлая вода.
  66. А.Д. Тяжёлая вода в ядерной энергетике. // Новости ФИС. Информационный бюллетень. Специальный выпуск 2006 г. Тяжёлая вода.
  67. Jacopo' Buongiorno. «The Supercritical-Water-Cooled' Reactor (SCWR)». ANS, 2002 Winter Meeting.
  68. V.G., «CANDU Safety: CANDU Nuclear Power Plant Design». 2001. May.
  69. RoubenB., «Introduction to Reactor Physics». AECL, 2002, September.. 85. Page R.D., «Canadian Power Reactor Fuel.» Report of AECL-5609, March, 1976.
  70. Petrunik K.J., Kang Rixin, «Qinshan CANDU Project: Construction Experiences and Lessons Learned to Reduce Capital Costs and Schedule Based on Qinshan CANDU Project in China.» February, 2003.
  71. CANDU 6 Technical Summary. // CANDU 6 Program Team. Reactor Development Business Unit. June, 2005.
  72. К. На пути к коммерческому реактору ACR-1000.// Атомная техника за рубежом. 2008. № 6.
  73. Гмырко В. Е, Гроздов И. И., и др., Реакторы канального типа как составная часть ядерной энергетики России.// Атомная энергия, т. 103, вып. 1, 2007.
  74. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС 89 (Официальный документ). М., Госатомнадзор.
  75. В.П., Драгунов Ю. Г., Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002.
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?