Выбор и обоснование основных физических параметров перспективных активных зон быстрого энергетического реактора большой мощности
Диссертация
Автором приводятся результаты выполненных исследований по определению и обоснованию основных параметров активной зоны перспективного быстрого энергетического реактора мощностью 1600 МВт (эл) с натриевым теплоносителем, отвечающего требованиям новой ядерной технологии. Для такого реактора предполагается работа в замкнутом топливном цикле с использованием специальной технологии переработки ядерного… Читать ещё >
Содержание
- Глава 1. Гетерогенные компоновки активных зон
- 1. 1. Обзор исследований гетерогенных активных зон за рубежом
- 1. 2. Активные зоны с аксиальной гетерогенностью
- 1. 2. 1. Выбор и обоснование размеров аксиальной прослойки
- 1. 2. 2. Эффекты гетерогенности в активной зоне с аксиальной прослойкой
- 1. 2. 3. Оптимизация формы аксиальной прослойки
- 1. 2. 4. Зависимость тепловыделений от времени
- 1. 2. 5. Исследования полей тепловыделения в трехмерной геометрии
- 1. 2. 6. Влияние выгорания топлива и положения стержней СУЗ на поле тепловыделения '
- 1. 2. 7. Модифицированный вариант активной зоны
- 1. 2. 8. Расчетные характеристики активных зон с аксиальной гетерогенностью
- 1. 3. Активные зоны с пакетной (кольцевой) гетерогенностью
- 1. 3. 1. Исследования гетерогенных активных зон с помощью оптимизационного комплекса S APFER
- 1. 3. 1. 1. Возможности комплекса программ SAPFER для автоматических оптимизационных исследований быстрых реакторов
- 1. 3. 1. 2. Целевой функционал и постановка оптимизационной задачи
- 1. 3. 1. 3. Оптимизационные исследования оксидно-металлических гетерогенных активных зон
- 1. 3. 2. Вариантная оптимизация в реальной (гексагональной) геометрии
- 1. 3. 2. 1. Поля тепловыделения
- 1. 3. 2. 2. Физические характеристики
- 1. 3. 3. Физические особенности гетерогенных зон. Эффекты гетерогенности
- 1. 3. 3. 1. Зависимость гетерогенного эффекта от материала экранов
- 1. 3. 3. 2. Зависимость гетерогенного эффекта от изотопного состава плутония
- 1. 3. 3. 3. Сравнение эффектов гетерогенности в аксиальном и кольцевом гетерогенных вариантах
- 1. 3. 1. Исследования гетерогенных активных зон с помощью оптимизационного комплекса S APFER
- 1. 4. Сопоставление характеристик активных зон с аксиальной и кольцевой гетерогенностью
- 2. 1. Необходимость и проблемы сравнительных исследований быстрых реакторов с различными видами топлива
- 2. 2. Сравнение характеристик реакторов с различными видами топлива при неизменной геометрии активной зоны
- 2. 2. 1. Исходные данные
- 2. 2. 2. Результаты сравнительных расчетов
- 2. 3. Оптимизационные исследования 50 2.3 .1. Целевые функционалы и постановка оптимизационной задачи
- 2. 3. 2. Результаты оптимизационных исследований
- 2. 3. 2. 1. Оптимизация по натуральным показателям (время удвоения Т2, системная наработка Rco)
- 2. 3. 2. 2. Оптимизация по экономическому показателю — топливной составляющей затрат на производство энергии ТС
- 2. 3. 2. Результаты оптимизационных исследований
- 3. 1. Подходы к решению проблемы безопасности больших реакторов за рубежом
- 3. 2. Выбор конструкции и основных параметров активной зоны, сочетающей нулевую величину НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание
- 3. 3. Оптимизация размеров активной зоны
- 3. 4. Выбор конструкции чехла ТВС
- 3. 5. Выбор и обоснование системы регулирования
- 3. 5. 1. Эффективность систем СУЗ, необходимая для выполнения баланса реактивности в перспективном реакторе
- 3. 5. 2. Конструкция и расположение органов СУЗ
- 3. 5. 3. Оценки эффективности системы СУЗ
- 3. 6. Стабильность полей тепловыделения
- 3. 7. Основные параметры и характеристики активной зоны
- 4. 1. Общие черты рассматриваемой концепции
- 4. 2. Выбор исходных параметров перспективного быстрого энергетического реактора с натриевым теплоносителем
- 4. 2. 1. Мощность реакторной установки
- 4. 2. 2. Выбор топлива
- 4. 2. 3. Обеспечение самозащищенности реактора к проектным и запроектным авариям на основе развития свойств пассивной безопасности
- 4. 2. 4. Характеристики воспроизводства
- 4. 3. Конструктивные параметры перспективного быстрого реактора
- 4. 4. Расчетные модели
- 4. 5. Поисковые исследования 7g
- 4. 5. 1. Использование циркониевых отражателей
- 4. 5. 2. Повышение объемной доли топлива
- 4. 6. Проблема выравнивания поля тепловыделения
- 4. 6. 1. Выравнивание составом активной зоны
- 4. 6. 2. Выравнивание обогащением топлива
- 4. 7. Расчетные физические характеристики активной зоны
- 4. 8. Переходный режим реактора
- 5. 1. Исходные предпосылки
- 5. 1. 1. Обоснование выбора топлива
- 5. 1. 2. Исходные параметры
- 5. 2. Выбор и обоснование способа перегрузки ТВС
- 5. 2. 1. Расчетная модель и физические особенности системы, перегружаемой с перестановками от периферии к центру
- 5. 2. 2. Физические особенности системы, перегружаемой со «сложной» последовательностью перестановок
- 5. 3. Характеристики реактора, работающего за счет подпитки обедненным ураном
- 5. 4. Использование замедлителя для повышения скорости накопления плутония
- 5. 4. 1. Использование замедлителя на периферии активной зоны
- 5. 4. 2. Использование замедлителя в активной зоне
- 5. 5. Использование свинцово-висмутового теплоносителя
Список литературы
- Адамов Е.О., Орлов В. В. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. Международная конференция ТЖМТ-98 «Тяжелые теплоносители в ядерной энергетике», Обнинск, октябрь 1998 г.
- Троянов М.Ф., Матвеев В. И., Новожилов А. И. и др. Концепция активных зон энергетических реакторов на быстрых нейтронах- оптимизация физических характеристик реактора БН-1600. Доклад IAEA-SM-244/81. Aix-en-Provence, France, Sept. 1979.
- Орлов В. В. Слесарев И.С. Троянов М. Ф. Доклад на международную конф. «Пути развития энергетических реакторов на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства» IAEA-CN-42/363, Vol.5 Vienna, 1983
- Фейнберг С.М. Высоконапряженный реактор на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем. Международный симпозиум по мирному использованию ядерной энергии, 1967 г., т. 1.
- Tzanos С., Barthold W. Design Consideration for Large Heterogeneous LMFBR. Nucl. Technology, v. 36, p. 262, 1977
- Thornton D. et al. Recent Commercial Fast Reactor Design with Improved Safety Features. Int. Conf. Optimisation of Sodium Cooled Fast Reactors, London, 1977.
- Naser J., Sehgol В., Wincleblack k. et all. LMFBR Heterogeneous Core Designs with Axial Internal Blankets. ANS Trns., 1977, v. 26, p.561.
- Marth W., Wehmann U. Breeding in Fast Breeder Reactors: Last and Future Tendencies. Lions, France, July 1985 LAEA-SM-284/25
- Wade D.C., Chang Y.I. The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety. Nuc! Sci. and Eng., v. 100, Dec. 1988, p.496.
- Inoue K. et al. Development of an Axially Heterogeneous Core Concept for 1000 Mwe Fast Reactor. Lion, France, July 1985 IAEA-SM-284−18
- Kamei M. Core Design Study for Large LMFBR. Japan-USSR Seminar on Improvement of Characteristics of EBR Core. Obninsk, 1990.
- An S., ShikarataK. A Review of Fast Reactor Physics Activities in Japan. JAIF-GKAE Seminar on Calculation and Experiments on Physical Problem of Designing FBRs. Obninsk 23−27 July 1989
- Kamei Т., JamaokaM., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large Fast Reactor Core Concept. Lions, France, July 1985 IAEA-SM-284/81P
- Kamei Т., JamaokaM., Moriki Y. et al, An Axially and Radially Two-zoned Large LMFBR Core Concept. Nucl. Technology, v. 71, No 3, p. 548, Dec. 1985
- Inoue K. et al. An Axially Heterogeneous Core Concept for Large LMFBRs and its HCDA Behavior. Nucl. Technology, v. 63, No 2, p. 215, Nov. 1983 ШСРА-Hvpothetical Core Destructive Accident)
- Адамов Е.О., Орлов В. В. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. Международная конференция ТЖМТ-98 «Тяжелые теплоносители в ядерной энергетике», Обнинск, октябрь 1998 г.
- Троянов М.Ф., Матвеев В. И., Новожилов A.M. и др. Концепция активных зон энергетических реакторов на быстрых нейтронах- оптимизация физических характеристик реактора БН-1600. Доклад IAEA-SM-244/81. Aix-en-Provence, France, Sept. 1979.
- Орлов В. В. Слесарев И.С. Троянов М. Ф. Доклад на международную конф. «Пути развития энергетических реакторов на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства» IAEA-CN-42/363, Vol.5 Vienna, 19.83.
- Фейнберг С.М. Высоконапряженный реактор на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем. Международный симпозиум по мирному использованию ядерной энергии, 1967 г., т. 1.
- Tzanos С., Barthold W. Design Consideration for Large Heterogeneous LMFBR. Nucl. Technology, v. 36, p. 262, 1977.
- Thornton D. et al. Recent Commercial Fast Reactor Design with Improved Safety Features. Int. Conf. Optimisation of Sodium Cooled Fast Reactors, London, 1977.
- Naser J., Sehgol В., Wincleblack k. et all. LMFBR Heterogeneous Core Designs with Axial Internal Blankets. ANS Trns., 1977, v. 26, p.561.
- Marth W., Wehmann U. Breeding in Fast Breeder Reactors: Last and Future Tendencies. Lions, France, July 1985 IAEA-SM-284/25.
- Wade D.C., Chang Y.I. The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety. Nucl. Sci. and Eng., v. 100, Dec. 1988, p.496.
- Inoue K. et al. Development of an Axially Heterogeneous Core Concept for 1000 Mwe Fast Reactor. Lion, France, July 1985 IAEA-SM-284−18.
- Kamei M. Core Design Study for Large LMFBR. Japan-USSR Seminar on Improvement of Characteristics of EBR Core. Obninsk, 1990.
- An S., Shikarata K,. A Review of Fast Reactor Physics Activities in Japan. JAIF-GKAE Seminar on Calculation and Experiments on Physical Problem of Designing FBRs. Obninsk 23−27 July 1989.
- Kamei Т., Jamaoka M., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large Fast Reactor Core Concept. Lions, France, July 1985 IAEA-SM-284/8IP.
- Kamei Т., Jamaoka M., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large LMFBR Core Concept. Nucl. Technology, v. 71, No 3, p. 548, Dec. 1985.
- Inoue K. et al. An Axially Heterogeneous Core Concept for Large LMFBRs and its HCDA Behavior. Nucl. Technology, v. 63, No 2, p. 215, Nov. 1983. (HCDA-Hypothetical Core Destructive Accident)
- Развитие концепции гетерогенных активных зон в Японии. Атомная техника за рубежом, № 7, июль, 1984.
- Бобров С.Б., Данилычев А. В., Елисеев В. А. и др. Пути развития быстрых энергетических реакторов с высоки коэффициентом воспроизводства. Ат. энергия, 1983, т. 54, вып. 4, с. 259. апрель 1983 г.
- Бобров С.Б., Данилычев А.В, Илюнин В. Г. Доклад на советско-японский семинар «Пути развития энергетических быстрых реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства». ФЭИ исх. 12−03/589 от 17.06.82 г. Обнинск.
- Матвеев В. И и др. Быстрый ядерный реактор с гетерогенной активной зоной. Авторское свидетельство N° 1 017 105.
- Orlov V., Slesarev L, Alexeev P. et al. The Concept of Fast Sodium Power Reactor with In-assembly Heterogeneity. NEACRP, A-839, Finland, 1987.
- Бобров С.Б., Новожилов А. И. и др. Быстрый ядерный реактор с гетерогенной активной зоной крестообразного типа. Авторское свидетельство № 803 715.
- Расчетные исследования реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной аксиального типа. Отчет ФЭИ N3651 ДСП 1983 г.
- Поле тепловыделения, показатели воспроизводства и безопасности в активной зоне с аксиальной воспроизводящей прослойкой реактора БН-1600. Отчет ФЭИ N 4833 ДСП 1986 г.
- Елисеев В.А., Матвеев В. И. Доклад на советско-японский семинар «Оптимизация гетерогенной активной зоны с аксиальной прослойкой» ФЭИ, исх. N 64−03/549 от 16.06.87.
- Елисеев В.А., Матвеев В. И. Доклад на семинар стран-членов СЭВ «Оптимизация гетерогенной активной зоны с аксиальной воспроизводящей прослойкой». Исх. № ФЭИ 64−03/386 от 03.05.88
- Сравнение различных вариантов компоновок гетерогенных активных зон быстрых реакторов. Отчет ФЭИN4137 ДСП 1984г
- Основные физические характеристики реактора БН1600 с гетерогенной активной зоной аксиального типа, полученные на основе трехмерных расчетов в ГЕКС-Z геометрии. Отчет ФЭИ N5223 ДСП 1987 г.
- Реактор БН-1600М. Зона активная модульная гетерогенная. Техническое предложение ОКБМ, г. Горький, исх.3−44/2−227 ДСП от 31.01.91.
- Эскизный проект РНАТ.501 341.001 ЭП гетерогенной модульной активной зоны РУ БН-1600. ОКБМ, г. Нижний Новгород, исх. 44/6−2202 от 16.12.91 г.
- Хромов В.В., Кузьмин A.M., Орлов В. В. Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах. М: Атомиздат, 1978.
- Методика и программа для выбора оптимальных компоновок быстрых ядерных реакторов SAPFER. Отчет /МИФИ, № госрегистрации 80 065 590, Москва, 1983.
- Гераскин Н.И., Кузмин A.M., Морин Д. В. и др. Алгоритмы и программа оптимизации состава зон реакторов на быстрых нейтронах. ВАНТ, Серия «Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 4(33), с. 50−53.
- Опытная эксплуатация оптимизационного комплекса программ для расчета быстрых реакторов. Отчет МИФИ, ФЭИ, инв. № 2212 ОСО, Москва, 1983 г.
- Расчетные исследования гетерогенных компоновок активных зон кольцевого типа с использованием оптимизационного комплекса SAPFER. Отчет ФЭИ, МИФИ, инв. № 4365 ДСП, Обнинск, 1985.
- Оптимизация параметров быстрого реактора с помощью комплекса SAPFER. Часть 1. Реактор с гомогенной активной зоной. Отчет ФЭИ, МИФИ, инв. № 5141 ДСП, Обнинск, 1987.
- Оптимизация параметров быстрого реактора с помощью комплекса SAPFER. Часть 2. Реактор с гетерогенной активной зоной. Отчет ФЭИ, МИФИ, инв. № 5198 ДСП, Обнинск, 1987.
- Исследования физических характеристик реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной Отчет ФЭИ N 2773 ДСП 1980 г.
- Оптимизация состава гетерогенной активной зоны для реактора БН-1600 Отчет ФЭИ N 2891 ДСП 1981 г.
- Расчетные исследования теплогидравлики реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной кольцевого типа. Отчет ФЭИ N 4009 ДСП 1984 г.
- Программа АМБАР малогруппового диффузионного расчета реактора в двумернойгексагональной геометрии. Краткое описание и инструкция. Отчет ФЭИ N 6476 ДСП 1981 г.
- Комплекс программ RC-81. Принцип организации и программы обеспечения работ комплекса. Отчет ФЭИ N 3012 ДСП 1981 г.
- Реактор. Расчеты физические активной зоны с оксидным топливом и зоны воспроизводства. Отчет ОКБМ, ФЭИ инв. Г3271 ДСП г. Горький, 1981.
- Ott. К., Borg R. Nucl. Sci. and Eng., v.62, No 2, 1979, p.243.
- Каграманян B.C., Камаев A.A. К вопросу об учете высших изотопов плутония в определении показателей воспроизводства реакторов-размножителей. Доклад на Всесоюзной конференции по физике реакторов, Москва, МИФИ, июнь 1979 г.
- Троянов М.Ф., Каграманян B.C. и др. Экономия затрат на топливо на начальном этапе ввода быстрых реакторов. Атомная энергия, т. 55, вып. 2, стр. 77, август, 1983 г.
- Техническое задание на разработку гетерогенной оксидно-металлической активной зоны реактора БН-1600. (два варианта: с кассетной кольцевой гетерогенностью и с внутритвэльной — аксиальной гетерогенностью). Исх. ФЭИ 300−05/39 ДСП от 27.03.1985 г.
- Результаты расчетных исследований по обоснованию выбора вариантов гетерогенных активных зон для дальнейших проработок Отчет ФЭИ N4479 ДСП 1985 г.
- Pluta P.R. et al. PRISM: An Innovative Inherently Safe Modular Sodium Cooler Breeder Reactor. Advances in Nuclear Science and Technology, v.19, 1987, p. 109−202.
- Improved Reactor Systems in USA. (PRISM, SAFR, HTGR). Int. Conf. on Nucl. Power Performance and Safety. IAEA-CN-48/196, Vienna, 28 Sept- 2 Oct. 1987.
- Cyorey G. PRIZM, the Plant Design Concept the US. Advanced Liquid Metal Reactor Program. In Proc. of Symp. Fast Breeder Reactors Experience and Trends. Lyons, 22−26 July, 1986, v.2, 11).
- Технико-экономичпеские аспекты модульных быстрых реакторов. Обзор. Ядерная техника за рубежом, № 3, стр. 3, 1989.
- Kasai S., Ogava S., Hayafune H. et al. A Study of the Recycle Core Using Nitride Fuel in an Advanced Nuclear Recycling System. Proc. on Int. Conf. of Future Nuclear Systems GLOBAL-97.
- Создание Европейского быстрого реактора. Обзор. Ядерная техника за рубежом, № 8, стр. 18, 1989.
- Адамов Е.О. и др. Показатели, реакторов крупномасштабной энергетики России. Атомная Энергия, т. 85, вып. 5, с. 351, 1998 г.
- Концепция экономичного быстрого натриевого реактора на принципах естественной безопасности, радиационной эквивалентности и нераспространения плутония. Отчет ФЭИ инв. № 10 318, 2000 г.
- Бобров С.Б. и др. Сравнительные параметры топливного цикла быстрых реакторов с различной активной зоной. «Атомная Энергия», т.64, вып. 1, январь 1988 г.
- Мурогов В.М. и др. Перспективы использования металлического топлива в быстрых реакторах Препринт ФЭИ- 1913, Обнинск, 1988 г.
- Новожилов А.И. и др. Использование карбидного топлива в быстрых реакторах. Аналитический обзор. Препринт ФЭИ, ОБ-57, 1978.
- Зинин А.И. Пакет прикладных программ РБР-80. ВАНТ, Серия «Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 5, с. 73.
- Пакет прикладных программ РБР-80 комплексного расчета и оптимизации быстрых реакторов Отчет/ФЭИ, инв N 6899, 1984 г.
- Расчетные исследования физических и теплогидравлических характеристик активной зоны реактора ОК-510 с твэлами диаметром 7.4 мм. Отчет/ ОКБМ, ФЭИ, инв N 71/93 ДСП, г. Горький, 1987 г.
- Система константного обеспечения АРАМАКО-С1. Отчет/ФЭИ, инв. И 7012, 1984 г
- Программа SYNTES для расчета реакторов в двумерной геометрии. Описание программы. Отчет/ МИФИ инв. N 0182.600 2494, Москва, 1985 г.
- Физико-экономический анализ характеристик активных зон с различными видами топлива. Отчет ФЭИ, МИФИ, инв. № 5761 ДСП, Обнинск, 1989.
- Сравнительный анализ технико-экономических характеристик активных зон на оксидном и металлическом топливе. Техническая справка ФЭИ исх. № 30−15 / 143 от 22.11.89 г.
- Сравнение характеристик реактора типа БН-1600 с оксидным, карбидным, нитридным и металлическим топливом. Техническая справка ФЭИ исх. № 30−14 / 80 от 29.06.88 г.
- Сравнение характеристик безопасности реакторов типа БН-1600 с различными видами топлива. Техническая справка ФЭИ исх. № 30−15 / 124 ДСП от 24.09.88 г.
- Расчетно-теоретические исследования по анализу и сравнению характеристик БР с различными видами топлива. Отчет ФЭИ, МИФИ, инв. № 5549 ДСП, Обнинск, 1988.
- Физико-экономический анализ перспективного бридера на металлическом топливе при использовании электрохимической переработки облученного топлива. Отчет ФЭИ, МИФИ, инв. № 6126 ДСП, Обнинск, 1991 г.
- Mougniot J.C. et al. Super Phenix 1, Fuel Cycle, Technical and Economical Outlooks- Int. Conf. on Fast Reactor Fuel Cycle, 9−12 Nov. 1981, London, England.
- Eitz A.W. et al. «Power Generation Cost of SNR-2 in Comparison to German PWR», Int. Conf. «Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation», Sept. 13−17,1987, Pasco, USA.
- Jacobi W.M. «Fast Breeder Reactors for Energy Security», Ibid.
- Rapin М. Fast Breeder Reactor Economics», Royal Soc. Discussion Meeting, London, England, 24−25 May 1989.
- Zalesky P. Fast Neutron Plutonium Storage Reactors: An Example of the Utilization of Military Nuclear Complex for Peaceful Purposes. Round Table of Military Conversion and Science. Nov. 2729, 1994 UNESCO ROSTE. Venice, Italy.
- Lassmann K., Blank H. Modelling of Fuel Rod Behavior and Recent Advances of the Transuranus Code. Nucl. Eng. and Design, v. 106, No 3, p. 291.
- TokiwaiM., at al. Feasibility Study of Ultra Long Life Core with Oxide and Carbide Fuel. Proc. on Japan-USSR Seminar on FBR Fuel Breeding Problems- Tokyo, July, 1988.
- Tanaka Y., Ikemoto I. et al. A Study to Improve Burn up Capability of a Large Oxide Fuel ULLC. Proc. on Japan-USSR Seminar on Calculation and Experiments on Physical Problems of Designing FBRs- Obninsk, July, 1989.
- Гераскин Н.И., Елисеев В. А., Кузмин A.M., Матвеев В. И. Исследования областей оптимальности параметров быстрых реакторов. «Атомная Энергия», т.66, вып. 3, март, 1989 г.
- Гераскин Н.И., Кузмин A.M., ХромовВ.В. Влияние отклонения исходных данных на результаты оптимизации ядерных реакторов. «Атомная Энергия», т.63, вып. 1, январь, 1987 г.
- Морин Д.В. Методическое и программное обеспечение комплексных оптимизационных исследований реакторов на быстрых нейтронах. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, МИФИ, Москва, 1993 г.
- Окунев B.C. Поиск физических характеристик быстрых реакторов для детерминистического обоснования безопасности. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, МИФИ, Москва, 1995 г.
- Matveev V.I. et al. Physical Grounds for Further Improvement of Fast Sodium Power Reaktor Safety. In Proc.ofInt.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.2, p.25.
- Kim H.C. et al. LMR, Having an Almost Constant Reactivity. Nucl. Techn., v. 79, No 3, December 1987, p. 377.
- Правила безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Госпроматомнадзор, М., 1989 г.
- Общие правила безопасности атомных электростанций (ОПБ-82). Госпроматомнадзор.
- Kamei Т., Yamaoka М. An Axially Multylayered Low Void Worth LMFBR Core Concept. Nucl. Technology, v.91, No.3, March, 92. p. 264−271.
- Dobbin K. et al. Comparative Sodium Void Effects for Different Advanced Liquid Metal Reactor Fuel and Core Designs. In Proc. Int.Conf.on Fast Reactor and Related Fuel Cycles. Oct., 1991, Kyoto, Japan, V.2, p. 15.9−1.
- Матвеев В.И., Данилычев A.B., Бахлаев И. В. и др. Проблема натриевого пустотного эффекта реактивности в быстрых реакторах и пути ее решения. Papers USSR-USA Seminar on Fast Neutron Reactor Safety Approaches. ANL, Qct-Nov.l990.
- Данилычев А.В. и др. Концепция гетерогенной активной зоны. Часть 2 параметры безопасности. Обзор ЦНИИатоминформ, ФЭИ-0914, 1984.
- Технические предложения по модернизированной активной зоне реактора БН-800. исх. N 30−12/139 ДСП от 04.12.90 г.
- Evaluation of Benchmark Calculations on a Fast Power Reactor Core with Near Zero Sodium Void Effect. IAEA-TECDOC-731, Viena, 1994.
- Расчетные исследования по выбору безопасной компоновки активной зоны реактора БН-1600М. Отчет/ФЭИ инв. N6000 ДСП, 1990 г.
- Выбор компоновки реактора типа БН-1600 с нулевым НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание. Отчет/ ФЭИ, инв. N 6180 ДСП 1991 г.
- Физические и теплогидравлические расчеты выбранного варианта активной зоны с нулевым НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание топлива. Отчет / ФЭИ, инв. N 7954,1991 г.
- Обоснование характеристик ТВС РУ БН-1600 с тонкостенными чехлами и учетом вопросов прочности и требований к составу активной зоны. Техническая справка/ ФЭИ, исх N 33−09/108 от 16.06.92 г.
- Расчетно-теоретические исследования по обоснованию концепции быстрого реактора большой мощности нового поколения. Отчет/ ФЭИ, инв. N 7994, 1991 г.
- Разработка предложений по созданию безопасного быстрого реактора с нулевыми значениями НПЭР и запаса реактивности. Отчет/ ФЭИ, инв. N 8305, 1992 г.
- Обоснование выбора мощности и основных параметров активной зоны реактора типа БН-1600, обеспечивающих нулевые значения НПЭР и запаса реактивности. Отчет/ ФЭИ, инв. N 8306,1992 г.
- Оценки влияния компоновки активной зоны на величину НПЭР с учетом перехода на другие виды топлива Отчет ФЭИ N 5773 ДСП 1989 г.
- Разработка концепции активной зоны с нулевыми значениями НПЭР и запаса реактивности, обеспечивающей безопасное прохождение запроектных аварий. Отчет/ФЭИ, инв. N 8665, 1993 г.
- Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М., Энергоатомиздат, 1986 г.
- Активная зона реактора БН-1600М. Пояснительная записка к эскизному проекту РНАТ.501 341.006 ПЗ. № 780 083, ОКБМ, Н. Новгород, 1992.
- Уточнение физических характеристик уплощенной активной зоны реактора БН-1600М на оксидном топливе для оформления технических предложений (этап 2). Техническая справка / ФЭИ, исх. N 30−15/153 от 29.10.92 г.
- Изучение характеристик уплощенной активной зоны реактора БН-1600. Отчет / ОКБМ исх. N77/3−1354 от 22.09.92 г., г. Н. Новгород, 1992 г.
- Подготовка исходных данных для расчетных исследований. Выбор топлива, размеров, конструкций твэл и ТВС, определение общей компоновки активной зоны. Тех. справка ФЭИ, исх. № 29−19/68 от 28.10.99 г,
- Расчетные исследования по определению и обоснованию основных параметров активной зоны на нитридном топливе перспективного БР большой мощности Отчет ФЭИ, N 9868 1998 г.
- Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей по реактивности быстрых реакторов с загрузкой активной зоны нитридным топливом. Отчет/ ФЭИ, инв. N 8315, 1993 г.
- Майоров JI.B. Программный комплекс MMCFK для расчета реакторов методом Монте-Карло, разработанный А.Р. Франк-Каменецким. //ВАНТ, серия: физика и техника ядерных реакторов, вып. 8(21), 1981 г.
- Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей большого быстрого реактора с нитридной загрузкой активной зоны при различных видах контактного подслоя (гелиевого и натриевого). Отчет/ ФЭИ, инв. N 8947, 1994 г.
- Расчетные исследования по выбору и обоснованию стержней СУЗ перспективного реактора. Отчет/ФЭИ N 10 390, 2000 г.
- Матвеев В.И., Мурогов В. М., Поплавский В. М., Субботин В. И., Троянов М. Ф., Цикунов А. Г. Современная концепция развития реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. «Теплоэнергетика», № 5, май 1994 г. с. 2−10.
- Елисеев В.А., Матвеев В. И. Концепция перспективного быстрого реактора большой мощности с натриевым теплоносителем на принципах естественной безопасности и ядерного нераспространения. Препринт ФЭИ-2879. Обнинск, 2001 г.
- Исследования и выбор основных параметров активной зоны, обеспечивающих реализацию внешнего топливного цикла без отделения плутония от урана при химпереработке. Отчет/ФЭИ N9993, 1999 г.
- Сравнительный анализ компоновок и характеристик активной зоны на нитридном топливе при использовании твэл с газовым и натриевым подслоем. Отчет/ФЭИ N 10 361, 2000 г.
- Выбор наиболее приемлемого способа профилирования поля энерговыделения в перспективном реакторе с точки зрения организации внешнего топливного цикла без отделения плутония от урана при химпереработке. Отчет/ФЭИ N 10 066 1999 г.
- Расчетные исследования по выбору оптимальной компоновки активной зоны, исходя из требований нулевых значений интегрального НПЭР, запаса реактивности на выгорание и КВА-1. Выбор и обоснование системы регулирования реактора. Отчет/ФЭИ N 10 055 1999 г.
- Концепция экономичного быстрого натриевого реактора на принципах естественной безопасности, радиационной эквивалентности и нераспространения плутония. Отчет/ФЭИ N 10 318 2000 г.
- Матвеев В.И., Елисеев В. А., Малышева И. В. Выбор основных параметров и характеристики перспективного быстрого энергетического реактора с натриевым теплоносителем. «Ядерная энергетика», № 2, 2000 г., с. 101 -110.
- Выбор основных параметров активной зоны реактора БН-1600М-типа топлива, глубины выгорания, интервала между перегрузками и др. Тех. справка ФЭИ исх. № 30−05/17 от 30.06.98.
- Мантуров Г. Н., Николаев М. Н., Цибуля A.M. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1: Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. Вопросы атомной науки и техники, Серия: Ядерные константы. Вып. 1, М., 1996, с. 59.
- Аннотация системы константного обеспечения CONSYST/ABBN. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып. 1, М., 2000.
- Доклады П Женевской конференции 1959 г. Vol. 9, Nuclear Power Plants, Part 2, Discussion, p. 244,447−448,2129, 2427.
- Fuchs K., Hessel H. Uber die Moglichkeit des Betriebes eines Natururantrutreactors ohnes Brennstoffaufbereitigung. Kernenergie, 1961, s. 619−623.
- Данилычев A.B., Матвеев В. И. и др. Исследование быстрого реактора размножителя с подпиткой необогащенным или слабообогащенным ураном. Обзор ЦНИИатоинформ, исх. ФЭИ 12−04/970 от 12.09.1984 г.
- Исследование концепции быстрого реактора-бридера в режиме подпитки необога^щенным или слабообогащенным топливом. Отчет / ФЭИ, N 2801 ДСП, 1980 г.
- Исследования возможности подпитки быстрых энергетических реакторов топливом на основе необогащенного урана. Отчет/ФЭИ инв. № 1799, 1976 г.
- Расчетные исследования реактора БН-1600 с подпиткой обогащенным ураном при использовании замедлителя. Отчет/ФЭИ инв. № 3409, 1982 г.
- Феоктистов Л.П. Анализ одной концепции физически безопасного реактора. Препринт ИАЭ им. Курчатова № 4605/4, Москва, ЦНИИатоминформ 1988 г.
- Анистратов Д.Ю., Гольдин В. Я. Математическое моделирование нейтронно-ядерных процессов в безопасном реакторе. Препринт № 43 РАН, Москва, 1992 г.
- Расчетные исследования быстрого энергетического реактора, охлаждаемого сплавом свинец-висмут, работающего в открытом топливном цикле. Отчет/ФЭИ инв. № 8607, 1993 г.
- Обоснование быстрого конвертора в открытом топливном цикле с подпиткой обедненным или слабообогащенным ураном. Отчет/ФЭИ инв. № 8666, 1993 г.
- Расчетные исследования по развитию концепции быстрого реактора с натриевым теплоносителем с подпиткой обедненным или слабообогащенным ураном. Отчет/ФЭИ инв. № 9631, 1997 г.
- Оптимизация параметров быстрого энергетического реактора, работающего в режиме подпитки слабообогащенным ураном с целью максимального производства энергии за счет вторичного горючего. Отчет/ФЭИ инв. № 10 171, 1999 г.
- Елисеев В.А., Матвеев В. И., Тошинский Г. И. Быстрые реакторы, охлаждаемые сплавом свинец-висмут, существенно увеличивающие эффективность открытого ядерного топливного цикла. Препринт ФЭИ № 2597, 1997 г.
- Елисеев В.А., Матвеев В. И., Малышева И. В. Сравнение физических характеристик активных зон перспективных реакторов, охлаждаемых натрием и тяжелым теплоносителем. Доклад на конференции ТЖМТ-98, Обнинск, 5−9 октября 1998 г.
- Егоров Н.Н., Кудрявцев Е. Г., Никипелов Б. В. и др. Регенерация и локализация радиоактивных отходов ядерного топливного цикла. Атомная энергия, том 74, вып. 4, с. 307, апрель 1993 г.