Реактивность обратной связи как физическая основа самозащищенности быстрых реакторов
Диссертация
Первая глава посвящена описанию общих закономерностей, увязывающих самозащищенность (по отношению к основным аварийным ситуациям) с соотношениями между реактивностью обратной связи и теплотехническими параметрами. Эти соотношения, рассматриваемые как условные критерии, позволяют сформулировать требования к величинам компонент реактивности обратной связи с учетом значений параметров 1 контура… Читать ещё >
Список литературы
- В.А.Сидоренко. Концептуальные аспекты развития ядерной энергетики России до 2010 г. Атомная энергия, 1994, т.16, вып.4, стр. 259.
- Н.И.Ермаков, В. М. Мурогов, М. Ф. Троянов и др. Быстрые реакторы: опыт разработки, создания и эксплуатации, перспективы развития. Атомная энергия, том 76, вып.4, 1994, стр. 339.
- Е.О.Адамов, В. В. Орлов. Обновленная концепция ядерного участия в решении мировых энергетических проблем. В сб. докладов на 7-й конф. ЯО оссии «Новые энергетические технологии и роль ядерной энергетики деления и синтеза», 14−18 окт 1996, Москва, Россия.
- В.И.Матвеев, В. М. Мурогов., В. М. Поплавский и др. Современная концепция развития реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
- Теплоэнергетика, 1994, № 5 (май), стр. 2.
- Казачковский О.Д. Развитие и опыт эксплуатации быстрых реакторов в СССР.У/Атомная энергия, т.54(4), 1983.
- В.Н.Михайлов. Возвращение оружейного плутония в ядерную энергетику.- Докл. на межд.конф."Ядерные системы будущего: ядерный топливный цикл и способы обращения с отходами". 12−17 сент., 1993, Сиетл, США.
- V.I.Matveev, A.V.Danilychev, V.A.Eliseev, M.F.Vorotyncev e.a. Physical Grounds for Further Improvement of Fast Sodium Power Reaktor Safety. In Proc. of Int.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.2, p.25.
- Evaluation of benchmark calculations on a Fast Power Reaktor Core vith near zero sodium void effect.- IAEA-TECDOC-731, Viena, 1994.
- Расчетно-теоретические исследования по обоснованию модернизированной активной зоны реактора БН-800 с нулевым значением НПЭР, Отчет ФЭИ, инв.№ 7904, 1991.
- В.А.Елисеев, И. Ю. Кривицкий, В. И. Матвеев. Эффективность выжигания плутония в активных зонах реакторов БН-600 иБН-800. Препринт ФЭИ-2598, 1997,10 с.
- U.Wehmann et al. Core Safety Optimization of the European Fast Reactor EFR // Proceedings of Specialicts' meeting on «Passive and Active Safety Features of LMFBRs», PNC, Japan, 5−7 November 1991.
- S.Itooka, M. Ohashi, K.Kaneto. Study of A Core Concept winh Enhanced Passive Safety for Commercializing FBR. Paprs for Japan-Russia Experts Meeting on Fast Reactors, Obninsk, Russia, March 8−10, 1995.
- F.E.Tippes et al. PRISM: A Passively Safe, Economic and Testable Advanced Power Reactor. In Proc. American Power Conf. (1986), v.48, p.694.
- P.R.P}uta e.a. PRIISM: An Innovative Inherently Safe Modular Sodium Cooled Breeder Reactor. -Advances in Nuclear Sociene and Technology, v. 19, 1987, p.109−202.
- В.А.Елисеев, В. И. Матвеев. Оптимизация гетерогенной оксидно-металли-ческой активной зоны с аксиальной воспроизводящей прослойкой. -Докл. на сем. специалистов стран-членов СЭВ, Варна, Болгария, июль 1988.
- В.А.Елисеев, В. И. Матвеев, И. В. Малышева. Выбор основныхпарамет-ров и характеристики перспективного быстрого реактора с натриевым теплоносителем, — Докл. на Российско-Японском семинаре по быстрым реакторам, Обнинск, 11−19 янв. 1999.
- А.Уолтер, А.Рейнольдс. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах.- М.: Энергоатомиздат, 1986.
- Г. Хаммел, Д.Окрент. Коэффициенты реактивности в больших быстрых энергетических реакторах. -М.: Атомиздат, 1975.
- Р.М.Вознесенский, Н. В. Вьюнников, Б. Н. Габрианович, Ю. Е. Багдасаров. Разработка и расчетно-экспериментальные исследования сборки ПАЗ с гидравлически взвешенным стержнем для реакторов типа БН, Избранные Труды ФЭИ, 1997 г., стр .42.
- Yu.E.Shvetsov, I.A.Kuznetsov, A.A.Volkov. GRIF-SM -the computer code for analysis of the severe beyond design basis accident in sodium cooled reactors. -(Ibb.8., v.2, p.2−83)
- Imke U., Struwe D., Niwa H., Caous F., Moxon D. Status of the SAS4-A-Code Development for Consequence Analysis of the Core Disruptive Accidents. In Proc. Int. Topical Meeting «Sodium cooled fast reactor safety», Obninsk, RUSSIA, 1994, v.2, p.2−242.
- Влияние типа топливной загрузки на поведение реактора типа БН-800 в аварии LOF WS. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5216, 1992.
- Активные зоны на нитридном топливе. Температурные параметры компонент твэла на разных уровнях мощности и расхода натрия. ТХС/ФЭИ, исх.№ 30−15/128 от11.09.1992.
- В.Kunzmann. EXURS ein Model zur Abschatzung des Reactorverhaltens bei Storfallrasienten. — Arbeitbericht RPT-4/89. WA DDR, ZfK, Rossendorf, 1989.
- Критериальный подход к оценке степени безопасности ядерных реакторов.- Отчет п/я Ф-7291, 1987
- А.М.Кузьмин, В. С. Окунев. Использование вариационых методов для решения задач обеспечения и обоснования безопасности реакторов, а быстрых нейтронах. М.:МИФИ, 1999.
- Ю.Е.Багдасаров, Ю. М. Ашурко., И. А. Кузнецов Роль физических характеристик безопасности быстрого реактора в ограничении последствий гипотетических аварий. Атомная энергия,(1983), т.54, вып.2, стр. 103.
- Н.Р.Planchon, J.I.Sackett, G.H.Golden, R.H.Sevy. Implications of the EBR-II Inherent Safety Demonstra tion Test. -Nucl. Eng. and Design, v. 101, № 1(1987), p.75−90, Amsterdam, North-Holland.
- А.В.Данилычев, В. И. Матвеев, Г. М. Пшакин. Эффекты реактивности в быстрых реакторах с гетерогенной активной зоной. -Вопросы атомной науки и техники, сер. Ядерные константы, вып.4(53), 1983, стр.56−63.
- А.В.Данилычев и др. Взаимосвязь теплотехнических данных и физических параметров безопасности при осуществлении принципа максимальной самозащищенности в быстрых реакторах. Препринт ФЭИ-2813, 2000 г.
- Белов С.Б., Васильев Б. А. Окись, карбид, нитрид, металл. Сравнение видов топлива по параметрам безопасности. (см. 37.).
- Г. М.Пшакин. Исследования физических вопросов безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Кандидатская диссертация, изд .ОНТИ ФЭИ, Обнинск, 1979.
- Багдасаров Ю.Е. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. -М., Атомиздат, 1969.
- В.А.Грабежной, А. В. Данилычев, Д. Г. Елистратов и др. Эффекты кинетично-сти при расчете коэффициентов реактивности в большом быстром реакторе с натриевой полостью. \ Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, вып.2, 1996.
- Расчетный анализ тяжелых аварий с кипением натрия в различных компоновках быстрого реактора большой мощности. -Отчет/ИАЭ-ФЭИ, Инв.№ 014/1−1241−90.
- P.Б.Котельников и др. Высокотемпературное ядерное топливо. М., Атомиздат, 1978.
- В.М, Мурогов, А. А. Ваньков, В. Г. Илюнин. Перспективы использования металлического топлива в быстрых реакторах. Препринт ФЭИ-1913, Обнинск, 1988.
- C.Ganduly, P. Hedge, G. Jang е.a. Development and Fabrication Pu-C-UC Fuel for the Fast Breeder Reactor in India.// Nucl. Technology, v.72,1986, p.59−69.
- А.А.Ваньков. Карбидное смешанное топливо как возможная перспектива для быстрых реакторов. Обзор, ФЭИ-0217, -М:. ЦНИИАтоминформ, 1987, 34стр.
- C.Pruner, P. Bardelle e.a. European Collaboration on Mixed Nitride Fuel. -In Proc.Int.Conf. on Fast Reactor and Ralated Fuel Cycles. Kioto (Japan), Okt.1991, v.2, p.15., 9−1.
- Быстрые реакторы с металлическим топливом: прогнозы и перспективы (Обзор по материалам зарубежных публикаций). Отчет/ФЭИ Инв.№ 7871, 1991.
- Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей по реактивности быстрых реакторов с загрузкой активной зоны нитридным топливом. Отчет/ФЭИ Инв.№ 8315, 1992.
- A.Bauer. Nitride Fuels. -J.Reactor Technology, 1972, v. 15, N.2, p.87.
- C.E.Till, Y.I.Chang, M.J.Lineberry. The IntegralFast Reactor. TNS, v.61(1990), p.449.
- M.Suzuki. Physics Aspect of the Transformation from MOX-Core to Metal Fueled Core in a Large LMR. -JALF-GKAE Seminar on Calculation an Experiments on Physical Problems of Designing FBR’s. Obninsk, Russia, 1989.
- M.Miura, T. Inagaki, M. Kuroha, T.Hida. Study on Commercial FBR Concept by Combining Innovative Technologies. Present. Paper for Japan-Russia Experts Meeting on Fast Reactors, Obninsk, Russia, 8−10 March 1995.
- P.Bergeonneau e.a. Advanced Fast Reactir core Design studies aiming at improving economy and safety. In Proc.Int.Conf.on Fast Reactor and Related Fuel Cycles. Oct., 1991, Kyoto, Japan, v. l, p.3.1−1.
- A.Padilla, Jr.S.F.Kessler e.a. Fuel Aspects of Beyond Design Basis Event Analyses for the Fast Flux Test Facility (FFTF). In Proc. of Int.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.3, p.99.
- P.Chellapandi e.a. Comparative Evaluation of Different Fuel Options for a Fast Breeder of 500 Mwe.- In Proc. of Int.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.4, p.119.
- W.D.Legget, R.D.Legget. A Decade of Progress in Fast Reactor Fuel. -In Proc. ANS Winter Meeting, Nov.10−15, 1990, Washington D.C., USA.
- В.И.Матвеев, А. В. Данилычев, И. В. Бахлаев, С. Б. Бобров, В. В. Коробейников. Проблема натриевого пустотного коэффициента реактивности в быстрых реакторах и пути ее решения. (см. 37.).
- V.I.Matveev, A.V.Danilytchev, D.G.Elistratov e.a. Studies, development and justification of core with zero sodium-void reactivity effect of the BN-800 reactor.- In
- Proc.Int.Topical Meeting «Sodium cooled fast reactor safety. Obninsk RUSSIA, Oct.3−7 1994, v.3, p.4−37.
- Расчетные исследования по определению и обоснованию основных параметров активной зоны на нитридном топливе перспективного быстрого энергетического реактора большой мощности. Отчет/ФЭИ N9868 1998 г.
- Выбор компоновки реактора типа БН-1600 с нулевым НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание.-Отчет/ ФЭИ, hhb. N6180, 1991.
- Расчетно-теоретические исследования по обоснованию концепции быстрого реактора большой мощности нового поколения. Отчет/ФЭИ, инв. N 7994,1991 г.
- Исследования активной зоны реактора типа БН-1500 с высоким выгоранием топлива и умеренными тепловыми нагрузками на твэл отчет/ФЭИ, инв.№ 9643, 1997.
- Расчетный анализ самозащищеннности к запроектным авариям ряда быстрых реакторов, отличающихся мощностью (малая, средняя, большая). Отчет/ ФЭИ, Инв.№ 9788,1998.
- Chr. Reiche. Principles of the Reactor Code System RHEIN. ZfK-286, 1975
- Б.Кунцман. Расчет эффектов реактивности с помощью теории возмущений в системе программ RHEIN.- Отчет АН ГДР, ZfK, РПТ-7/80, 1980.
- Новая библиотека групповых констант БНАБ-90, Отчет/ФЭИ, инв.№ 7656, 1989.
- Е.Ф.Селезнев. Аннотация программы SYNTEZ. //ВАНТ, сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып.6(43) с.56−58.
- В.В.Хохлов, М. Н. Николаев, М. М. Савоськин. Комплекс АРАМАКО для расчета групповых макро- и блокированных микросечений на основе 26-групповой системы констант в подгрупповом представлении. //ВАНТ Сер. «Ядерные константы», вып.8, 1972.
- С.Б.Шихов, А. Н. Шмелев. К вопросу о расчете возмущений в размерах реактора и его конфигурации. //ВАНТ, сер. «Ядерная физика низких и средних энергий. Реакторная физика», 1973, вып.2, с. 45.
- М.Н.Зизин. Расчет нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1978.
- В.В.Орлов, М.Ф.троянов, В. И. Матвеев, А. В. Данилычев и др. Эффекты реактивности в реакторе БН-350. //Атомная энергия, т.42, выи.1,1977.
- Ю.А.Казанский, М. Ф. Троянов, В. И. Матвеев, А. В. Евсеев и др. Исследование физических характеристик реактора БН-600. //Атомная энергия, т.55, вып. 1, 1983.стр.9.
- Ю.Е.Багдасаров, Ю. К. Букша, Г. М. Владыков и др. Опыт эксплуатации и подход к оценке безопасности будущих быстрых реакторов в СССР. In Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lion (FRANCE), 1982, v. l, p.1−289.
- W.Kwant et.al. PRISM Reactor Desigh and Development. Proc.Int. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Washington, USA, May 1−5, 1988.
- Общие правила безопасности атомных электростанций (ОПБ-82). Гос-проматомнадзор.
- Правила безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Госпроматомнадзор.
- В.И.Матвеев, И. В, Бахлаев, С. Б. Борбов, А. В. Данилычев, В. А. Черный. Расчетно-теоретические исследования НПЭР. -Докл.на семинаре СССР-Япония «Проблемы бридинга ядерного горючего», (июль 1988), Токио (Япония).
- А.В.Данилычев, В. И. Матвеев, Б. Ф. Шафрыгин, И. Д. Шоринова. Концепция гетерогенной активной зоны. Часть 2 параметры безопасности. -Обзор ФЭИ-0194, М., ЦНИИАтоминформ, 1984.
- K.Dobbin et al. Comparative Sodium Void Effects for Different Advanced Liquid Metal Reactor Fuel and Core Designs.-(см. 57., Y.2, p. 15.9−1).
- H.S.Khalil, R.N.Hill. Evaluation of liquid metall reactor desigh options for reduction of sodium void worth. Nucl.Sc.andEng/ (1991), v. 109, № 3.
- А.И.Новожилов, Б. Ф. Шафрыгин Применение замедлителей в быстрых реакторах, (реферативный обзор). / Препринт ФЭИ Е-21/ОБ-54, 1978.
- И.Ю.Кривицкий. Выбор и обоснование физических характеристик активной зоны реактора БН-800 с отрицательным значением натриевого пустотного эффекта. Кандидатская диссертация, изд. ОНТИ ФЭИ, 1996.
- М.М.Савоськин, Т. Б. Морозова, Е. И. Новиковская и др. Аннотация пакета программ КРАБ-1. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып.6(43), стр. 44.
- В.А.Корнеев, А. В. Жуков. Программный комплекс CAFR для расчета физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Препринт ФЭИ-2580, 1996.
- С.П, Белов, П. В. Герасимов, Ю. А. Казанский, В.И.матвеев, Г. М. Пшактн, П. Л. Тютюнников. Расчетно-экспериментальные исследования натриевого пустотного эффекта реактивности. // Атомная энергия, т.47,вып.3, 1979, стр.161−164.
- С.Б.Бобров, А. В, Данилычев, В. А. Елисеев и др. Пути развития быстрых энегретических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства. Атомная энергия, (1983), т.54, вып.4, стр. 269.
- М.В.Беляев, А. И. Воропаев. Концепция гетерогенной активной зоны в быстрых реакторах. Аналитический обзор Е-26. ОБ-63, Обнинск, 1978.
- З.Эйвери. Теория связанных реакторов. -Докл.№ 1858 на II Межд.Конф. по мирному использованию атомной энергии, Женева, 1958.
- J.Chandler, D.Marr. Design Configurations for Controlling Sodium Void Worth in Large FBR Cores. ANS Transaction, v.27, p.751.
- Физические вопросы безопасности в быстром реакторе с кольцевой гетерогенной компоновкой активной зоны. Возможности системы СУЗ. -Отчет/ФЭИ Инв.№ 3985, 1984.
- W.Barthold, J. Beitel, E. Kan, C.Tzanos. Potential and Limitation of the Heterogeneous Reactor Conceht. FNS Transaction, v.26, p.552 ,
- H.Hayashi e.a. A conceptual design study of a large FBR plant enhancing passive safety. -In Proc.Int.Meeting «Sodium cooled fast reactor safety», Obninsk, Russia, Oct.3−7,1994
- А.В.Данилычев, В. И. Матвеев, Г. М. Пшакин. Исследование параметров безопасности гетерогенной компоновки активных зон быстрых реакторов.-Докл. на советско-французском семинаре по безопасности быстрых реакторов. Обнинск, 6−8 дек., 1983.
- Takanobu К. e.a. Nuclear Technology, v.71, р.548, 1985.
- J.Cahalan, R.Wigeland. Performance of metall and oxide fuels during accidents in a large liquid metal cooled reactor. -(Ibb.37.).
- Э.Франке, К. Гертнер, Б. Кунцманн, Р. Бланк, Г. Пшакин, И.Суслов. Исследование натриевого пустотного эффекта реактивности и допплер-эффекта для реактора типа БН-1600 с различными компоновками активной зоны. -Совм.отчетФЭИ/ZfK, РТФ-2/82, Россендорф, ГДР.
- С.Б.Бобров, А. В. Данилычев, В. И Матвеев, М. Ф. Троянов и др. пути развития энергетических реакторов на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства. //Атомная энергия, т.54, вып.4, 1983.
- А.В.Данилычев, Б. Ф. Шафрыгин, С. И. Щербаков. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора. -А/с № SU 1 225 400 ioi. G21C 3/00, 1985
- Расчетные исследования физических характеристик модульного реактора с оксидным, металлическим и нитридным топливом. ТХС/ФЭИ исх.№ 3015/39 от 05.04.1989.
- А.В.Данилычев, В. И. Матвеев, А. И. Новожилов, Б. Ф. Шафрыгин.Тепловыделяющая сборка быстрого реактора. -А/с № SU 1 245 129, Kn. G21c 3/24, 1986.
- H.Hayashi e.a. A conceptual design study of a large FBR plant enhancing passive safety: -In Proc.Int.Meeting «Sodium cooled fast reactor safety», Obninsk, Russia, Oct.3−7,1994.
- T. Kawashima et al. Trends of Axially Heterogeneous LMFBR Core Performance with Reactor Size // Transactions of European Nuclear Conference: ENS'90, Lyon, France, 1990, vol.2.
- Натриевый пустотный эффект реактивности в реакторах типа БН. -Отчет ФЭИ по контракту СССР-Япония (Марубени), 1992 г.
- A.V.Danilytchev et al. LMFBR self-protection nitride core with gas or sodium bonded fuel.- In Proc. Russian-Japanese Fast Reaktor Siminar, Obninsk, Russia, 7−10Mach 1995.
- Анализ процессов повреждения активных зон реакторов типа БН и возможности образования вторичных критмасс при разрушении (расплавлении) топлива. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 7567, 1989.
- Yu.K.Buksha, A.V.Danilytchev et al. Analysis of the fast reactor core re-criticality at beyond design basis accidents.- In Proc.Int.Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. RF, Obninsk, 3−7 Oct., 1994.
- P.Anzieu, J.P.Van-Dorsselaere. Total Instantaneous Blockage Calculation with the Surfass Code for Fast Reactor Subassemblies. In Proc.Int.Conf.British Nucl.E.S. 4.06.1990, London, p.105.
- M.A.Perks e.a. State of the Art Reviewon the Mechanical Response of Fast Reactor Subassemblies in Local Accident Codition. Amsterdam, North-Holland, NE and D. 97(1986), p. 117.
- Ю.К.Букша, А. В. Данилычев, А. П. Иванов и др. Анализ запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах.- Препринт ФЭИ-2775, 1999.
- Анализ возможностей образования критических конфигураций активной зоны при запроектных авариях. Отчет/ФЭИБ Инв.№ 7870, 1991.
- Определение вероятностных ситуаций возникновения парового взрыва и исходных параметров для расчета системы расплав топлива-теплоноситель. -ТХС/ФЭИ, 1992.
- Transient and accident analysis of BN-800 type LMFR with near zero void effect./ Final report on an international benchmark programm supported by the IAEA and EC 1994−1998, IAEA-TECDOC-1139, Viena, Austria, 2000.
- С.П.Белов, В. П. Герасимов, А. В. Данилычев, В. Ф. Ефименко и др. Эффекты реактивности при моделировании расплавления топлива IAEA-SM-244/80, «Fast Reactor Physics 1979», vol.1, p.345−359, Vienna, 1980.
- О.Д Казачковский. Реакторы на быстрых нейтронах взгляд в будущее. — Атомная энергия, 1987, т. З, вып.5.
- П.Н.Алексеев, К. О. Микитюк, М. В. Цуцков. Исследование безопасности перспективны реакторов с теплоносителем на основе свинца. -Труды X ежегодной конференции Ядерного Общества России, 28 июня-2 июля 1999, Обнинск
- Б.Ф.Громов, Ю. С. Беломытцев, В. А. Губарев, А. Г. Калашников, М. П. Леончук и др. Реакторные установки, с внутренне присущей безопасностью, охлаждаемые сплавом свинец-висмут. //Атомная энергия, т.76, вып.4, стр.332−339, 1994.
- Эффекты реактивности при попадании водородосодержащих веществ в активную зону быстрых реакторов на примере БН-350. Отчет/ФЭИ ТР-1086, 1974.
- G.Ingram, D.W.Sweet. Studies of the Reactivity Effects of Hydrogeneous Material in a Sodium Cooled Fast Reactor. In Proc.Inter.Symp. Aix-en-Provence, France, 1979. IAEA-SM-244/41.
- Исследование водородного эффекта реактивности в быстрых натриевых реакторах. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 4635, Обнинск, 1986.
- M.F.Vorotynsev, A.V.Danilychev, V.I.Matveev, H.-U.Barz, B. Bomer e.a. Reactivity Effects caused by Penetration of Hydrogen into LMFBR Core. Paper from AW der DDR, Rossendorf, ZfK-708, 1990.
- Воротынцев М.Ф., Данилычев А. В., Миронович Ю. И., Стогов В.Ю., X.-У.Барц, Б. Бёмер, Э.Франке. Эффекты реактивности при попадании водородосодер
- Исследование водородного эффекта реактивности в быстрых энергетических реакторах с различными видами топлива.- Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5782, 1989.
- Расчетно-экспериментальные исследования водородного эффекта реактивности в критической сборке БФС-49−4. -Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5248дсп, 1987.
- А.Д.Франк-Каменецкий. Геометрический модуль для расчетов методом Монте-Карло. -Препринт ИАЭ-2416, М., 1974.
- Расчетно-экспериментальные исследования водородного эффекта реактивности в критической сборке БФС-49−4. Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5248, 1987.
- И.А.Кузнецов. Аварийные и переходные режимы работы в быстрых реакторах. М.:Энергоиздат, 1987.
- Y.U.Barz, U.Rode. Das Programm TEMCAL zur Bereschnung der Stationaren Temperaturferteilung in einem natriungekulten SBR.- Arbietsberict/ZfK, RPT-7/82, 1982.
- Отчет по программе KIR. Отчет/ОКБМ, инв. № 712э, 1981.
- DINROS- программа для расчета аварийных и переходных процессов в быстрых реакторах.- Отчет/ФЭИ, Инв.№ 5003, 1987.
- Расчетные оценки температурных состояний компонент твэла на основе металлического легированного и в сравнении с оксидным топливом при набросах мощности и изменении расхода теплоносителя. ТХС/ФЭИ, исх.№ 30−15/38 от 06.04.1992.
- А.В.Данилычев, С.Б.бобров, В. И. Матвеев, Б. Ф. Шафрыгин. Сравнительный анализ физических характеристик безопасности быстрого модульного реактора и реактора большой мощности. Отчет/ФЭИ, инв.6002, 1990.
- W.D.Legget, RD.Legget. A Decade of Progress in Fast Reactor Fuel. Proc. ANS Winter Meeting «LMR Progress and Promise», Washington, D.C., USA, Non. 11−15, 1990.
- Сравнительный анализ компоновок и характеристик активной зоны на нитридном топливе при использовании твэл с газовым и натриевым подслоем- отчет/ФЭИ, инв.10 361,2000.
- 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.№ 8947,1994.
- Yoshio Watari. Study on high burnup and long operating cycle core concepts for large LMFRs. Proc. JAIF-GKAE Sem. On Calculation and Experimenst on Physical Problems of Designing FBRs, Obninsk, July, 1989, Text of Japanese Presentations, p. 2.1−2-27.
- K.Kawashima e.a. Study of the advanced design for axially heterogeneous LMFBR cores. (ibb. 57.).
- Доплеровская компонента реактивности обратной связи при реализации принципа самозащищенности большого быстрого реактора (сопоставление оксидной и нитридной загрузок). ТХС/ФЭИ, исх.№ 29−19/97 от 29.09.2000 г.
- В.В.Наумов, В. В. Орлов, В. С. Смирнов. Топливный баланс ядерной энергетики с быстрыми реакторами без уранового бланкета. //Атомная энергия, т.76, вып.4,1994, стр.349−350.
- Сравнение характеристик безопасности реакторов типа БН-800 и EFR, предназначенных для выжигания плутония. Отчет/ФЭИ, Инв.9353, 1996.
- D.G.Elistratov, A.V.Danilytchev, V.Yu.Stogov. Fast Plutonium Reactors. Self-Protection principle realisation. //Trans.Int.Forum «Yuoth and the Plutonium Challenge», Obninsk, Russia, July 5−10, 1998.
- А.В.Данилычев, В. Ю. Стогов и др. Влияние точности расчета доппле-ровской компоненты ТКР на обоснование безопасности быстрых реакторов.- В сб. трудов семинара к 30-летию реактора БОР-бО, Димитровград, ноябрь 1999.
- Пшакин Г. М. Анализ экспериментов по измерению Доплер-эффекта в реакторе SEFOR. //ВАНТ серия «Ядерные константы», вып. 21, 1976.
- Б.Д.Абрамов. О связи эффектов реактивности в кинетической и диффузионной теориях возмущений. II Атомная энергия, т.84, вып.2, стр.98−102, 1998.
- Пространственные распределения эффективностей компонент активной зоны для анализа эффектов реактивности от изгибов ТВС реактора БН-800 в нестационарных температурных полях.-ТХС/ФЭИ, исх.№ 30−13/48 от28.05.1992.
- А.С.Серегин. Частное сообщение.
- С.П.Белов, П. В. Герасимов, В. А. Грабежной, А. В. Данилычев и др. Исследование натриевого пустотного эффекта реактивности на модели гетерогенной активной зоны большого быстрого реактора. //ВАНТ сер. «Ядерные константы» вып.4, 1990, стр. 82.
- А.С.Серегин. Аннотация программы ТРИГЕКС для малогруппового нейтрон-но-физического расчета реактора в трехмерной геометрии // ВАНТ, Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып.4(32), 1983.