Обоснование использования уран-эрбиевого топлива РБМК и сопровождение его внедрения на АЭС

U-Pu

U-Pu + эрбий

U-Pu + европий

Содержание поглотителя,%

0

0

0.6

0.7

1.0

0.08

0.10

0.12

Содержание плутония,%

0

1.6

1.8

2.0

2.4

1.8

2.0

2.4

Выгорание, МВтсут/кг

21.8

20.7

18.0

19.9

22.9

17.6

19.0

23.3

K_R

1.46

1.77

1.49

1.49

1.47

1.49

1.48

1.49

Доля запазд. нейтронов, 10^-2

0.58

0.47

0.40

0.39

0.37

0.39

0.38

0.37

,

0.5

1.4

-2.2

-2.8

-4.4

-0.6

-1.3

-2.5

_ТВС ,

0.2

2.0

-0.8

-1.1

-1.8

0.5

0.1

-0.5

_W , 10^-4/МВт

-2.0

-2.1

-5.5

-6.2

-7.7

-4.0

-4.6

-5.8

_АЗ,

9.0

10.2

11.3

11.4

11.6

11.1

11.6

11.5

Подкритичность (гор.), %

2.5

3.3

2.1

1.7

1.2

2.1

2.5

1.9

Подкритичность (хол.), %

2.5

5.8

3.6

3.0

1.9

4.8

5.1

4.1

И эрбий и европий позволяют поддерживать радиальную неравномерность энерговыделения (K_R) в допустимых пределах, но европий является более предпочтительным, т.к. при его добавлении в топливо паровой и быстрый мощностной коэффициенты реактивности ближе к освоенным диапазонам (не столь отрицательные), а подкритичность выше. Оценки показывают, что при полном переводе РБМК-1000 на уран-плутониевое топливо можно сжигать до 1т оружейного плутония в год на одном блоке.

В пятой главе исследуются возможности повышения эффективности топливного цикла РБМК за счет повторного использования (дожигания) топлива. Рассмотрен весь жизненный цикл реактора, начиная с его начальной загрузки и кончая выводом из эксплуатации.

Переходный период от начальной загрузки до выхода в стационарный режим перегрузок

В начальной загрузке РБМК для компенсации избыточной реактивности используются ДП. В переходном периоде после их выгрузки вначале выгружается топливо, не достигшее проектной глубины выгорания, которое можно вернуть в реактор для дожигания. Было получено аналитическое решение для изменения скорости перегрузки топлива в переходном периоде и распределения выгорания в выгруженном топливе. Показано, что общая потеря в энерговыработке за переходный период по сравнению со стационарным режимом составляет 11.7% от энерговыработки одной полной загрузки, что эквивалентно перерасходу около 200 свежих ТВС.

С использованием метода интегрального нейтронного баланса (С.М.Фейнберг) оценивалась максимально возможная экономия свежего топлива при повторном использовании недогоревшего топлива. Показано, что для получения максимального эффекта экономии все топливо (повторно используемое и свежее) должно выгореть до одинакового уровня, несколько меньшего, чем в стационарном режиме перегрузки. Выгорание выгружаемого топлива зависит от соотношения количества повторно используемого и свежего топлива и определяется из интегрального нейтронного баланса. Часть нейтронов в переходном периоде безвозвратно теряются в ДП. Связанные с этим потери составляют для рассмотренной модели 6.5% от полной загрузки. Следовательно максимально возможный эффект от дожигания топлива составляет 5.2%.

Метод интегрального нейтронного баланса дает лишь максимальную оценку эффекта и не позволяет определить конкретного оптимального режима загрузки топлива повторного использования (ПИ). Условие поддержания критичности реактора накладывает определенные ограничения на возможные режимы дожигания и не позволяет дожечь топливо до одинаковой глубины выгорания, т.е. достичь максимального эффекта. Тем не менее, с помощью данного метода можно, во-первых, получить предельную оценку эффекта, а во-вторых, выявить некоторые черты оптимального режима, например, условие - не пережигать топливо выше определенного уровня.

Для определения конкретного вида оптимального режима дожигания топлива в переходном периоде решалась оптимизационная задача нелинейного программирования. Переменная скорость загрузки топлива ПИ представлялась в виде полиномиальной зависимости от времени, например: . Момент начала дожигания T_R и коэффициенты полинома , , … рассматривались в качестве компонент вектора управления . Минимизируемым функционалом являлся полный расход топлива за период до выхода в стационарный режим перегрузки. Задача решалась методом сопряженных направлений Пауэла. Характер оптимального режима приведен на рис.22. (R - количество возвращаемого топлива в долях от полной загрузки).

Размещено на http://www.allbest.ru/

1

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис.22. Оптимальная скорость возврата топлива (1 - возвращается все топливо, выгруженное к моменту T_R, 2- возвращается 70% топлива)

Максимальный эффект экономии составил 5% от полной загрузки, или 83 свежие ТВС. Полученный эффект близок к предельному, определенному методом интегрального нейтронного баланса.

Повторное использование топлива, выгруженного в период работы с ДП

В активной зоне с определенным количеством поглотителей (ОЗР на стержнях регулирования и ДП) среднее выгорание выгружаемого топлива определяется интегральным нейтронным балансом. В период работы реакторов РБМК с ДП в активной зоне топливо выгружалось с выгоранием меньше проектного из-за дополнительных потерь нейтронов. Так, топливо 2%-го обогащения вместо 2021 МВтсут/кг выгружалось при выгорании 15 МВтсут/кг. Топливо 2.4%-го обогащения выгружалось при выгорании 2122 МВтсут/кг, хотя в реакторе без ДП могло бы достичь выгорания 27 МВтсут/кг. Топливо, выгруженное в период работы с ДП, в современных условиях, когда ДП практически выгружены, имеет потенциал для повторного использования.

Рассматривались возможности повторного использования топлива без эрбия, выгруженного в период работы реакторов с ДП. Было установлено, что равномерная загрузка ТВС ПИ совместно в ЭТВС во всю активную зону дает небольшой эффект экономии свежего топлива (2%). Гораздо более эффективно размещение повторно используемого топлива на периферии реактора в крайних 23 рядах (ограничивающим число рядов фактором является рост радиального коэффициента неравномерности энерговыделения). В этом случае эффект экономии может составить 5% и более. Увеличение экономии объясняется уменьшением радиальной утечки нейтронов при размещении выгоревшего топлива на периферии. На периферии можно размещать более выгоревшее топливо, загрузка которого в зону плато не дала бы эффекта или даже привела бы к потерям. Дополнительными преимуществами размещения дожигаемого топлива на периферии являются: уменьшение темпа перегрузок и более щадящие условия эксплуатации.

Поскольку периферия заполняется топливом повторного использования постепенно, существует довольно длительный период перехода к новому стационарному режиму. Всего за 3000 суток работы можно сэкономить 300 свежих ЭТВС. Загрузку топлива ПИ на периферию можно использовать для решения проблемы роста кампании уран-эрбиевого топлива при повышении обогащения. Среднее время пребывания топлива 2.4%-го обогащения в реакторе равно примерно 4.5 года, а при переходе на обогащение 2.8% увеличится почти до 6 лет. На периферии такое топливо может задержаться на 10 лет и более. Туда желательно загружать ОТВС повторного использования.

Использование топлива, выгруженного из реактора 1-го блока ИАЭС.

Реактор 1-го блока Игналинской АЭС был остановлен в конце 2004. В реакторе осталось значительное количество слабо выгоревшего топлива. Технически возможна перевозка топлива и его дожигание в реакторе 2-го блока ИАЭС. Задача о выборе оптимального режима дожигания была сформулирована автором и решалась совместно с сотрудниками.

В результате расчетов был найден оптимальный режим загрузки отработавших ТВС (ОТВС) из 1-го блока во 2-ой с учетом его предполагаемой остановки в конце 2009 года. Для дожигания в реакторе 2-го блока было отобрано 1000 топливных сборок. Увеличение числа дожигаемых сборок свыше 1000 слабо влияет на экономию свежих ТВС (СТВС), но приводит к заметному ускорению темпа перегрузок, а уменьшение - к недоиспользованию потенциала топлива 1-го блока. Оптимальным режимом является поочередная загрузка наиболее и наименее выгоревших ОТВС из числа отобранных для дожигания, чередуемая с загрузкой СТВС в соотношении близком к 1ОТВС:1СТВС. ОТВС с энерговыработкой более 900 МВтсут загружаются в 3 периферийных ряда.

Оптимальный режим дожигания, на который был получен патент, обеспечивает равномерный темп перегрузок, плавное изменение свойств активной зоны, поддержание характеристик, определяющих безопасность, в допустимых пределах. Расчеты показали, что можно сэкономить около 600 СТВС, что в денежном выражении составляет примерно 50 млн $. На основе расчетов была подготовлена программа дожигания топлива из 1-го блока на 2-ом блоке ИАЭС, которая осуществляется в настоящее время.

Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК-1000 из эксплуатации

Несмотря на продление срок службы реакторов РБМК-1000 на 15 лет, наступит время, когда-то они начнут выводиться из эксплуатации. В отличие от Игналинской АЭС на Российских АЭС большее число реакторов, а значит и больше возможностей для оптимизации расхода топлива. Была сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе нескольких реакторов (АЭС) из эксплуатации. Периоды между остановками реакторов задавались как внешние условия. Предполагалось, что они примерно соответствуют временным интервалам между пусками реакторов одной АЭС в эксплуатацию (24 года). Оптимизируемым функционалом являлся общий расход свежего топлива за весь период вывода АЭС из эксплуатации. Накладывались ограничения на темп перегрузок, время между остановкой реактора, началом и концом выгрузки из него топлива для повторного использования, величину парового коэффициента реактивности. Естественным условием является поддержание критичности работающих реакторов. Схема движения дожигаемого топлива представлена на рис.23 (N_i - число дожигаемых ОТВС из i-го блока).

Размещено на http://www.allbest.ru/

1

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис.23. Схема движения дожигаемого топлива

В качестве параметров управления рассматривались: _ij - доли топлива (от N_i), перегружаемые из i-го в j-й реактор и - доля сборок с наименьшим выгоранием при загрузке очередной партии ОТВС. Предполагается, что поочередно перегружаются наиболее и наименее выгоревшие ОТВС из N_i.

Обозначим: G - расход свежего топлива (оптимизируемый функционал); B_m - максимальная глубина выгорания дожигаемого топлива; v - скорость перегрузок; _ij - доля ОТВС в топливе, загружаемом в j-й реактор на i -ом этапе (i=1,2,3, j=2,3,4), 1-_ij -доля СТВС. Оптимизационная задача формулируется следующим образом. Необходимо найти вектор управления =(u₁,u₂,u₃,u₄)= =(,₁₂,₁₃,₂₃), минимизирующий функционал G(), причем компоненты вектора управления и другие переменные должны удовлетворять следующим условиям и ограничениям: 0u_i1, 0_ij1, u₁+u₂+₁₄=1, u₃+₂₄=1, критичность =, скорость перегрузки vV_m, глубина выгорания дожигаемого топлива BB_m. Загрузка и выгрузка топлива и поддержание критичности каждого реактора моделировались в точечном приближении.

Была написана программа расчета G, на вход которой подавались компоненты вектора . Для заданных значений u_i определялся обмен топливом между реакторами и его выгорание с учетом приведенных выше условий и ограничений. Поиск оптимального вектора осуществлялся последовательными шагами. Задавалось некоторое начальное значение вектора ₀. Определялись значения G в ближайшей окрестности ₀ с шагом u по всем компонентам u_i. Выбиралась точка с минимальным значением G, и процесс повторялся. Для того, чтобы избежать попадания в локальные минимумы, менялся шаг u, и поиск осуществлялся из разных начальных точек. Рассматривалось уран-эрбиевое топливо 2.8%-го обогащения.

Моделирование последовательной остановки реакторов с интервалом 3 года показало, что наименее эффективен режим последовательной перегрузки ОТВС в реактор, который будет выводиться следующим и подпитки остальных работающих реакторов свежим топливом. Значительно бульшую экономию можно получить, распределяя ОТВС остановленного реактора между продолжающими работать блоками. Эффект оптимизации может составить от 60 до более 450 СТВС, в зависимости от того, насколько «разумно» первоначально выбран режим дожигания из «логических» соображений, а общий эффект от дожигания может достигать 17501850 СТВС, в зависимости от времени выдержки топлива перед перевозкой с блока на блок. Имеет смысл дожигать топливо с выгоранием не более 80% от проектного. Дожигание надо вести таким образом, чтобы после остановки всех реакторов различие в выгорании всего топлива (дисперсия) было минимальной.

На примере Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС оценен максимальный эффект от дожигания топлива из остановленных блоков в продолжающих работать реакторах. Предполагалось, что блоки будут останавливаться с такими же интервалами, с какими вводились в эксплуатацию. Выдержка топлива перед его возвратом в реактор составляла 1.5 года. Учитывалось ограничение на паровой коэффициент реактивности. Показано, что в оптимальном режиме на ЛАЭС и КАЭС можно сэкономить 1400 СТВС. Однако, если отсрочить остановку последнего реактора на 1.5 года, можно дополнительно сэкономить еще 400 СТВС. Увеличение интервала позволяет дожечь практически все ОТВС с подходящей глубиной выгорания в последнем реакторе. На Смоленской АЭС, имеющей 3 блока, в оптимальном режиме дожигания можно сэкономить около 1200 СТВС.

Таким образом, выводимые из эксплуатации реакторы РБМК содержат значительное количество топлива, которое можно дожечь в других реакторах той же АЭС, причем имеет смысл поиск оптимального режима перегрузок.

Заключение

Основные результаты работы сводятся к следующему.

На единой методической основе проанализированы различные способы уменьшения парового эффекта реактивности РБМК. Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.

Проведенные исследования позволили выбрать оптимальный способ (добавление выгорающего поглотителя в топливо) и оптимальный поглотитель (эрбий), одновременно повышающий безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Данное техническое решение предложено впервые и не имеет аналогов.

Выполнены расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности РБМК. Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.

Обеспечено научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, подготовку обоснований безопасности загрузки уран-эрбиевого топлива на блоках АЭС с РБМК, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива. В частности, исследовано влияние эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.

Рассмотрены возможности дальнейшего улучшения характеристик РБМК путем повышения обогащения и содержания эрбия и их высотного профилирования.

Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. В этом случаев в качестве оптимального выгорающего поглотителя предложен европий.

На единой теоретической основе (метод интегрального нейтронного баланса) рассмотрены задачи оптимизации повторного использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК. Показаны возможности экономии свежего уран-эрбиевого топлива при повторном использовании топлива, выгруженного до внедрения эрбия.

Разработан и внедрен режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.

Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК-1000 из эксплуатации.

Все результаты исследований и предложенные технические решения являются новыми и оригинальными, что подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.

Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава внедрено на всех энергоблоках с реакторами РБМК. C 1995 года накоплен большой опыт его эксплуатации, подтвердивший прогнозируемые характеристики, и доказавший работоспособность и высокую эффективность этого топлива. По всем параметрам уран-эрбиевое топливо превосходит обычное из двуокиси урана (глубина выгорания, надежность, эксплуатационные характеристики). Его использование, кроме повышения безопасности, надежности и экономичности, позволило:

обеспечить выполнение других мероприятий, проводимых на реакторах РБМК (усовершенствование стержней регулирования, внедрение второй системы останова),

решить проблему быстрого заполнения бассейнов выдержки и хранилищ отработавшим топливом,

сократить время простоя реактора после вынужденной остановки,

поставить задачу повышения единичной мощности блока на 510%.

Разработанная автором последовательность перегрузки ТВС из остановленного 1-го блока Игналинской АЭС во 2-ой блок для их дожигания применяется в настоящее время.

Внедрение предложенного автором уран-эрбиевого топлива существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК. Внедрение режимов оптимального дожигания топлива также дает большой экономический эффект за счет экономии свежего топлива.

Основные положения диссертации изложены в следующих работах

Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Федосов А.М. Совершенствование топливной загрузки РБМК. - Атомная энергия, 1991, т.71, вып.1, с.3-8.

Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов А.М. Использование выгорающих поглотителей в РБМК. - Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.344-345.

Федосов А.М. Влияние выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. - Атомная энергия, 1993, т.75, вып.1, с.67-69.

Афанасьева А.А., Федосов А.М., Дондерер Р., Эренштайн Д., Лиерман Р., Шумахер О., Циггель Х. Анализ аварии на Чернобыльской АЭС с учетом разрушения активной зоны. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.2, с.87-92.

Шевалдин В.Н., Негривода Г.П., Воронцов Б.А., Роботько А.В., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов А.М.,Тишкин Ю.А., Новиков В.Г., Панюшкин А.К., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Бибилашвили Ю.К., Ямников В.С. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на Игналинской АЭС. - Атомная энергия, 1998, т.85, вып.2, с.91-97.

Балыгин А.А., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов А.М. Использование смешанного уран-плутониевого топлива в РБМК с разными выгорающими поглотителями. - Атомная энергия, 1999, т.86, вып.3, с.163-167.

Бурлаков Е.В., Балыгин А.А., Краюшкин А.В., Федосов А.М., Царева С.М. Глубина йодной ямы в РБМК на уран-эрбиевом топливе. - Атомная энергия, 2002, т. 93, вып.2, с. 83-87.

Быстриков А.А., Егоров А.К., Иванов В.И., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов А.М., Купалов-Ярополк А.И., Панин В.М., Черкашов Ю.М. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000. - Атомная энергия, 2006, т.100, вып.3, с.165-170.

Федосов А.М. Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации. - Атомная энергия, 2007, т.102, вып.5, с.284-290.

Аден В.Г., Петров А.А., Купалов-Ярополк А.И., Коваленко Е.К., Северинов Д.В., Панин В.М., Федосов А.М., Краюшкин А.В., Бурлаков Е.В. Повышение эффективности использования топлива в РБМК-1000. - Атомная энергия, 2007, т.103, вып.1, с.50-55.

Наумов В.И., Федосов А.М. Методика расчета эффектов реактивности с использованием трехмерной модели макроячейки. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып. 8(45), с.20-22.

Наумов В.И., Федосов А.М., Юрова Л.Н. О чувствительности паровой составляющей мощностного коэффициента реактивности к изменению расхода теплоносителя через каналы с различной глубиной выгорания топлива. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1984, вып. 8(45), с.24-29.

Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов А.М. Пути модернизации активной зоны реакторов РБМК. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1992, вып. 4, с.19-21.

Крамеров А.Я., Кватор В.М., Кобзарь Л.Л., Федосов А.М., Николаев В.А., Рябов А.Н., Поляков В.К. Возможности создания ТВС с пониженными температурами и выходами летучих продуктов двуокисного топлива и сниженным паровым эффектом реактивности. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1998, вып.1, с.80-87.

Panushkin A.K., Krajushkin A.V., Phedosov A.M., Nickolaev V.A., Kupalov-Yaropolk A.I. Adding erbium to increase RBMK safety. - Nuclear Engineering International, November 1995, p.40-41.

Воронцов Б., Кривошеин Г., Юркявичус А., Федосов А., Краюшкин А. Усовершенствование активных зон реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС. Внедрение уран-эрбиевого топлива. - Energetika (Lietuvos mokslш akademija), 2007, Nr.1, p.45-49.

Бурлаков Е.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В., Кузьмин А.Н., Романенко В.С., Федосов А.М. Нейтронно-физические исследования по повышению безопасности реакторов РБМК. - Сборник научных трудов ИАЭ им. Курчатова, 1989, с.24-28.

Наумов В.И., Федосов А.М. Оптимизация мощностного коэффициента реактивности канального кипящего реактора. - Математические модели ядерно-энергетических установок (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.56-60.

Наумов В.И., Федосов А.М. Об одном из способов улучшения парового коэффициента реактивности канального кипящего реактора. - Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1983, с.75-79.

Федосов А.М. Оптимизация переходного периода реактора с непрерывной перегрузкой топлива. - Моделирование и исследование нейтронно-физических процессов в ядерно-энергетических установках (МИФИ). М.: Энергоатомиздат, 1991, с.88-95.

Babaytsev M.N., Fedosov A.M., Glembotsky A.V., Krayushkin A.V., Kubarev A.V., Romanenko V.S. The STEPAN Code for PBMK Reactor Calculation. - Preprint IAE-5660/5, 1993, 17 pp.

Balygin A.A., Davidova G.B., Fedosov A.M., Krayushkin A.V., Tishkin Yu.A., Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.A. Use of Uranium-Erbium and Plutonium-Erbium Fuel in RBMK Reactors - In: Safety Issues Associated with Plutonium Involvement in the Nuclear Fuel Cycle, Moscow, Russia, 2-6 September 1997, Kluwer Academic Publishers, 1999, p.121-130.

Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.,A., Panushkin A.K., Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Yamnikov V.S. Upgrading of RBMK Fuel Assembly Design and Production Technology. - In Proceedings of ICONE-4, March 1996.

Cherkashov Yu.M., Fedosov A.M., Kupalov-Yaropolk A.I., Nikolaev V.A., Panushkin A.K. RBMK Fuel Assemblies: Current Status and Perspectives. - IAEA Proceedings of a Technical Committee Meeting on Water Channel Reactor Fuel. Vienna, December 1996.

Габараев Б.А., Черкашов Ю.М., Купалов-Ярополк А.И., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов А.М., Бибилашвили Ю.К., Ямников В.С., Межуев В.А., Панюшкин А.К. Разработка и эксплуатация активных зон реакторов РБМК с уран-эрбиевым топливом. - Сборник докладов на международную конференцию «Атомная энергетика на пороге ХХI века», г.Электросталь, 8-10 июня 2000 г., с.201-206.

Купалов-Ярополк А.И., Черкашов Ю.М., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Федосов А.М., Черников О.Г. Перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо. Современный уровень и перспективы. - Там же, с.207-213.

Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов А.М. Перспективы совершенствования активных зон с уран-эрбиевым топливом для РБМК. - Материалы научно-практического семинара “Опыт эксплуатации, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК. Состояние и перспективы”, г. Электросталь, 23-25 апреля 2003 г. - с.93-100.

Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Федосов А.М. Экономический эффект от использования уран-эрбиевого топлива в РБМК. - Там же, с.31-37.

Межуев В.А., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А., Краюшкин А.В., Федосов А.М. Разработка и стратегия внедрения уран-эрбиевого топлива для реакторов РБМК. - Тезисы докладов международной конференции ”Состояние и перспективы развития производства топлива для атомных электростанций”, Усть-Каменогорск, декабрь 1997.

Панюшкин А.К., Черкашов Ю.М., Николаев В.А., Купалов-Ярополк А.И., Рослов Г.И., Краюшкин А.В., Федосов А.М., Балыгин А.А., Бурлаков Е.В. Пути дальнейшего улучшения топливных характеристик активных зон РБМК. - Там же.

Федосов А.М. Совершенствование активной зоны РБМК. Современные мероприятия и перспективы. - Материалы семинара МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК». Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.

Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Тишкин Ю.А., Федосов А.М. О влиянии конструкции стержней СУЗ и дополнительных поглотителей на коэффициенты и эффекты реактивности реактора РБМК. - Нейтронно-физи-ческие проблемы безопасности ядерно-энергетических установок. Тезисы докладов VI Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 1989 г. М: ЦНИИатоминформ, 1989, с.70-72.

Давыдова Г.Б., Кватор В.М., Федосов А.М. Анализ возможностей повыше-ния безопасности действующих реакторов РБМК. - Там же, с.173-175.

Fedosov A.M., Krayushkin A.V., Novikov V.G., Tishkin Yu.A., Kupalov-Yaropolk A.I. Analysis of Neutronic Characteristics of RBMK Core with Uranium-Erbium Fuel. - Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок. Тезисы докладов IX семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 1995 г., Т.1 - М.: МИФИ, 1995, с.229-231.

Балыгин А.А., Краюшкин А.В., Федосов А.М. Возможности утилизации плутония в РБМК с применением эрбия. - Эффективность и безопасность топливных циклов ядерной энергетики на основе плутония. Материалы X Международного семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 1997 г. - М.: МИФИ, 1997, с.31-34.

Давыдова Г.Б., Краюшкин А.В., Тишкин Ю.А., Федосов А.М. Расчеты решеток РБМК с уран-эрбиевым топливом по программе MCNP. - Там же, с.72-74.

Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов А.М., Купалов-Ярополк А.И., Николаев В.А. Использование уран-эрбиевого топлива в реакторах РБМК. - Там же, с.75-77.

Краюшкин А.В., Федосов А.М., Купалов-Ярополк А.И. Пути совершенствования активной зоны реакторов РБМК с уран-эрбиевым топливом. - Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом. Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 2000 г., с.17-19.

Гарусов Ю.В., Черников О.Г., Купалов-Ярополк А.И., Краюшкин А.В.. Федосов А.М., Тишкин Ю.А. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на ЛАЭС. - Там же, с.20-23.

Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов А.М., Купалов-Ярополк А.И. Уран-эрбиевое топливо РБМК. Современное состояние и перспективы. - Физические проблемы эффективного и безопасного использования ядерных материалов. Материалы XII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 2002 г., с.88-92.

Гольцев А.О., Краюшкин А.В., Федосов А.М. О возможности существенного повышения глубины выгорания топлива в РБМК. - Там же, с.148-149.

Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Федосов А.М. Минимизация утечки нейтронов в РБМК за счет дожигания отработавшего топлива. - Там же, с. 150-151.

Балыгин А.А., Краюшкин А.В., Федосов А.М., Царева С.М. Влияние уран-эрбиевого топлива на характеристики ксеноновых переходных процессов в РБМК. - Там же, с. 152-154.

Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А., Федосов А.М. Профилирование топлива РБМК. - Топливные циклы АЭС: экономичность, безопасность, нераспространение. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября 2004 г. М.: МИФИ, 2004, с.32-34.

Давыдова Г.Б., Захарова Л.Н., Краюшкин А.В., Новиков В.К., Федосов А.М. Оптимизация перегрузок в РБМК на уран-эрбиевом топливе. - Физические проблемы топливных циклов ядерных реакторов. Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября 2006 г. М.: МИФИ, 2006, с.67-69.

Гераскин И.Н., Новиков В.Г., Федосов А.М. Исследование характеристик РБМК с уран-плутониевым топливом. - Там же, с.76-77.

Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Федосов А.М., Ушпурас Е., Римкявичус С., Кривошеин Г.С. Оптимальное дожигание топлива 1-го энергоблока в реакторе 2-го энергоблока Игналинской станции. - Там же,c.100-102.

Размещено на Allbest.ru

...