Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Список литературы - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

1. Комплексная программа научно-технического прогресса стран —членов СЭВ до 2000 года // Известия. 1985. 19 дек.
2. Основные положения Энергетической программы СССР на длительную перспективу М.: Политиздат, 1984.
3. Петросьянц А. М. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР. 4-е изд. М.: Атомиздат, 1979.
4. Опыт эксплуатации АЭС и пути дальнейшего развития атомной энергетики // Труды юбилейной конференции. Обнинск, 25 — 27 июня 1974.
5. Эксплуатация реакторных установок Нововоронежской АЭС / Ф. Я. Овчинников, Л. М. Воронин, Д. И. Голубев и др. М.: Атомиздат, 1972.
6. Маргулова Т. X. Атомные электрические станции. Учеб, пособие 4-е изд. М.: Высшая школа, 1984.
7. Десятилетний опыт эксплуатации Нововоронежской АЭС. Материалы научнотехнической конференции. Сентябрь. 1974. Нововоронеж.
8. Дорощук В. Е. Реакторы для атомных электростанций. М.: Атомиздат. 1977.
9. Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР, М.: Атомиздат, 1977.
10. Проектирование атомной электростанции с блоками ВВЭР мощностью 1 млн. кВт / В. М. Беркович, Ю. П. Калошин, В. П. Татарников и др. // Теплоэнергетика. 1974. № 4. С. 18.
11. Опыт создания, эксплуатации и пути совершенствования АЭС с ВВЭР // Докл. на Международной конференции по опыту, накопленному в ядерной энергетике. Вена, 13 —17 сент. 1982. / Ф. Я. Овчинников, Ю. В. Марков, Ю. В. Вихорев и др. Вена: IAEA —CN —42/383.
12. Экономичность и безопасность атомных электростанций (реакторы ВВЭР): Учеб, пособие / Г. Аккерман, Э. Адам, Л. П. Кабанов и др. / Под ред. Т. X. Маргуловой. М.: Высшая школа. 1984.
13. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. Изд. 2-е, перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1985.
14. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы: Учебник для техникумов. Изд. 3-е М.: Атомиздат, 1975.
15. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1979.
16. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: Учеб, пособие для вузов / Г. Г. Бартоломей. Г. А. Бать, В. Д. Байбаков и др. / Под ред. Г. А. Батя. Μ. М.: Энергоиздат, 1982.
17. Физика ядерных реакторов: Справочник. Пер. с англ. / Под ред. И. А. Стенбо- ка. М.: Атомиздат. 1964.
18. Власов Н. А. Нейтроны. М.: Наука, 1971.
19. Гордеев И. В., Кардашев, Д. А., Малышев А. В. Ядерно-физические константы: Справочник. М.: Госатомиздат, 1963.
20. Федоров Н. Д. Краткий справочник инженера-физика. М.: Госатомиздат, 1961.
21. Справочник по ядерной физике: Пер. с англ. / Под ред. Л. А. Арцимовича. М.: Физматгиз, 1963.
22. Горбачев В. М., Замятин Ю. С., Лбов А. А. Взаимодействие излучений с ядрами тяжелых элементов и деление ядер. М.: Атомиздат. 1976.
23. Горбачев В. М., Замятин Ю. С., Лбов А. А. Основные характеристики изотопов тяжелых элементов. Справочник, изд. 2-е. М.: Атомиздат. 1975.
24. Кривохатский А. С•, Романов Ю. Ф. Получение трансурановых и актиноидных элементов при нейтронном облучении / Под ред. В. М. Вдовенко. М.: Атомиздат, 1970.
25. Гусев Н. Г., Дмитриев Π. П. Радиоактивные цепочки: Справочник. М.: Атомиздат, 1978.
26. Грешилов А. А., Колобашкин В. М., Дементьев С. И. Продукты мгновенного деления 25sU, 238U, 239Pu в интервале 0— 1 ч.: Справочник. М.: Атомиздат, 1969.
27. Химия долгоживущих осколочных элементов / Η. М. Синицин, Г. В. Корпусов, Л. М. Зайцев и др. / Под ред. акад. А. Б. Николаева. М.: Атомиздат, 1970.
28. Галанин А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Изд. 2-е. М.: Атомиздат. 1959.
29. Хайд Э., Перлман И., Сиборг Г. Ядерные свойства тяжелых элементов. Вып. 1. Трансурановые элементы: Пер. с англ. / Под ред. Г. Н. Флерова. М.: Атомиздат, 1967.
30. Биологическая защита ядерных реакторов: Справочник. Пер. с англ. / Под ред. Ю. А. Егорова. М.: Атомиздат. 1965.
31. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов: Пер. с англ. / Под ред. В. А. Кузнецова. М.: Атомиздат. 1967.
32. Атлас спектров γ-лучей радиационного захвата тепловых нейтронов. Ч. I, Z^46 / Л. В. Грошев, А. М. Демидов, В. И. Пелехов и др. Изд. ИАЭ. М.: 1966.
33. Нововоронежская АЭС. Справочно-информационные материалы / Под ред. Ф. Я. Овчинникова. Воронеж: Центрально-Черноземное книжное издательство, 1979.
34. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов.: Пер. с англ. М.: Изд-во иностр. лит., 1954.
35. Мегреблиан Р., Холмс. Д. Теория реакторов.: Пер. с англ. / Под ред. П. А. Гаврилова. М.: Госатомиздат, 1962.
36. Ломакин С. С., Панфилов Г. Г. Экспериментальные данные о спектре тепловых нейтронов в реакторах с водяным замедлителем. // Атомная энергия. 1973. Т. 34. Вып. 2. С. 117.
37. Сидоренко В. Д. Расчет критичности и выгорания решеток со слабообогащенным топливом и легководным замедлителем // Препринт ИАЭ—1434. М., 1967.
38. Савчук Ю. И. Одногрупповой расчет коэффициентов реактивности реактора, времени жизни мгновенных нейтронов и эффективной доли запаздывающих нейтронов. Программа КР // Препринт ИАЭ—2158. М.: 1971.
39. Мысенков А. И. МОСТ-7 — программа для расчета нестационарных режимов АППУ с ВВЭР // Препринт ИАЭ —3088. М., 1979.
40. Curlee N. J. Nonseparable Space — Time Transients Resulting from Changes in Inlet Coolant Temperature // Nucl. Sci. and Eng. 1959. V.I.P.1 —10.
41. Технология реакторов. Вып. 3. ЦНИИатоминформ. М.: Атомиздат, 1972.
42. McFarlane A. Physics of Operating Pressurised Water Reactors II Nucl. App. and Technol. 1970. V. 9. P. 634 — 639.
43. Осташенко В. Ф., Бумблис И. И., Алпатов А. М. Некоторые вопросы безопасности АЭС с ВВЭР. Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение. (Тр. Научно-технической конференции СЭВ. Ульяновск 5 —10 октября 1970 г.) Т. 1. М.: Изд. СЭВ. 1971. С. 201.
44. Физические исследования реактора ВВЭР Нововоронежской АЭС. Доклад № 585 (СССР), представленный на Третью международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964 / Л. В. Комиссаров, Г. Л. Лунин, А. Н. Новиков и др.
45. Боланд Дж. Приборы контроля ядерных реакторов (внутризонные): Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1973.
46. Владимиров В. И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. Изд. 2-е. М.: Атомиздат. 1976.
47. Беркович В. М., Горохов В. Ф., Татарников В. П. О возможности регулирования мощности энергосистемы с помощью атомных электростанций // Теплоэнергетика. 1974. № 6. С. 16.
48. Голянд Л. Н. Анализ и синтез системы управления энергоблока с реактором ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Динамика ядерных энергетических установок. Вып. 1. М.: Атомиздат. 1971. С. 91.
49. Исследование эксплуатационных характеристик работы установки по очистке теплоносителя / И. М. Плотников, А. П. Пресняков, В. Г. Лучкин, В. В. Никулин // См. [7]. С. 132.
50. Игнатенко Е. И., Пыткин Ю. Н. Маневренность атомных энергоблоков с реакторами типа ВВЭР. М.: 3HeproaVoMH3flaT, 1985.
51. Рудик А. П. Ядерные реакторы и принцип максимума Понтрягина. М.: Атомиздат, 1972.
52. Рудик А. П. Ксеноновые переходные процессы в ядерных реакторах. М.: Атомиздат, 1974.
53. Михеев М. А. Основы теплопередачи. М.: Госэнергоиздат, 1956.
54. Похвалов Ю. Е., Кронин И. В., Курганова И. В. Обобщение экспериментальных данных по теплопередаче при пузырьковом кипении недогретых жидкостей в трубах II Теплоэнергетика. 1966. № 5. С. 63.
55. Коньков А. С., Барулин Ю. Д. Теплоотдача при кипении воды, недогретой до температуры насыщения // Там же. № 3. С. 82.
56. Клемин А. И., Полянин Л. Н., Стригулин Μ. М. Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.
57. Осмачкин В. С., Ермаков С. В. Проблемы теплообмена в активных зонах реакторов типа ВВЭР при крупных авариях // Докл. на семинаре СЭВ по проблемам безопасности реакторов типа ВВЭР, 26 — 28 ноября 1974 г., ЧССР. М.: Изд. ИАЭ, 1974.
58. Осмачкин В. С., Лысцова Η. Н. О расчете критических тепловых нагрузок в пучках стержней // Препринт ИАЭ — 2204. М., 1972.
59. Осмачкин В. С. Исследование теплогидравлических характеристик моделей топливных сборок реакторов в ИАЭ им. И. В. Курчатова // Препринт ИАЭ — 2345. М., 1974.
60. Осмачкин В. С., Лысцова Η. Н. Сравнение опытных данных по условям кризиса теплообмена в моделях топливных сборок реакторов типа ВВЭР с результатами расчетов по методике ИАЭ // Препринт ИАЭ — 2558. М., 1975.
61. Осмачкин В. С. Кризис теплообмена при движении кипящей воды вдоль пучков тепловыделяющих стержней // Препринт ИАЭ — 2014. М., 1970.
62. Смолин В. Н., Поляков В. К. Критический тепловой поток при продольном обтекании пучка стержней // Теплоэнергетика. 1967. № 4. С. 54.
63. Tong L. S., Currin Н. В., Thorp A. G. New Correlation Predict DNB Conditions // Nucleonics. 1963. V. 21, № 5. P.43
64. Tong L. S. Heat Transfer in Water Cooled Nuclear Reactors // Nucl. Eng. and Design. 1967. V. 6. P. 301.
65. Виноходов E. В. Методика расчета некоторых параметров тепловыделяющих элементов типа ВВЭР // Препринт ИАЭ—1942. М., 1969.
66. Петрунин Д. М., Беляева Е. Д., Киреева И. Л. БИПР-5 — программа для расчета трехмерных полей энерговыделений и выгорания топлива в одногрупповом диффузионном приближении для реакторов типа ВВЭР // Препринт ИАЭ — 2519. М., 1975.
67. Богачев Г. А. Программа для расчета энерговыделения в шестигранных кассетах // Препринт ИАЭ—1895. М., 1969.
68. Экспериментальное исследование на стенде КС ИАЭ им. И. В. Курчатова критических тепловых нагрузок в полномасштабных моделях топливных сборок реактора ВВЭР-440 / В. А. Капустин, А. К. Козлов, Ю. В. Кудрявцев и др. // Исследования критических тепловых потоков в пучках стержней в стационарных и нестационарных режимах теплообмена. (Доклады семинара СЭВ ТФ-74). М.: Изд. СЭВ. 1974. С. 99.
69. ГОСТ 3044—61. Термометры термоэлектрические. Градуировочные таблицы при температуре свободных концов 0°С. М.: Изд-во стандартов, 1963.
70. ГОСТ 6134—71. Насосы динамические. Методы испытаний. М.: Изд-во стандартов, 1973.
71. Клемин А. П. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973.
72. Мысенков А. И. Программа для расчета аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР. Доклад ТФ-32/35 на семинаре СЭВ «Теплофизика-82» // Теплотехническая безопасность ядерных реакторов ВВЭР. Сб. докладов, т. 2, с. 30, ЧССР, Карловы Вары, май, 1982.
73. Мысенков А. И. Пространственная динамика реакторов типа ВВЭР /// Препринт ИАЭ —4010/1. М., 1984.
74. Кахан Г., Гози М. Физика и расчет ядерных реакторов: Пер. с франц. / Под. ред. В. Е. Дорощука. М., Атомиздат, 1960.
75. Защитные оболочки реакторов. Вып. 5: Пер. с англ. М.: ЦНИИатоминформ, 1970.
76. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. (ПБЯ-04 — 74). М.: Атомиздат, 1976.
77. Выгорание горючего в водо-водяных энергетических реакторах и эксперименты с уран-водной решеткой / С. М. Фейнберг, Е. С. Анциферов, В. П. Катков и др. // Тр. Второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1958. Доклады советских ученых. Ядерные реакторы и ядерная энергетика. Т. 2. М.: Атомиздат, 1959. С. 411.
78. Материалы физического расчета первой и второй топливных загрузок реактора ВВЭРг2 / А. Н. Новиков, А. И. Шабалов, Д. М. Петрунин и др. // Препринт ИАЭ — 1434. М., 1967.
79. Камышан А. Н., Новиков А. Н. Физические характеристики и выгорание топлива реакторов ВВЭР // Reactor Physics Bum-up. Vienna: IAEA, 1973.
80. Некоторые направления совершенствования активной зоны и топливного ци
кла реакторов ВВЭР / Ф. Я. Овчинников, В. К. Седов, Л. И. Голубев и др. // См. [7], С. 51.
81. Петрунин Д. М., Беляева Е. Д., Киреева И. Л. Программа БИПР-5. Описание структуры и входных данных // Препринт ИАЭ — 2519. М., 1975.
82. Киреева И. Л., Беляева Е. Д. Аннотация расчетной программы БИПР-ФН // Комплект аннотаций программ для расчета ядерных реакторов и решения кинетического уравнения. Вып. 1 // Препринт ИАЭ — 2156. М., 1971. С. 12.
83. Крайнов Ю. А., Косоуров К. Б. Программа БИПРУС // Препринт ИАЭ — 3451/5. М., 1981.
84. Мараказов А. А. Методика расчета мощностей кассет реакторов ВВЭР в двухгрупповом диффузионном приближении II Препринт ИАЭ — 2781. М., 1977.
85. Мараказов А. А., Стырин Ю. А., Суслов А. А. Расчет поля энерговыделения в активной зоне кипящего водо-водяного реактора // Атомная энергия. 1985. Т. 59. Вып. 1. С. 9.
86. Стрелков Д. Ф. Аннотация расчетной программы РАГУ // См. [82], С. 10.
87. Павловичей А. М., Орлов В. И. Аннотация программы оптимизации перегрузок реакторов ВВЭР (ПРОРОК-2) // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 5 (34). С. 73. М.: Изд. НИКИЭТ, 1983.
88. Сидоренко В. Д. Аннотация расчетной программы УНИРАСОС // См. [82], С. 9.
89. Жолкевич Е. А. Автоматизированная система подготовки входной информа
ции к программам БИПР-6 и КР. Программа ТАНЯ // Препринт ЙАЭ — 3110. М., 1979.
90. Ананьев Ю. А., Богачев Г. А. Расчет поля энерговыделения в шестигранных кассетах (программа ШЕСТИГРАННИК) // Препринт ИАЭ —2417. М., 1974.
91. Ионов В. С. Аннотация расчетной программы N1-7000 // См. [82], С. 14.
92. Сидоренко В. Д., Пшенин В. В. Инженерные методы и программы подготовки малогрупповых констант для расчетов активных зон с легководным замедлителем // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 4. М.: ЦНИИАтоминформ, 1985.
93. Зизин Μ. Н., Шишков Л. К., Ярославцева Л. Н. Тестовые нейтроннофизические расчеты ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.
94. Болобов П. А., Шишков Л. К. Программа расчета двумерного реактора в диффузионно-групповом приближении // Бюллетень Центра данных ЛИЯФ. Вып. 9. Л., 1981.
95. Аннотация комплекса программ расчета реакторов ВВЭР (КОМПАС) / З. И. Баскакова, С. Н. Зизина, А. В. Марков и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 6 (34). С. 39. М.: ЦНИИАтомин- форм, 1984.
96. Осмачкин В. С., Борисов В. Д. Гидравлическое сопротивление пучков тепловыделяющих стержней в потоке кипящей воды // Препринт ИАЭ — 1957. М., 1971.
97. Осмачкин В. С., Борисов В. Д. Аннотация расчетной программы ГДХ // См. [82], С. 15.
98. Семенов В. Н. Программа для расчета распределения нейтронов, ксенона и иода в плоском реакторе. Программа ФИКС // Препринт ИАЭ — 2157. М., 1971.
99. Сидоренко В. Д., Беляева Е. Д., Новиков Л. Н. Расчет критичности и выгорания решеток со слабообогащенным топливом и легководным замедлителем // Физика ядерных реакторов. Т. 5 // Препринт ИАЭ—1171. М., 1966. С. 111.
100. ОСТ 95903 — 81. Общие требования к проведению физических расчетов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) М.: Изд. ИАЭ, 1982.
101. Пашос Т. Дж., де Халлас Д. Р., Наймарк Л. А. Поведение керамических топлив при облучении // Доклад № 240 (США), представленный на Третью международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964.
102. Ластман Б. Радиационные явления в двуокиси урана: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1964.
103. Теплопроводность двуокиси урана / В. И. Колядин, Э. П. Ильин, А. Г. Харламов и др. // Препринт ИАЭ — 2227. М., 1972.
104. Тепловыделяющие элементы для водо-водяных реакторов атомных электростанций / Р. С. Амбарцумян, А. М. Глухов, В. В. Гончаров и др. // Труды Второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1958. Доклады советских ученых. Т. 2. Ядерные реакторы и ядерная энергетика. М.: Атомиздат, 1959. С. 119.
105. Исследование коррозии циркониевых сплавов в воде и паре при высокой температуре и давлении / А. А. Киселев, В. А. Мышкин, А. В. Кожевников и др. // Corrosion of Reactor Materials. V. II, IAEA, Vienna, 1962, P. 67.
106. Влияние некоторых факторов на наводороживание и изменение свойств циркониевого сплава с 1 % ниобия, применяемого для оболочек тепловыделяющих элементов в энергетических реакторах, охлаждаемых водой / Р. С. Амбарцумян, А. Д. Амаев, И. А. Анисимова и др. // Доклад № 342 (СССР), представленный на Третью международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964.
107. Парфенов Б. Г., Герасимов В. В., Венедиктова Г. И. Коррозия циркония и его сплавов. М.: Атомиздат, 1967.
108. Контроль герметичности тепловыделяющих элементов / В. И. Поликарпов,
B. В. Филонов, С. В. Чубаков, Η. Н. Юзвук. М.: Госатомиздат, 1962.
109. Тимошук Д. В. Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе типа ВВЭР (газовый метод и технология контроля) // Состояние и перспективы развития АЭС с водо-водяными реакторами. (Доклады симпозиума СЭВ 22 — 27 апреля 1968 г.). Т. 2. М.: Изд. СЭВ, 1968. С. 377.
110. Марченко Е. В. Обнаружение негерметичности тепловыделяющих элементов теллур-иодным методом на остановленном реакторе типа ВВЭР // См., [109].
111. Швоев А. Ф., Шумейко В. П. Контроль герметичности оболочек твэлов // См. [7]. С. 166.
112. Круглов В. П., Швоев А. Ф. Работоспособность кассет Нововоронежской АЭС // Там же. С. 85.
113. Ямников В. С., Маланченко Л. Л. Г азовыделение из двуокиси урана // Атомная техника за рубежом. 1971. № 6. С. 21.
114. Коррозионная стойкость конструкционных материалов реакторов типа ВВЭР и миграция продуктов коррозии в их контурах / В. К. Седов, В. П. Круглов, А. Ф. Сотников, И. М. Плотников // См. [7]. С. 137.
115. Голубев Л. И., Симонов В. Д., Сунчугашев М. А. Гамма-спектрометрическое изучение выгоревших кассет ВВЭР // Там же. С. 154.
116: Исследование выгорания в твэлах реактора ВВЭР-1 Нововоронежской АЭС с помощью германиевого детектора / О. А. Миллер, А. М. Демидов, Ф. Я. Овчинников и др. II Атомная энергия. 1969. Т. 27. № 4. С. 281.
117. Analytical methods in the nuclear fuel cycle. Proc. symp. 29 Nov.— 3 Dec. 1971. Vienna: IAEA. 1972. P. 586.
118. Бродер Д. Л., Попков К. К., Рубанов С. М. Малогабаритная защита реакторов. М.: Атомиздат, 1967.
119. Мельников Η. П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1972.
120. Оценка надежности работы сварных сосудов высокого давления / Η. Н. Алексеенко, И. В. Горынин и др. // См. [43]. Т. III. С. 576.
121. Конструкционные материалы ядерных реакторов. Ч. I. Ядерные и теплофизические свойства, основы коррозии и жаропрочности : Учеб, пособие для вузов / Η. М. Бескоровайный, Ю. С. Беломытцев, М. Д. Абрамович и др. М.: Атомиздат, 1972.
122. Reed G., Tarnuzzer E. Examine Yankee plant performance in 1965 // Nucleonics. 1966. V. 24, № 3. P. 42.
123. Водные режимы и коррозия материалов водо-водяных энергетических реакто- . ров / Б. А. Алексеев, Е. И. Визгин, В. А. Ермаков и др. // Водные режимы водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства снижения радиационной опасности теплоносителей. (Доклады II Симпозиума СЭВ, Штральзунд, 8 — 12 мая 1972 г.). Изд. СЭВ. 1972. С. 9.
124. Черноротов Е. С. Водный режим реакторов ВВЭР для работы с борным регулированием / См. [43]. Т. II. С. 131.
125. Мик Μ. Е. Расчетные значения pH водных растворов борной кислоты в зависимости от температуры и содержания щелочи // Report by Westinghouse Electric Co. WCAP —3269 —51, march 1965.
126. Плотников И. M., Голубчикова И. Г. Водный режим реакторов ВВЭР при жидком регулировании борной кислотой // См. [7]. С. 126.
127. Водоочистка и водоподготовка на блоках с энергетическими реакторами водо-водяного типа / Б. А. Алексеев, Е. И. Визгин, В. А. Ермаков и др. II См. [123]. С. 219.
128. Алексеев Б. А., Синовьев Б. В., Страхов Э. Б. Некоторые результаты исследования свойств ионитов применительно к потребностям атомной энергетики // Там же. С. 427.
129. Минчевски Е. Основные направления исследований в области обезвреживания радиоактивных отходов // Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей // Тр. научно-технической конференции СЭВ, Колобжег, 2 — 7 октября 1972 г. Т. I. Варшава, 1973. С. 12.
130. Кузнецов Ю. В., Щебетковский В. Н., Трусов А. Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. М.: Атомиздат, 1974.
131. Хоникевич А. А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод лабораторий и исследовательских ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974.
132. Свитцов А. А. Использование обратного осмоса для обработки жидких радиоактивных отходов // Атомная техника за рубежом. 1974. № 11. С. 40.
133. Очистка и концентрирование жидких отходов низкого уровня активности методом обратного осмоса / Ю. И. Дытнерский, Д. И. Трофимов, П. А. Загорец и др. // См. [129]. С. 215.
134. Эклунд 3. Ядерная энергетика, безопасность и окружающая среда. Сокр. пер. с англ. II Атомная техника за рубежом. 1974. № 5. С. 3.
135. Dengler N., Gramer G., Heitmann H. G.Chemia in Kemkraftwerken mit
Druckwasserreactoren. Senderdruck aus VGB — Speisewassertagung. Essen, 1970, vortrage, S.44 —51.
136. Методика выбора безопасных условий захоронения отвержденных отходов в зависимости от свойств и удельной активности. М.: Изд. СЭВ, 1973.
137. Влияние нейтронного облучения в воде высоких параметров на коррозионную стойкость и механические свойства стали 15ХЗМФА и металла ее сварных швов / Η. Н. Алексеенко, Ю. Ф. Баландин, А. В. Ефимов и др. // См. [43]. Т. III. С. 631.
138. Теплоустойчивая сталь для корпусов водо-водяных реакторов под давлением / И. В. Горынин, Ю. Ф. Баландин, Ю. И. Звездин и др. // Там же. С. 380.
139. Герасимов В. В., Монахов А. С. Материалы ядерной техники. М.: Атомиздат, 1973.
140. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок.М.: Металлургия, 1973.
141. Круглов В. П., Сергунов В. Т., Дегтянников Ю. Ф. Организация и методы контроля целостности оборудования первого контура. // См. [7 ]. С. 108.
142. Румянцев С. В. Радиационная дефектоскопия. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1974.
143. Румянцев С. В., Штань А. С., Попов Ю. Ф. Справочник рентгено- и гамма-дефектоскописта. М.: Атомиздат, 1969.
144. Хинсли Д. Методы испытания материалов без разрушения: Пер. с англ. М.: Металлургиздат, 1962.
145. Седов В. К., Адаменков К. А. Опыт виброакустического контроля оборудования первого контура // См. [7]. С. 116.
146. Защитные оболочки реакторов: Пер., с англ. ЦНИИатоминформ. Вып. 3. М.: Атомиздат, 1970.
147. Букринский А. М. Проблемы безопасности атомных электростанций // Теплоэнергетика. 1974. № 2. С. 8.
148. Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. М.: Энергоатом• издат, 1985.
149. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС — 79. М.: Энергоиздат, 1981.
150. Нормы радиационной безопасности (НРБ — 76). М.: Атомиздат, 1977.
151. Опыт эксплуатации Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР // В кн.: Опыт эксплуатации АЭС и пути дальнейшего развития атомной энергетики. Труды юбилейной конференции. Обнинск. 25 — 27 июня 1974. Т. I. С. 182 / Ф. Я. Овчинников, В. К. Седов, Л. И. Голубев, В. М. Скрыпников.
152. Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС / В. К. Седов, М. А. Баранов, В. П. Иванников, 3. Е. Ляпина. // См. [7]. С. 42.
153. ОСТ 95 904 — 81. Регламент физического пуска корпусного реактора типа ВВЭР-440. М.: Изд. ИАЭ. 1982.
154. Развитие АЭС с водо-водяными реакторами в Советском Союзе / В. П. Денисов, Ю. В. Марков, В. А. Сидоренко и др. // Атомная энергия. 1971. Т. 31. Вып. 4. С. 323.
155. Расчет аварийных режимов I контура АЭС с водо-водяными реакторами при разрывах трубопроводов / Б. К. Мальцев, Д. А. Хлесткин, Ю. В. Ржезников и др. // См. 43]. Т. I. С. 236.
156. Дементьев Б. А., Кузнецов В. Д. Гипотетическая авария на АЭС с корпусным реактором // Там же. С. 219.
157. Безопасность ядерной энергетики / Под ред. Дж. Раста и Л. Уиевера: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1980.
158. Защитные оболочки реакторов: Пер. с англ. ЦНИИатоминформ. Вып. 1. М.: Атомиздат, 1970.
159. АЭС «Loviisa» в Финляндии // Атомная техника за рубежом. 1971. № 12. С. 9.
160. Голубев Л. И., Добрынин В. Д., Клочков В. И. О повышении эффективности систем понижения давления внутри защитной оболочки реактора ВВЭР при аварийной утечке водного теплоносителя // См. [7]. С. 150.
161. Проблемы безопасности эксплуатации АЭС: Пер. с англ. Ч. 3. М.: Атомиздат, 1972.
162. Безопасность водоохлаждаемых реакторов: Пер. с англ. М.: ВИНИТИ (Теплоэнергетика), Вып. 42, реф. 179, 1971.
163. Опыт создания реакторных установок ВВЭР в СССР // В. П. Денисов, В. В. Стекольйиков, Г. И. Бирюков, Ю. В. Вихорев, Доклад на семинаре стран — членов СЭВ по обмену опытом сооружения и эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР (Райнсберг, ГДР, 1976).
164. Ананьев Е. П. Атомные установки в энергетике. М.: Атомиздат, 1979.
165. Паротурбинные установки атомных электростанций / Под ред. Ю. Ф. Косяка. М.: Энергия, 1978.
166. Основные направления разработки парогенераторов для АЭС с ВВЭР в Советском Союзе / В. Ф. Титов, Г. А. Таранков, В. И. Гришаков, В. В. Стекольников. Доклад на семинаре стран — членов СЭВ по обмену опытом сооружений и эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР (Райнсберг, ГДР, 1976).
167. Батов В. В., Корякин Ю. И. Экономика ядерной энергетики. М.: Атомиздат, 1969.
168. Седов В. К. Нововоронежская атомная электростанция имени 50-летия СССР — флагман советской ядерной энергетики. Сер. Передовые коллективы. М.: Атомиздат, 1981.
169. Фельдман М. Л., Черновец А. К. Особенности электрической части атомных электростанций. Л.: Энергия, 1972.
170. Голубев Л. И., Добрынин В. Д., Цыбенко В. М. Использование ядерного топлива на Нововоронежской АЭС. // См. [7 ]. С. 68.
171. Маркович И. М. Режимы энергетических систем. Изд. 4-е: М.: Энергия, 1969.
172. Operating experience with nuclear power stations in member states inl973. Vienna: IAEA—168, 1974.
173. Прузнер С. Л. Экономика и организация энергетического производства. Изд. 3-е. М.: Энергия, 1969.
174. Матвеев А. А., Савчук Ю. И., Игнатенко Е. И. Улучшение топливоиспользования на АЭС с реакторами ВВЭР-440 // Электрические стации. 1981. № 12. С. 8.
147. Некоторые пути развития реакторов ВВЭР / А. Я. Крамеров, Ю. В. Марков, С. А. Скворцов и др. // Атомная энергия. 1964. Т. 17. Вып. 6. С. 427.
148. Овчинников Ф. Я., Голубев Л. И., Гайворонский С. Ф. Увеличение кампании первого блока Нововоронежской АЭС путем снижения мощности перед перегрузкой горючего. // Атомная энергия. 1971. Т. 30. Вып. 5. С. 419.
149. Работа I блока Кольской АЭС на температурном и мощностном эффектах / А. П. Волков, Б. А. Трофимов, Е. И. Игнатенко и др. // Атомные электрические станции. М.: Энергия, 1979. Вып. 2. С. 102.
150. Митяев Ю. И. О целесообразности эксплуатации АЭС с понижением мощности перед перегрузкой. // Атомная энергия. 1971. Т. 30. Вып. 4. С. 339.
151. Клочков В. И., Мирошниченко М. И., Цыбенко В. М. К вопросу о работе реакторов ВВЭР на мощностном эффекте. // См. [7 ]. С. 92.
152. Сигал М. В., Семенов В. В. Оценка экономически целесообразного времени продления кампании водо-водяных реакторов АЭС. // Атомные электрические станции. М.: Энергия, 1980. Вып. 3. С. 157.
153. Технико-экономические аспекты продления кампании энергоблоков с водоводяными реакторами корпусного типа. / В. А. Иванов, В. М. Боровков, Г. В. Булавин и др. II Атомные электрические станции. М.: Энергоатомиздат, 1984. Вып. 7. С. 17.
154. Руководящие указания к использованию замыкающих затрат на топливо и электрическую энергию. Москва: Наука, 1973.
155. Атомная котельная на отработанных кассетах ВВЭР. / В. Н. Беспалов, Л. И. Голубев, В. Н. Миронов и др. // Теплофикация и централизованное теплоснабжение, Труды ВТИ. 1974. Вып. 6. С. 68 — 79.
156. Фрешлей М. Д. Реакторы с плутониевым топливом: Пер. с англ. ЦНИИатом - информ, Вып. 5. М.: Атомиздат, 1973.
157. Повторное использование плутония в реакторах на тепловых нейтронах: Пер. с англ. / Под ред. И. Н. Соколова. М.: Изд-во иностр. лит. 1960.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети