Мировой энергетический кризис 70-х годов, охвативший промышленно развитые страны капитализма, в значительной степени интенсифицировал поиск альтернативных технических решений крупномасштабного энергоснабжения. Именно в эти годы были сформулированы основные требования к энерготехнологическим реакторным установкам и разработан ряд проектов практического использования ВПТ ВТГР в технологических процессах энергоемких производств. При этом большое внимание уделялось развитию структуры атомной энергетики будущего, в частности обеспечению атомной энергетики ядерным топливом природного и искусственного происхождения в соответствии с требуемыми темпами ее развития [176—178]. Были продолжены работы по освоению тория как ядерного топлива, особенно применительно к ВТГР; повысился интерес к газоохлаждаемым реакторам на быстрых нейтронах, обладающим более высокими по сравнению с другими типами бридеров воспроизводящими характеристиками. В области управляемого термоядерного синтеза осуществляется переход от чисто научных проблем к проблемам инженерно-технического плана [179— 180]. Разрабатываются проекты термоядерных станций (в основном с реакторами типа токамак) различного целевого назначения: для производства синтетического топлива, электроэнергии, плутония и т. п. Понимая важность и необходимость практического освоения термоядерной энергии в интересах всего человечества, ученые Советского Союза выступили с предложением придать международный статус работам по управляемому термоядер-ι ному синтезу. В 1977 г. под эгидой МАГАТЭ ученые и инженеры СССР, США, Японии и ряда европейских стран приступили к совместным работам по проектированию первого в мире международного исследовательского термоядерного реактора ТОКАМАК— ИНТОР.
Плановое развитие науки и техники в СССР в значительной степени смягчило последствия мирового энергетического кризиса для народного хозяйства страны. Хотя наша страна обладает огромнейшим энергетическим потенциалом, позволяющим не только полностью удовлетворить собственные потребности во всех видах энергии, но и экспортировать значительную часть добываемого и производимого топлива и энергии, тем не менее обращается особое внимание на развитие энергетики будущего. Если в капиталистических странах стремление к замещению органических видов топлива обусловлено, прежде всего, кризисной ситуацией в снабжении нефтью и газом, то политика СССР и стран СЭВ в области энергетики определяется социальными аспектами, выражающимися в защите своих интересов на мировом энергетическом рынке, в экологической защите окружающей среды и улучшении экономических показателей энергетики в целом. Именно поэтому основные направления развития народного хозяйства на 1981 —1985 гг. ставят задачу ускоренного внедрения новых типов реакторных установок и интенсификации работ по практическому освоению термоядерной энергии. Использование ядерного топлива для производства электроэнергии — только начальный этап достаточно длительного процесса формирования оптимального топливно-энергетического баланса страны. Следующий этап — создание ЭУ с ВТГР и БГР, производящих ВПТ, НПТ, электроэнергию и избыточный плутоний.
Для своевременного перехода к этому этапу научно-инженерная деятельность в ближайшие годы должна быть сосредоточена на создании гелиевых стендов для отработки гелиевой технологии и новых видов оборудования; создании гелиевых реакторных петлевых установок для отработки элементов активной зоны, разработке и создании новых видов оборудования (корпуса из ПНЖБ, газодувки, газотурбинные установки, теплообменное оборудование и пр.); разработке и создании новых конструкционных материалов с повышенными жаропрочными и жаростойкими характеристиками; освоении промышленной технологии производства высокотемпературных твэлов и технологии их после реакторной переработки и, наконец, создании и освоении в эксплуатации опытно-промышленных реакторных установок.
Перечисленные проблемы и ряд других уже близки к практической реализации, что вселяет уверенность в успешном решении задачи создания многокомпонентной структуры атомной энергетики, удовлетворяющей требованиям комплексного производства различных видов энергии на основе самообеспечения ядерным топливом.
Освоение высокой температуры теплоносителя в реакторостроении позволит кардинально решить вопрос снабжения теплом таких энергоёмких технологических процессов, как металлургическое и химическое производства, производство водорода, синтетических топлив и т. п. Эта задача столь важна в государственном плане и сложна в инженерных аспектах, что целесообразно изучить возможности достижения высокой температуры не только в реакторах с гелиевым теплоносителем. Один из таких альтернативных вариантов при условии решения ряда принципиальных технологических проблем — реактор с твердым (графитовым) теплоносителем, в котором тепло передается потребителям посредством лучеиспускания с поверхности разогретых до 1200° С и выше уран-графитовых твэлов.
Большой интерес представляют гибридные термоядерные реакторы, которые можно рассматривать в структуре атомной энергетики как наработчики топлива. Количество нарабатываемого в термоядерном реакторе плутония на единицу тепловой мощности при достаточно умеренных его плазмо-физических характеристиках в 5—6 раз превышает этот же показатель для реакторов на быстрых нейтронах.
Как показывают проведенные отечественные и зарубежные проработки, одним из наиболее эффективных теплоносителей бланкета и охладителей первой стенки термоядерного реактора является гелий. Проблемы практической реализации гибридного термоядерного реактора весьма важны и в инженерном плане во многом схожи с проблемами освоения гелиевого теплоносителя в проектах ЭУ с ВТГР и БГР. Общность задач во многом сближает пути решения этих проблем, и создание термоядерного реактора будет в значительной степени определяться успехами промышленного освоения ВТГР и БГР. В то же время задача создания термоядерного реактора как мощной электрофизической установки требует решения собственных специфических инженерных проблем (сверхпроводящие магниты больших размеров, диверторы, инжекторы, первая стенка и пр.).
Освоение гелиевой реакторной технологии в рамках создания ЭУ с ВТГР и БГР, а впоследствии и термоядерных реакторных установок, явится мощным фактором научно-технического прогресса в деле создания развитой структуры атомной энергетики, комплексно обеспечивающей потребности промышленности в различных видах энергии и обладающей в принципе неограниченными сырьевыми ресурсами. Достижение этой цели — одна из основных задач, стоящих перед энергетиками страны.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Материалы XXVI съезда КПСС. М., Политиздат, 1981.
2. Доллежаль Н. А., Корякин Ю. И. Высокотемпературные реакторы как фактор научно-технического прогресса в энергетике. — Атомная энергия, 1976, т. 40, вып. 2, с. 133—142.
3. Хэфэле В. Энергетические системы. — Бюл. МАГАТЭ, 1974, кн. 16, № 1/2, с. 3—43.
4. Легасов В. А. Универсальные возможности водорода. — Коммунист, 1976, № 1, с. 72—75.
5. Эклунд 3. Ядерная энергетика, безопасность и окружающая среда. — Атомная техн, за рубежом, 1974, № 5, с. 3—9.
6. Ананичев К. В. Проблемы окружающей среды, энергии и природных ресурсов. Международный аспект. М., Прогресс, 1975.
7. Жирнов А. Д., Ганев И. X., Сметанников В. П. Связь тепловых и физических характеристик «кустов» газоохлаждаемых реакторов. — Атомно-водородная энергетика и технология, 1979, вып. 2, с. 41—48 (М., Атомиздат).
8. Пономарев-Степной Η. Н., Глушков Е. С., Демин В. Е. и др. Топливные циклы при развитии атомной энергетики с использованием высокотемпературных гелиевых быстрых и тепловых реакторов. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика, 1977, вып. 1 (2), с. 3—201 (М., изд. ИАЭ).
9. Корякин Ю. И. Мировой энергетический конгресс МИРЭК X. — Атомная энергия, 1978, т. 44, вып. 1, с. 97—99.
10. Камерон Д. Урановые ресурсы и проблемы снабжения ураном. — См. [3], с. 92—95.
11. Доллежаль Н. А., Боболович В. Н., Емельянов И. Я- и др. Ядерные энергокомплексы и экономико-экологические проблемы развития ядерной энергетики.— Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 5, с. 369—374.
12. Черняев В. А., Сметанников В. П., Новиков В. Я., Макаров В. Е. Опыт создания и перспективы развития энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами. — См. [5], с. 10—15.
13. Черняев В. А., Сметанников В. П., Радченко С. Н., Макаров В. Е. О возможности использования ядерных энергетических установок в черной металлургии.— Атомная техн, за рубежом, 1974, № 3, с. 15—20.
14. Орлов В. В. Реакторы на быстрых нейтронах. — Атомная энергия, 1974, т. 36, вып. 5, с. 341—354.
15. Велихов Е. П., Глухих В. А., Кадомцев Б. Б. и др. Гибридный термоядерный реактор ТОКАМАК для производства делящегося топлива и электроэнергии. — В сб.: Доклады Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов. Т. 1. Л., изд. НИИЭФА, 1977, с. 5—25.
16. Гурьев В. В., Епинатьев А. М., Сметанников В. П. и др. Газоохлаждаемый бланкет гибридного! термоядерного реактора. Возможные конструктивные и тепловые схемы. — Там же, т. 3, с. 360—367.
17. Kolbasob В. N., Kuz’min Е. М., Smetannikov V. Р. е. a. Experimental Gas- Cooled Hybrid Blanket Module for a TOKAMAK demonstration reactor. — In: US-USSR Symposium on Fusion—Fission Reactors, July 13—16, 1976, Livermore, California, p. 119—127.
18. Петросьянц А. М. Проблемы атомной науки и техники, Изд. 4-е. М., Атомиздат, 1979.
19. Chermanne J. CBR-4 — Konzepteines 1200-MWe Gaxbriiter-Kernkraftwerks. Eine Studie zur Sicherheit und Wirtschaftlichkeit des GBR.—Atomwirtshaft- Atomtechnik, 1974, Bd 19, N 11, S. 540—542.
20. Смирнов В. С. Демонстрационный газоохлаждаемый быстрый реактор мощностью 300 МВт. — Атомная техн, за рубежом, 1974, № 6, с. 3—9.
21. Состояние и перспективы развития работ по ВТГР в СССР. Доклад ТС-109/3 на заседании Технического комитета по ВТГР. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 12—14 декабря 1977 г. См. [7], с. 57—66.
22. Горошкин Г. П., Кузьмин Е. М., Сметанников В. П. и др. Выбор концепции конструкции и физические особенности активной зоны ВТГР для энергетических производств. — См. [7], с. 73—78.
23. Круглов А. Л., Кузьмин Е. М., Сметанников В. П. и др. Высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные реакторы. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1978, вып. 1(21), с. 117—124. (М., изд. ЦНИИатоминформ).
24. Калафати Д. Д. Термодинамические циклы атомных электростанций. АГ, Госэнергоиздат, 1963.
25. Хейвуд Р. Анализ циклов в технической термодинамике. Пер. с англ. М., Энергия, 1979.
26. Канаев А. Л., Ратников Е. Ф., Копп И. З. Термодинамические циклы, схемы и энергооборудование атомных электростанций. Под ред. А. М. Пет- росьянца. М., Атомиздат, 1976.
27. Андреев П. А., Гринман М. И., Смолкин Ю. В. Оптимизация теплоэнергетического оборудования АЭС. Под общей ред. А. М. Петросьянца. М., Атомиздат, 1975.
28. Сметанников В. П., Обухов А. Н., Горошкин Г. П. и др. Некоторые инженерные аспекты создания АЭС с ВТГР. — Атомная техн, за рубежом, 1975, № 7, с. 3—13.
29. Емельянов И. Я•. Круглов А. Л., Сметанников В. П. и др. Конструктивные особенности реакторной установки ОПАЭС БГР-300 с гелиевым теплоносителем. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика, 1980, вып. 2 (7), с. 3—И (М., изд. ИАЭ).
30. Горошкин Г. П., Кузьмин Е. М., Сметанников В. П. О выборе параметров и тепловой схемы реакторной установки для ЯМК.— Там же, с. 18—21.
31. Проценко А. Н., Столяревский А. Я. К проблеме передачи высокопотенциального тепла от реактора к технологическому контуру. — См. [8], с. 21—54.
32. Альтшуллер В. С. и др. Термодинамика процессов получения газов заданного состава из горючих ископаемых. — М., Наука, 1969.
33. Гребенник В. Н., Карпов В. А., Климов В. В. и др. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып. 1. Общие аспекты разработок высокотемпературных реакторов. (Аналитический обзор). АИНФ 334. М., изд. ЦНИИатоминформ, 1977.
34. Bammert К. A. General Review of Closed-Cycle Gas Turbines Using Fossil, Nuclear and Solar Energy. Miinchen, Verlag Karl Thiemig, 1975.
35. Bammert K. A. Das Heliumturbinen-Heizkraft-Werk Oberhausen. Westdeut- sche Allgemeine Zeitung vom. 20.12.1974.
36. Батуров Б. Б., Черняев В. А., Галактионов И. В., Смирнова Е. С. Перспективы использования ядерных реакторов для централизованного теплоснабжения и теплофикации. — См. [23], с. 92—104.
37. Кочетков В. Д., Дацковский Л. X., Роговой В. И. Принципы построения быстроходных частотно-регулируемых асинхронных электроприводов большой мощности. — Электротехника, 1974, № 10, с. 20—23.
38. Rioltet G., Widmer М., Tessier J. Large steam turbins for nuclear power stations output growth prospects. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1975, v. 20, p. 52—53.
39. Бекнев В. С., Тумашев Р. 3., Костин В. И. и др. Расчетно-экспериментальное исследование осевых и центробежных газодувок для АЭС и АЭТУ с ВТГР. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика. 1978. вып. 1 (4), с. 154—158 (М., изд. ИАЭ).
40. Schulten R., Krieb К. Н., Kugeler К. u. a. Industriekernkraft-Werk mit Hochtemperaturreaktor PR-500. — «ΟΤΤΟ-Prinzip» — zur Erzeugung von ProzeBdampf. Jiil.-941-RG, april 1973.
41. Климов В. В., Сметанников В. П. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып. 7. Конструктивные особенности HTGR (Аналитический обзор). АИНФ 488. М., изд. ЦНИИатоминформ, 1979.
42. Экк Б. Проектирование и эксплуатация центробежных и осевых вентиляторов. М„ Горное дело, 1957.
43. Хромов В. В., Кузьмин А. М., Кашутин А. А., Силаев Ю.. В. Расчетный оптимизационный комплекс для быстрых атомных реакторов (РОКБАР).— В кн.: Физика ядерных реакторов. Вып. 2. М., Атомиздат, 1970, с. 3—16.
44. Кочетков С. С., Обухов Η. Н., Сметанников В. П., Уласевич В. К. К воп
росу об оптимизации тепловой схемы АЭС с БГР-300. — См. [8], вып. 2 (3), с. 114—116. •
45. Князев В. А., Силаев Ю. В. Энергонапряженность газоохлаждаемого быстрого бридера и время удвоения. — Там же, с. 122—123.
46. Чечина О. А., Сметанников В. П., Гребенник В. Н. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах за рубежом. Вып. 1. Развитие газоохлаждаемых реакторов. АИНФ 504. М., изд. ЦНИИатоминформ, 1979.
47. Уринцев Я. С., Базыкин О. С. Некоторые технико-экономические показатели эксплуатации и ремонта АЭС. — Энергохозяйство за рубежом. М., Энергия, 1978, № 2, с. 3—11.
48. Мелентьев Л. А. Принципы атомной теплофикации. — Теплоэнергетика, 1976, № И, с. 6—9.
49. Brandes S., Ehlers К. HTR mit blockformigen BE zum Erzeugen holier Kiihl- gastemperaturen. — Atomwirtschaft-Atomtechnik, 1974, Bd 19, N 12, S. 589—592.
50. Бедениг Д. Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы. Пер. с нем. Под ред. Ю. И. Митяева. М., Атомиздат, 1975.
51. Улыбин С. А. Теплоносители энергетических ядерных установок. М., Энергия, 1966.
52. Цедерберг Н. В., Попов В. Н., Морозова Н. А. Термодинамические и теплофизические свойства гелия. М., Атомиздат, 1969.
53. Фастовский В. Г., Ровинский А. Е., Петровский Ю. В. Инертные газы. Изд. 2-е, М., Атомиздат, 1972.
54. Варгафтик Н. Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М., Наука, 1972.
55. Михеев М. А., Михеева И. М. Основы теплопередачи. М., Энергия, 1973.
56. Мицкевич А. И. Метод оценки эффективности конвективной теплоотдачи.— Труды ЦКТИ им. И. И. Ползунова, 1967, вып. 78, с. 3—25.
57. Калафати Д. Д., Попалов В. В. Сравнительная школа эффективности теплоотдачи газовых теплоносителей. — Теплоэнергетика, 1975, № 9, с. 67—69.
58. Ратников Е. Ф., Тетельбаум С. Д. Газы как теплоносители и рабочие тела ядерных энергетических установок. М., Атомиздат, 1978.
59. Кеезом В. Гелий. Пер. с англ. Под общей ред. А. И. Шальникова. М., Изд-во иностр, лит., 1949.
60. Hammel Е. F. Aproposed federal helium conservation policy as related to the helium demands of energy—related new technologies. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1975, v. 22, p. 56.
61. Kuzmycz G. Helium usage in large gas-cooled reactors. — Gryog. and Ind. Gases, 1974, v. 9, N 4, p. 15—20.
62. Лупаков И. С., Кузьмичев Ю. С., Захаров Ю. В. Определение проницаемости стенок труб для гелия. — Атомная энергия, 1963, т. 15, вып. 1, с. 79—80.
63. Лупаков И. С., Кузьмичев Ю. С. Исследование проницаемости металлических труб для гелия. — Атомная энергия, 1964, т. 17, вып. 1, с. 49—52.
64. Schenck Н., Lange К. W. Testing the helium permeability of steels. — Arch. Eisenhiitten, 1973, v. 5, N 44, p. 389—393.
65. Mazandarany F. N., Pittenhouse P. L. Effects of service environments on the behaviour of high-temperature gas-cooled reactor steam generator structural materials. — Nucl. Technology, 1976, v. 28, N 3, p. 406—414.
66. Pfeifer F. P., Gloze F. J., Ali-Khan I. Leitstandfestigkeit und Korrosion von Hochtemperatur-Legierungen und HTR-Testhelium.— Atomwirtshaft, 1977, N 6, S. 329—338.
67. Гельд П. В., Рябов P. А. Водород в металлах и сплавах. М., Металлургия, 1974.
68. Милинская И. Н., Томилин Н. А. Растворимость азота и образование нитридов в аустените, легированном никелем и хромом. — Изв. АН СССР. Металлы, 1975, № 4, с. 165—170.
69. Хрулев А. А., Скрябин Г. М., Рыжков В. А. и др. К вопросу о требованиях к чистоте гелия ВТГР. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика, 1980, вып. 1 (6), с. 53—58 (М., изд. ИАЭ).
70. Душин Ю. А. Повреждение тонкостенных стальных деталей примесями гелия.— См. [29], с. 39—41.
71. Епанчинцев О. Г. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып. 4. Конструкционные материалы высокотемпературных реакторов (Аналитический обзор). АИНФ 448. М., изд. ЦНИИатоминформ, 1978.
72. Федоров Е. К. Экологический кризис и социальный прогресс. М., Гидро- метеоиздат, 1977.
73. Замерград В. Э., Сигал М. В. Анализ тенденций в экономике АЭС в США.— Атомная техн, за рубежом, 1977, № 9, с. 12—18.
74. Обухов А. И., Сметанников В. П. Производство энергии и окружающая среда. — Атомная техн, за рубежом, 1980, № 2, с. 9—13.
75. Маргулова Τ. X. Атомные электрические станции. М., Высшая школа, 1974.
76. Макаров В. М., Махова В. А., Мирошкин Л. В. и др. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып. 2. Топливо и твэлы для высокотемпературных реакторов (Аналитический обзор). АИНФ 441. М.. изд. ЦНИИатоминформ.
77. Веселкин А. П., Нетеча Μ. Е., Никитин А. В. и др. Осколочная активность теплоносителя на АЭС с газоохлаждаемым реактором на быстрых нейтронах.— Радиационная безопасность и защита АЭС, 1975, вып. 1, с. 199— 206 (М., Атомиздат).
78. Весёлкин А. П., Кириллов В. П., Нетеча Μ. Е. и др. Сравнение радиоактивной загрязненности контуров ядерных реакторов, охлаждаемых водой и газом. — Там же, с. 206—215.
79. Воробьев Е. И., Ильин Л. А., Книжников В. А. и др. Атомная энергия и окружающая среда.— Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 5, с. 374—383.
80. Вест П. Дж. Обращение с отходами ядерной энергетики. — См. [3], с. 60—91
81. Леннеман В. Л., Парнер X. Е., Вест П. Дж. Обращение с радиоактивными отходами. — Бюл. МАГАТЭ, 1975, кн. 17, № 4, с. 13—22.
82. Mullarkey Т. В., Worolen W. Р., Carrett Р. Е., Kane I. Р. Light-water reactor radioactive solid waste management. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1976, v. 24, p. 236—237.
83. Бусаров В. H. Экологические проблемы размещения АЭС на Европейской территории Советского Союза. — Электрические станции, 1977, № 8, с. 5-8.
84. Епинатьев А. М., Сметанников В. П. Перспективы развития корпусов газоохлаждаемых реакторов из предварительно напряженных материалов. — Атомная техн, за рубежом, 1974, № 6, с. 10—14.
85. Glanberman Н., Manion W. Technical and economic aspects of nuclear power plant decommissioniny IAEA-CN-36/16. International conference on nuclear power and its fuel cycle. Salzburg, 2—13 may, 1977.
86. Сметанников В. П. Некоторые экологические проблемы использования ВТГР и БГР.—См. [7], с. 114—122.
87. Hansen V., Schulten R., Teuchert E. Physical properties of the «Once through then out» pebble-bed reactor. — Nucl. Sci. Eng., 1972, v. 47, N 1, p. 132— 139.
88. Ганев И. X., Гребенник В. Н., Наумов В. В., Проценко А. И., Силаев Ю. В. Оптимизация времени удвоения реакторов на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем. — См. [29], с. 116—118.
89. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1975.
90. Ганев И, X., Жирнов А. Д., Царюк В. А. Модульные и кольцевые зоны ВТГР. — См. [29], с. 74—75.
91. Ганев И. X., Горошкин Е. П., Евдокимов А. М. Ступенчатые активные зоны ВТГР.— См. [29], с. 68—71.
92. Франк-Каменецкий А. Д. Геометрический модуль для расчетов методом Монте-Карло (GEXLA). Препринт ИАЭ-2416, М., 1974.
93. Носов В. И., Компанией Г. В., Петрушенко Р. П. Методика и программа расчета гетерогенных реакторов с блоками сложного состава. Препринт ИАЭ-2867, М., 1977.
94. Ганев И. X., Глушков Е. С., Демин В. Е., Наумов В. В. Нейтронно-физические характеристики реактора БГР-300. — См. [29], с. 99.
95. Салес М., Стор Ж., Жанпьер Г. Последние разработки тепловыделяющих элементов для французских уран-графитовых реакторов, охлаждаемых углекислым газом. Доклад № Р/60 (Франция), представленный на 3 Международную конференцию по мирному использованию атомной энергии, 1964.
96. Стюарт Дж. К. К•, Элдред В. У., Хил Т. Дж. и др. Разработка, изготовление и рабочие характеристики магноксовых тепловыделяющих элементов. Доклад № Р/560 (Англия), представленный на 3 Международную конференцию по мирному использованию атомной энергии, 1964.
97. Boettcher A. F. е. a. Cycle and Economic Potentional of HTR’s.— In: Lectures Delivered at the International Survey Course on Technical and Economic Aspects of Nuclear Power, Vienna, 1 —12 September, 1969.
98. Fisher P. U., Jaye S., Stewart Η. B. Fuel Cycles for HTGR. — Ibid.
99. Aerts L., Gaube M., Huet I. I. e. a. Choice, design and development of fuel for a HTR. — In: Fourth United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, 1971, P/288.
100. Yelbowless I. M., Chiarelli G., Libin B. Fuel assemblies for the gas-cooled fast reactors.—J. Brit. Nucl. Energy Soc., 1972, v. 11, N 4, p. 251—258.
101. Gratton G. P., Burgsmiller B., Chermanne I. e. a. Some design and safety aspects of gas breeder reactors. — In [99], P/288.
102. Hudina M. Roughening characteristics and choices for the gas-cooled fast breeder reactor. — Nucl. Eng. and Design, 1977, v. 40, N 1, p. 133—141.
103. Melese — d'Hospital, Fortescue P. Fast breeder reactors with direct cycle gas turbines. ASME69-WA/NE-17, 1969.
104. Галицейский Б. M., Данилов Ю. И., Дрейцер Г. А., Кошкин В. К. Теплообмен в энергетических установках космических аппаратов. Под ред. проф. В. К. Кошкина. М., Машиностроение, 1975.
105. Лыков А. В. Теория теплопроводности. М., Высшая школа, 1967.
106. Минашин В. Е., Шолохов А. А., Грибанов Ю. И. Теплофизика ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением и методы электромоделирования. М., Атомиздат, 1971.
107. Петухов Б. С., Генин Л. Г., Ковалев С. А. Теплообмен в ядерных энергетических установках. М., Атомиздат, 1974.
108. Петухов Б. С. Теплообмен и сопротивление при ламинарном течении жидкости в трубах. М., Энергия, 1967.
109. Курганов В. А., Петухов Б. С. Анализ и обобщение опытных данных по теплоотдаче в трубах при турбулентном течении газа с переменными физическими свойствами. — Теплофизика высоких температур, 1974, т. 12, № 2, с. 304—315.
110. Кутателадзе С. С., Леонтьев А. И. Турбулентный пограничный слой сжимаемого газа. Новосибирск, СО АН СССР, 1962.
111. Немира М. А. Экспериментальное исследование теплообмена в кольцевых каналах с круглыми и винтообразными внутренними трубами при турбулентном течении воздуха с переменными физическими свойствами. Авто- реф. дис. на соискание учен, степени канд. техн. наук. М., 1977 (ИВТ АН СССР).
112. Ушаков П. А. Расчет гидродинамических характеристик при продольном обтекании жидкостью правильных решеток стержневых твэлов. — См. [108], № 4, с. 103—110.
113. Аэров М. Э., Тодес О. М. Гидравлические и тепловые основы работы аппаратов со стационарным и кипящим зернистым слоем. Л., Химия, 1968.
114. Denton W. Н., Robinson С. Н., Tibbs R. S. The heat transfer and pressure loss in fluid through randomly packed spheres. Research group U. K. Atomic Energy AERE-R 4346, Harwell, Berkshire, 1963.
115. Богоявленский P. Г. Гидродинамика и теплообмен в высокотемпературных реакторах с шаровыми и призматическими твэлами (Обзор). — См. [8], вып. 2 (3), с. 67—76.
116. Бурданов Н. Г. Исследование гидродинамики и теплообмена в каналах с шаровой засыпкой. Автореф. дис. на соискание ученой степени канд. техн, наук, М., 1980 (МВТУ им. Н. Э. Баумана).
117. Субботин В. И., Ибрагимов Μ. X-, Бобков В. П. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). М., Атомиздат, 1975.
118. Клёмин А. И., Стригулин Μ. М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1968.
119. Schulten R., Kugeler К., Kugeler M. e. a. The Pebble-Bed High Temperature Reactors us a Soure of Nuclear Process Heat. V. 3. System Consideration on the Nuclear reactor. Jiil.-l 115-RG, August 1974, p. 58—67.
120. Hoffmann H. Problem des Brennstoffskreislauf von Hochtemperaturreaktoren. Jiil.-l042-RG, Juni 1974, p. 14.
121. Technischer Bericht THTR-Prototvp 300 MWe. Association Euration/BBK, Dusseldorf—KFA JOlich, 1969, N 003-63-01 RGAT.
122. Teuchert E. Basisstudie zum Kiigelhaufen Reaktor in OTTO-Beschikung. Jiil.-858-RG, 1972, S. 26—32.
123. Богоявленский P. Г., Никифоров Ю. Д., Анапольский и др. Некоторые результаты экспериментального исследования элементов оборудования См. [39], с. 125—131.
124. Харламов А. Г., Мосевицкий И. С., Юкович В. Н. Некоторые проблемы теплового изолирования ВТГР. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика, 1977, вып. 2(3), с. 116—118.
125. Харламов А. Г., Юкович В. Н., Краснов В. И. Теплоизоляция ВТГР на основе двуокиси кремния. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика, 1978, вып. 1 (4), с. 165—169 (М., изд. ИАЭ).
126. Takenori Nakanishi. Development of high temperature heat exchanger on heat utilization from VHTR, A4/17, 5th International Fair and Technical Meetings of Nuclear Industries. 3—7 October 1978, Basel/Switzerland.
127. Харламов А. Г. Теплопроводность высокотемпературных изоляторов. Μ., Атомиздат, 1980.
128. Комаровский А. Н. Строительство ядерных установок. М., Атомиздат, 1969.
129. Михайлов В. В., Михайлов О. В. Строительство АЭС с ПНЖБ корпусом реактора «Форт Сент-Врейн» (США). — Энергетическое строительство за рубежом, 1971, № 3, с. 3—И.
130. Цыканов В. А., Давыдов Е. Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1977.
131. Галанин А. А. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М., Атомиздат, 1957.
132. Владимиров В. И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. Изд. 3-е. М., Энергоиздат, 1981.
133. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74. М., Атомиздат, 1976.
134. Vieider G., Burgsmiiller P., Dekais I. I. e. a. Safety Characteristics of Gas Cooled Breeders with Pin Fuel. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1975, v. 20,
р. 471—473.
135. Беляков M. С., Обухов A. H., Сметанников В. П. и др. Система обеспечения циркуляции теплоносителя при аврийных ситуациях с разгерметизацией первого контура. — См. [29], с. 104—107.
136. Mielken G., Will М. Spaft produktfreisetzung- und Ablagerung in Hochtempe- raturreaktoren. — Kerntechnik, 1976, Bd 18, N 2, S. 61—67.
137. Пономарев-Степной Η. H., Проценко A. H., Гребенник В. H. и др. Высокотемпературные реакторы с гелиевым теплоносителем. — Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика, 1976, вып 1 (2), с. 83—113 (М„ изд. ИАЭ).
138. Stocker Η. I., Delle W., Olshausen К. D. е. a. Fuel and material testing for pebble-bed reactors. — Proc. Symp. Oct. 1968 Julich Advanced and high temperature gas-cooled reactors, p. 681—690.
139. Reagan P. E., Long E. L., Morgan I. G. e. a. Irradiation performance of pyrolytic-carbon- and silicon carbide coated fuel particles. — Nucl. Appl. Technol., 1970, v. 8, N 5, p. 417—431.
140. Scheffel W. I., Scott С. B. Irradiation Experience with HTGR Fuels in the Peach Bottom Reactor. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1974, v. 18, p. 247—248.
141. Helium cooling of high temperature reactore. — J. Brit. Nucl. Energy Soc., 1966, v. 15, N 3, p. 257—272. Auft.: Hosegood S. B.
142. Галактионова H. А. Водород в металлах. M., Металлургия, 1967.
143. Blumensaat I., Rolhrig H. D. The Hydrogen and Tritium Permeation Ttrough Helium-Heated Tube wales — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1975, v. 20,
р. 728—730.
144. lasuo Mori, Heiji Ikegainin, Tatsnji Taira. Stude on Methane-Steam Refor- meer by High Temperature Helium. Juiich, FRG, 13—17 October, 1975.
145. Данилов E. А., Григоренко Η. M., Костиков Л. E. и др. Системы очистки теплоносителя ВТГР.—Атомная техн, за рубежом, 1975, № 9, с. 15—19.
146. Бурдаков Н. С., Турдаков В. Н. Некоторые закономерности окисления реакторного графита. — Атомная энергия, 1972, т. 32, вып. 4, № 6, с. 324— 326.
147. Липко А. И. Конструирование и расчет вакуумных систем. М., Энергия, 1970.
148. Мармер Э. Н. Углеграфитовые материалы. Справочник. М., Металлургия, 1973.
149. Свойства конструкционных материалов на основе углерода/Справочник. Под ред. В. П. Соседова. М., Металлургия, 1975.
150. Midtb Т., Shilling N. F. Construction, testing and commissioning of the Dragon Reactor Experiment. — In [14] — p. 273—280.
151. Хрулев А. А., Рыжков А. В., Никулин В. А. Система очистки гелия ВТГР.— См. [124], с. 34—42.
152. Чабак А. Ф. Система очистки гелиевого теплоносителя ВТГР.—Там же, с. 127—129.
153. Чабак А. Ф. Исследование свойств частиц графита и методы их удаления из первого контура ВТГР. — См. [39], с. 158—159.
154. Андреев П. А. Винтовые компрессорные машины. Л., Судпромгиз, 1961.
155. Сакун И. А. Винтовые компрессоры. М., Машгиз, 1960.
156. Добудогло Ю. Г., Обухов А. Н., Сметанников В. П. Динамика и регулирование АЭС с ВТГР. — Атомная техн, за рубежом, 1976, № 5, с. 3—9.
157. Емельянов И. Я., Гаврилов П. А., Селиверстов Б. Н. Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов. М., Атомиздат, 1975.
158. Сидоренко В. А. Вопросы безопасности работы реакторов ВВЭР. М., Атомиздат, 1977.
159. Колганов В. Д., Кочетков С. С., Сметанников В. П. Вопросы безопасности энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами.— Атомная техн, за рубежом, 1977, № 8, с. 5—12.
160. Кочетков С. С., Круглов А. Л., Сметанников В. П. и др. Конструкторские и проектные решения, используемые для обеспечения безопасности АЭС с БГР-300.— См. [29], с. 96-99.
161. Гребенник В. Н., Сметанников В. П., Чечина О. А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Вып. 2. Вопросы безопасности АЭС с Газоохлаждаемыми реакторами. АИНФ 519, М., ЦНИИатоминформ, 1980.
162. Сидоренко В. А. Водо-водяные реакторы в ядерной энергетике. — Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 5, с. 325—336.
163. Dalle Done М., Goetzmann G. A. Design and safety considerations for a 1000MW(e) gas-cooled fast reactor. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1975, v. 20, р. 468—471.
164. Schart Η. I. Zum Kurzzeitverhalten von Kiigelhaufen — HTR, dargestellt am Storfall Wassereinbruch. — Atomwirtschaft — Atomtechnik, 1976, Bd 21, N 1, S. 35—36.
165. Lahoud A., Boley B. Some considerations on the meeting of reactor fuel plates and pods. — Nucl. Eng. and Design, 1975, v. 32, N 1, p. 432—445.
166. Арифметчиков E. Ф. Нестационарные процессы в ядерной реакторе с циркулирующей сжимаемой средой, вызванные разуплотнением контура и динамикой его отдельных элементов.— В кн.: Теория и физика реакторов. М., изд. МИФИ, 1967, с. 103—110.
167. Самарский А. А. Введение в теорию разностных схем. М., Наука, 1974.
168. Самарский А. А. Теория разностных схем. М., Наука, 1977.
169. Гольдин В. Я., Калиткин Η. Н., Шишова Т. В. Нелинейные разностные схемы для гиперболических уравнений. — Журн. вычисл. матем. и матем. физ., 1965, т. 5, № 5, с. 338—944.
170. Беллман Р., Энджел Э. Динамическое программирование и уравнения в частных производных. Пер. с англ. М., Мир, 1974.
171. Каталог. Паротурбинные установки. М., изд. НИИинформтяжмаш, 1975.
172. Калинушкин Μ. П. Гидравлические машины и холодильные установки. М., Высшая школа, 1973.
173. Попов В. К- Основы электропривода. М., Энергия, 1951.
174. Вешеневский С. Н. Характеристики двигателей в электроприводе. М., Энергия, 1977.
175. Соколов Е. Я., Зингер Η. М. Струйные аппараты. М., Энергия, 1970.
176. Вейнберг Э. Ядерная энергия на пороге решающих изменений.—Атомная техника за рубежом, 1977, № И, с. 38—44.
177. Александров А. П., Легасов В. А., Сидоренко В. А. и др. Структура атомной энергетики с учетом производства энергии помимо электричества.— Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 6, с. 427—432.
178. Доллежаль Н. А., Заичко Н. Д., Алексеев А. М. и др. Использование ядерных реакторов для высокотемпературных энерготехнологических промышленных процессов. — Там же, с. 432—438.
179. Велихов Е. П., Глухих В. А., Гурьев В. В. и др. Гибридный термоядерный реактор ТОКАМАК для производства делящегося топлива и электроэнергии.— Атомная энергия, 1978, т. 45, вып. 1, с. 3—9.
180. Локшин В. Л. Роль гибридных термоядерных реакторов в перспективной структуре ядерной энергетики. — Атомная техн, за рубежом.
