Авторы
Гордеев С.С.1, Сорокин А.П.2
Организация
1 Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
2 Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Гордеев С.С.1 – аспирант. Контакты: 115409, г. Москва, Каширское шоссе, 31. Тел.: (967) 179 20 80; e-mail:
Сорокин А.П.2 – главный научный сотрудник, доктор технических наук.
Аннотация
В процессе кампании температурное поле в активной зоне быстрых реакторов с натриевым теплоносителем подвергается комплексному воздействию различных факторов. Представлены результаты анализа различных факторов, определяющих формирование температурного режима ТВС активной зоны реакторов на быстрых нейтронах в процессе кампании, и результаты их воздействия на температурный режим. Основными факторами являются распределение геометрических параметров, энерговыделения твэлов, расхода теплоносителя, интенсивность межканального и межпакетного обмена, стохастические отклонения в значениях этих параметров и их изменения в процессе эксплуатации реактора. Значительное воздействие на температурный режим активной зоны может оказывать формоизменение активной зоны, которое носит сложный характер, и может происходить в значительном диапазоне параметров. Неравномерное энерговыделение твэлов в поперечном сечении ТВС приводит, как правило, к росту уровня максимальной температуры твэлов и максимальной азимутальной неравномерности температуры твэлов. Межкассетная протечка теплоносителя и межкассетный теплообмен обусловливают изменение температурного режима в основном периферийных твэлов, Воздействие всей совокупности факторов указывает на возможный перегрев оболочки твэлов на 10-20% от среднего подогрева теплоносителя в ТВС для номинальных условий и до 50-100% от среднего подогрева теплоносителя в ТВС при значительных формоизменениях ТВС в процессе кампании. Значительным фактором формирования температурных полей в ТВС является межканальный обмен, эффективно выравнивающий локальные неравномерности температуры в ТВС. Представлены полученные обобщающие соотношения для распределений скорости и температуры теплоносителя в поперечном сечении ТВС, максимальной азимутальной неравномерности температуры периферийных твэлов при смещении твэлов в центральной и периферийной областях ТВС. Теплофизическое обоснование режимов работы ТВС активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем должно осуществляться с учетом воздействия различных факторов, в том числе, формоизменения ТВС в процессе кампании.
Ключевые слова
быстрый реактор, кампания, натрий, активная зона, тепловыделяющая сборка, твэл, оболочка, температура, расход, фактор, геометрические параметры, энерговыделение, формоизменение, стохастические отклонения параметров, межканальное перемешивание, межпакетный обмен, максимальная температура, неравномерность температуры
1. Багдасарова Ю.Е. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1969.
2. Усынин Г.В., Кусманцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1985.
3. Уолтерс А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986.
4. Троянов М.Ф. Развитие научно-технических основ энергетических быстрых реакторов. Атомная энергия, 1981, т. 50, вып. 2, с. 102-110.
5. Казачковский О.Д. Состояние и перспективы развития АЭС с быстрыми реакторами. Атомной энергетике 30 лет. Обнинск, ФЭИ, 1984, с. 84-94.
6. Рачков В.И., Калякин С.Г., Кухарчук О.Ф., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. От первой АЭС до ЯЭУ IV поколения (к 60-летию Первой в мире АЭС). Теплоэнергетика, 2014, № 5, с. 11-19.
7. Асмолов В.Г., Зродников А.В., Солонин М.И. Инновационное развитие ядерной энергетики России. Атомная энергия, 2007, т. 103. вып. 3, с. 147–155.
8. Говердовский А.А., Калякин С.Г., Рачков В.И. Альтернативные стратегии развития ядерной энергетики в XXI веке. Теплоэнергетика, 2014, №5, с. 3–10.
9. Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 4, с. 183–191.
10. Рачков В.И., Арнольдов М.Н., Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Логинов Н.И., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. Использование жидких металлов в ядерной, термоядерной энергетике и других инновационных технологиях. Теплоэнергетика, 2014, №5, с. 20-30.
11. Erbacher P.J. Cladding Tube Deformation and Core Emergency Cooling in a Loss of Coolant Accident of a Pressurized Water Reactor. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 103, no. 1, pp. 55-64.
12. Berhard A., Van Dorssebaere J.P., Durance S.P. Experimental Validation of the Harmonic Code. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 3/2, pp. 17.
13. Barnes W.D. A Review of the U.K. Core Mechanics Experimental Programme. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 3/1, pp. 16.
14. Liebe R., Will H., Zehlein H. Mechanical Response of LMPBR Core Under Transient Pressure Loading. Transactions of the American Nuclear Society, 1984, vol. 46, pp. 539-542.
15. Liebe R. Subassembly Experiments and a Computer Code to Analyze the Dynamic Code Deformation During Local Failure Propagation. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 43, no. 3, pp. 353-371.
16. Bentel H., Liebe R., Will H., et. al. Transient Deformation of LMFBR Cores due to Local Failure: Experimental and Theoretical Investigation. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 43, no. 3, pp. 381-410.
17. Shield J.A. Bow in Experimental Breeder Reactor II Reflector Subassemblies. Nuclear Technology, 1981, vol. 52, no. 2, pp. 214-226.
18. Тихомиров Б.Б., Поплавский В.М. Влияние статистических характеристик пучка твэлов ТВС на оценку температурного режима активной зоны быстрого натриевого реактора. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, №. 2, c. 128–139.
19. Прошкин А.А., Лихачев Ю.И., Тузов А.Н. и др. Анализ экспериментальных данных об изменении формы ТВС быстрых реакторов. Атомная Энергия, 1981, т. 50, вып. 4, с. 13-17.
20. Паршин A.M. Структура и радиационное распухание сталей и сплавов. М.: Энергоатомиздат, 1983.
21. Sorokin A.P., Efanov A.D., Zhukov A.V., Ushakov P.A., Bogoslovskaya G.P., Sorokin G.A., Matyukhin N.M. Thermohydraulic investigations of increasing the burnup of nuclear fuel in fast neutron reactors. Thermal Engineering, 2007, vol. 54, no. 3, pp. 180-188.
22. Лихачев Ю.И., Пупко В.Я., Попов В.В. Методы расчета на прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982.
23. Забудько Л.М., Лихачев В.И., Прошкин А.А. Работоспособность ТВС быстрых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1960.
24. Ошканов Н.Н., Баканов М.В., Потапов О.А. Опыт эксплуатации энергоблока БН-600 Белоярской АЭС. Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 5, с. 342-346.
25. Поролло С.И., Шулепин С.В., Дворяшин А.М., Конобеев Ю.В., Забудько Л.М. Результаты исследований твэлов БН-600, облученных в активной зоне первого типа. Атомная энергия, 2015, т. 118, вып. 6, с. 313-320.
26. Васильев Б.А., Кузавков Н.Г., Мишин О.В. и др. Опыт и перспективы модернизации активной зоны реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2011, № 1, с. 158-169.
27. Tomoyuki Uwaba, Hiroyuki Ohshima, Masahiro Ito Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system. Nuclear Engineering and Design, 2017, vol. 317, no. 2, pp. 133-145.
28. Marbach J. Comportement d'un Faisceau d'aiguilles Phenix sour irradiation. Irradiation Behaviour of Mettallic Materials for Fast Reactor Gore Components. CEA-DMECH-B.P. N 2-91190 GIF-Sur-YTJETTE. Prance, 1979, pp. 297-301.
29. Rousseau J., Boutard J.L., Courtois G. Deformation des Aiguilles Avec Pil Expaceur en Presence de Conflement et de Pluage D'irradiation. Irradiation Behavior of Metallic Materials for Fast Reactor Core Components. CEA-DMECH-B.P. N 2-91190 GIF-Sur-YUETTE. Prance, 1979, pp. 291-296.
30. Dutbie J.C., Perrin R.C., Adamson J. Development and Application of the CRAMP Code for Fast Reactor Core Assessment. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 2/3, pp. 8.
31. Sutherland W.H. Calculation Methods for Core Distortions and Mechanical Behavior. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 2/2, pp. 43.
32. Nakagawa M. ARKAS: A Three-Dimentional Finite Element Code for the Analysis of Core Distortions and Mechanical Behavior. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Corporated Limited, 1984, no. 1/2, pp. 12.
33. Heinecke J. Overview of the Design of Core Restraint Systems. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 1/2, pp. 12.
34. Лихачев Ю.И., Вашляев Ю.Н., Кравченко И.Н. Метод расчета усилий взаимодействия и деформации ТВС активной зоны быстрого реактора с учетом органов СУЗ и расхолаживания реактора. Препринт ФЭИ-1087. Обнинск, 1980.
35. Гордеев С.С., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Методика теплогидравлического расчета температурных режимов ТВС с учетом межканального перемешивания теплоносителя и случайного отклонения параметров в процессе кампании. Атомная энергия, 2017, т. 122, вып. 1, с. 17-25.
36. Букша Ю.К. Международное совещание по опыту и прогнозированию поведения активной зоны быстрых реакторов с учетом формоизменения ТВС. Атомная энергия, 1985, т. 59, вып. 6, с. 453-455.
37. Kallnowski J.E., Banmgartner A.J. Reactor Assembly Bowing Predictions for Various Alley Classes. Transactions of the American Nuclear Society, 1981, vol. 38, no. 1, pp. 301.
38. Джадд А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1984.
39. Betten P.R., Tow D.M. CAT Reconstruction and Potting Comparison of an LMPBR Fuel Bundle. Transactions of the American Nuclear Society, 1984, vol. 46, pp. 779-780.
40. Sha W.T., Marr W.W. Effect of Stainless-Steel Swelling on Thermal-Hydraulic Core Performance. Transactions of the American Nuclear Society, 1972, vol. 15, no. 1, pp. 327-328.
41. Ohmae К., Morino A., Nakao N., et. al. Channel Deformation Analysis for Fast Reactor Fuel Assemblies Undergoing Swelling and Thermal Bowing. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 23, no. 3, pp. 309-320.
42. Hishida H. Detailed Design Consideration on Wire-Spaced LMPBR Fuel Subassemblies under the Effects of Uncertainties and Non-Nominal Geometries. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGPR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 29-58.
43. Тихомиров Б.Б., Савицкая Л.В., Поплавский В.М., Сорокин А.П. Модели статистического учета радиационного формоизменения конструкционных материалов в расчете температурного режима ТВС быстрых реакторов. Труды французско-советского семинара «Вопросы теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов». Франция, 1986.
44. Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В, Ушаков П.А., Кривенцев В.И., Титов П.А. Стохастические неравномерности температурных полей в формоизмененных ТВС быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-1678. Обнинск, 1985.
45. Buksha Yu.K., Zabudko L.M., Kravchanko I.N. et. al. An Analysis of Fast Reactor Fuel Assembly Performance Taking into Account Their Mechanical Interaction in the Core and Re-Fuelling Line Capabilities. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 1/3, pp. 22.
46. Barr R.B., Leggett R.D. Performance Predictions of FTR Fuel. Transactions of the American Nuclear Society, 1974, vol. 19, no. 1, pp. 117-118.
47. Porter D.L., Takata M.L., Wood E.L. Direct Evidence for Stressenhonced Swelling in Type 316 SS. Journal of Nuclear Materials, 1983, vol. 116, no. 3, pp. 272.
48. Лихачев Ю.И., Попов В.В., Троянов В.М., Хмелевский М.Я. Расчетно-статистическое моделирование формоизменения и работоспособности твэлов энергетических быстрых реакторов методом Монте-Карло. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1982, вып. 2 (24), с. 36-43.
49. Miki К. Deformation Analysis of Fuel Pins within the Wire-Wrap Assembly of an LMFBR. Nuclear Engineering and Design, 1979, vol. 2, no. 3, pp. 371-382.
50. Sakat K., Okabo Y., Hishida H. Three Dimensional Deflection Analysis of Wire-Spaced Fuel Pin Bundles Under Temperature and Hydrodynamic Force Fields with Irradiation Effects. Nuclear Engineering and Design, 1978, vol. 48, no. 2-3, pp. 595-610.
51. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. М.: Атомиздат, 1975.
52. Ушаков П.А., Жуков А.В., Матюхин Н.М. Азимутальные неравномерности температуры твэлов, расположенных в правильных решетках при турбулентном течении жидких металлов. Теплофизика высоких температур, 1977, том 15, № 1, с. 76-83.
53. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Теплосъем в активных зонах быстрых реакторов. Атомная энергия, 1986, т. 58, вып. 4, с. 226-232.
54. Рачков В.И., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлические исследования жидкометаллических теплоносителей в ядерных энергетических установках. Теплофизика высоких температур, 2018, №1, с. 121-136.
55. Hoffmann Н., Hoffmann F., Rehme К. Status of the LMFBR Thermo- and Fluid-Dynamic Activities at KFK. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, Vienna, 1979, p. 82-106.
56. Gnadt P.A., Carbajo J.J., Dearing J.P., et. al. Sodium Boiling Experiments in the Thors Facility. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 1-3, pp. 241-280.
57. Markley R.A. Status of Core Thermо-Hydraulic Development in the USA. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, p. 76-81.
58. Chiu C., Todreas N., et. al. Experimental Techniques for Liquid Metal Cooled Fast Breeder Reactor Fuel Assembly Thermal/Hydraulic Test. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1-3, pp. 253-270.
59. Engel F.G., Minushkin B., Atkins R.J. et. al. Characterizations of Heat Transfer and Temperature Distributions in an Electrically Heated Model of an LMFBR Blanket Assembly. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1-3, pp. 335-347.
60. Levis A.E., Wantland J.L. A Study of the Reproducibility of Data From Steady-State Tests in Simulated Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Fuel Assemblies. Nuclear Technology, 1984, vol. 67, no. 2, pp. 132-148.
61. Mijaguchi K., Takahashi J. Thermal-Hydraulic Experiments with Simulated LMFBR Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 58-75.
62. Betts C., Mc Areavey C.G. A Review of Theoretical and Experimental Studies underlying the Thermal-Hydraulic Design of Fast Reactor Fuel Elements. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 7-22.
63. Khairallah A., Leteinturier D., Sksk J. Status of Thermohydraulic Studies of Wire-Wrapped Bundles. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions, IWGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 23-28.
64. Menant В., Basque G., Grand D. Theoretical Analysis and Experimental Evidence of Three Types of Thermohydraulic Incohorency in Undisturbed Cluster Geometry. Thermodynamics FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 134-151.
65. Leteinturier D., Cartier L. Theoretical and Experimental Investigations of the Thermohydraulics of Deformed Wire-Wrapped Bundles in Nominal Flow Conditions. Thermodynamics FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, IAEA, 1979, pp. 254-260.
66. Weber G., Cornet G. Thermohydraulic Characteristics of SNR-Fuel Elements. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 202-215.
67. Falzetti, Meneghello S., Pezzilli M. Steady-State Thermohydraulic Studies in Seven-Pin Bundle Out-of-Pile Experiments: Nominal and Distorted Geometry Tests. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IEGFR/29, IAEA, Vienna, 1979, pp. 261-273.
68. Мантлик Ф. Современное состояние вопросов динамики натрия в активных зонах быстрых реакторов. Гидродинамика и теплопередача в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Прага: ЧСКАЭ, 1984, т. 1, с. 14-22.
69. Шульц В. Экспериментальное исследование температурных полей в кассете быстрого реактора с поврежденной геометрией пучка. Гидродинамика и теплопередача в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторах с натриевым теплоносителем. Прага: ЧСКАЭ, 1984, т. 1, с. 159-173.
70. Грязев В.М., Асеев Н.А., Маркин С.А. и др. Расчетно-экспериментальные исследования теплофизики и гидродинамики пакетов активной зоны реактора БОР-60. Теплофизика и гидродинамика активной зоны и парогенераторов для быстрых реакторов. Прага: ЧСКАЭ, 1978, т. 1, с. 182-209.
71. Sorokin A.P., Efanov A.D., Yuriev Yu.S., Zhukov A.V., Ushakov P.A., Bogoslovskaya G.P. Methods and codes for modeling thermohydraulics of fast reactor core subassemblies under nominal and non-nominal operation conditions. LMFR core thermohydraulics: Status and prospects. IAEA, Vienna, IAEA-TECDOC-1157, 2000.
72. Ушаков П.А. Приближенное тепловое моделирование цилиндрических тепловыделяющих элементов. Жидкие металлы. М.: Атомиздат, 1967, с. 137-148.
73. Жуков А.В., Кудрявцева Л.К., Свириденко Е.Я., Субботин В.И., Таланов В.Д., Ушаков П.А. Экспериментальное исследование на моделях полей температуры тепловыделяющих элементов. Жидкие металлы. М.: Атомиздат, 1967, с. 170-194.
74. Субботин В.И., Ушаков П.А., Жуков А.В. и др. Температурные поля твэлов активной зоны реактора БОР. Атомная энергия, 1970, т. 28, вып. 6, с. 489-490.
75. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Температурные поля и теплоотдача в периферийных зонах шестигранных кассет твэлов быстрых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Реакторостроение, 1977, вып. 4 (18), с. 5-8.
76. Жуков А.В., Казачковский О.Д., Матюхин Н.М. и др. Интенсификация тепломассообмена в ТВС быстрых реакторов с встречными проволочными навивками. Атомная энергия, 1985, т. 58, вып. 5. с. 325-331.
77. Feldmann S.E., Gillette J.L., Schmitt R.C., Sha W.T. Thermal-Hydraulic Analysis of the XX07 Instrumented SBR-II Subassembly using TH13D. Transactions of the American Nuclear Society, 1975, vol. 22, no. 1, pp. 589-590.
78. Betten P.R. Comparison of XX08 Steady State Temperature Measurements with. Analytical Predictions. Transactions of the American Nuclear Society, 1978, vol. 30, no. 1, pp. 528-529.
79. Chuang M.C., Kothmann R.E., Pechersky M.J., Markley R.A. Cladding Circumpherential Hot Spot Factor for Fuel and Blanket Rods. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 35, no. 1, pp. 21-28.
80. Jankus V.Z., Weeks R.W. LIFE-II-A Computer Analysis of Fast Reactor Fuel Element Behavior as a Function of Reactor Operating History. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 18, no. 1, pp. 83-96.
81. Harbourne B.L. et. al. Development of CYGRO-F for Fuel Rod Behavior Analysis. Nuclear Technology, 1972, vol. 16, pp. 156.
82. Полянин Л.Н. Влияние перекосов энерговыделения и неравномерности теплообмена на температурное поле тепловыделяющего стержня. Инженерно-физический журнал, 1973, т. 24, №6, с. 1118-1123.
83. Moreno P., Liu J., Khan E., Todreas N. Steady-State Thermal Analysis of FWR's by a Simplified Method. Transactions of the American Nuclear Society, 1977, vol. 26, no. 1, pp. 465-466.
84. Duponi J.M., Ginier R., Sallement R., Poyot J., Ratier J.L. L'Element Combustible du reactour Phenix. Peaceful Uses of Energy. Geneva, 1971, vol. 4.
85. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Номофилов Е.В. и др. Температурные поля в нестандартных и деформированных решетках твэлов быстрых реакторов. Теплофизика и гидродинамика активной зоны и парогенераторов для быстрых реакторов. Прага: ЧСКАЭ, 1978, т. 1, с. 132-145.
86. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Влияние деформации решетки на температурные поля и теплоотдачу твэлов характерных зон модели кассеты твэлов быстрого реактора. Препринт ФЭИ-979. Обнинск, ФЭИ, 1980.
87. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Экспериментальное исследование влияния деформации решетки на температурные поля периферийных твэлов. Обнинск: ФЭИ, 1980, с. 27-37.
88. Moller R., Tschoke Н. Steady-State Local Temperature Fields with Turbulent Liquid Sodium Flow in Nominal and Disturbed Bundle Geometries with Spacer Grids. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1-3, pp. 59-70.
89. Vegter B.J., Roidt R.M., Pecheraky M.S. et. al. Effect of Rod Bowing on the Subchannel Flow Rate in a Model Reactor Rod Bundle. Transactions of the American Nuclear Society, 1980, vol. 35, no. 2, pp. 585-587.
90. Carelli M.D., Bach C.W. Thermal-Hydraulic Analysis for CRBRP Core-Restraint Design. Transactions of the American Nuclear Society, 1975, vol. 21, no. 1, pp. 393-395.
91. Sha W.T., Schmitt R.C. A Model to Account for By pass-Fluid and Inter-Fuel Assembly Heat Transfer. Transactions of the American Nuclear Society, 1975, vol. 22, no. 1, pp. 575-576.
92. Ihle P. Heat Transfer on Rod Bundles with Severe Clad Deformations. Nuclear Science and Engineering, 1984, vol. 88, pp. 206-219.
93. Chang L.K. The Preduction of Temperature Distribution of a Subassembly Including Interassembly Heat Transfer. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 42, no. 2, pp. 223-236.
94. Moreno P., Lin L., Khan E. et. al. Steady State Thermal Analysis of FWR's by a Simplifier Method. Transactions of the American Nuclear Society, 1977, vol. 28, no. 1, pp. 465-466.
95. Chen B.C., Todreas E. Prediction of the Coolant Temperature Field in a Breeder Reactor Including Interassembly Heat Transfer. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 35, no. 3, pp. 423-440.
96. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Поля температуры в деформированных решетках твэлов быстрых реакторов с равномерными и неравномерными тепловыми нагрузками. Препринт ФЭИ-1014. Обнинск, 1979.
97. Швецов Ю.Е., Ашурко Ю.М., Суслов И.Р., Раскач К.Ф., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е. Мультифизичный код UNICO для анализа переходных процессов в быстрых натриевых реакторах. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, №1, с. 211-220.
УДК 621.039:532.54
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 2, 2:22