Оценка остаточного ресурса ТВС из остановленных энергоблоков РБМК-1000 для дожигания на действующих энергоблоках АЭС

Канашов Б.А., Кузьмин И.В., Костюченко А.Н., Перепелкин С.О., Чесанов В.В.

Сборник докладов X Международного форума «Безопасность ядерных технологий: транспортирование радиоактивных материалов – «Атомтранс-2015», С.-Петербург, 5-9 октября 2015 г.

PDF версия

ВВЕДЕНИЕ

Проектный срок эксплуатации энергоблоков РБМК-1000, составляющий 30 лет, уже закончился. Комплексный анализ состояния реакторов позволил продлить срок эксплуатации энергоблоков РБМК до 45 лет [1]. Дополнительный срок эксплуатации каждого реактора будет зависеть от его особенностей, однако можно предположить, что на отдельной АЭС реакторы будут выводиться из эксплуатации в том же порядке, в каком вводились (см. таблицу 1).

Характерной особенностью реакторов типа РБМК является непрерывная перегрузка топлива. В среднем за сутки одна выгоревшая ТВС заменяется на свежую. Иногда в реактор повторно загружаются облученные сборки, не достигшие проектной глубины выгорания. При этом в реакторе находятся сборки с различным выгоранием топлива. Распределение ТВС по выгоранию зависит от длительности предшествующего периода. Если в течение длительного времени в реактор загружалось топливо одного типа с примерно постоянной скоростью, то распределение ТВС в реакторе по выгоранию не меняется. В этом случае говорят о стационарном режиме перегрузки.

За время эксплуатации реакторов типа РБМК обогащение топлива подпитки поэтапно увеличивалось. В настоящее время энергоблоки с реакторами РБМК-1000 практически переведены на уран-эрбиевое топливо обогащением 2,8 % по урану-235 и содержанием эрбия 0,6 %. В частности, на начало 2014 года доля ТВС с топливом обогащением 2,8% составляла 96 % [2].

В остановленном реакторе РБМК-1000 будет находиться много ТВС с глубиной выгорания, значительно меньшей проектной. Это топливо можно использовать в других энергоблоках. Использование топлива остановленного энергоблока позволяет значительно сократить потребность в свежем. Специалистами РНЦ КИ выполнена технико-экономическая оценка эффективности дожигания топлива 1-го энергоблока Ленинградской АЭС в других энергоблоках станции. Показано, что наиболее экономичным с точки зрения капитальных затрат является дожигание ТВС из 1-го энергоблока в реакторе 3-го энергоблока, а из 2-го энергоблока – в реакторе 4-го энергоблока. Не исключаются варианты, когда топливо 1-го энергоблока будет использовано на 4-м блоке, а 2-го – на 3-м, т.е. дожигание на энергоблоках второй очереди.

На Игналинской АЭС в начале 2000-х годов был накоплен положительный опыт использования ТВС, выгруженных из реактора остановленного 1-го энергоблока и перевезенных на 2-ой энергоблок. Успешный опыт Игналинской АЭС, а также отечественный опыт дожигания ТВС в пределах энергоблока позволяют надеяться на то, что планируемая технология дожигания ТВС на российских АЭС с РБМК-1000 будет безопасной и даст значительный экономический эффект.

1. Особенности эксплуатации ТВС на энергоблоках с реакторами РБМК-1000

В среднем за год из каждого блока РБМК-1000 по выработке ресурса извлекают 389 отработавших ТВС (ОТВС). Назначенный ресурс ТВС РБМК-1000 с обогащением топлива 2,8 мас. % (0,6 % эрбия) составляет 3380 МВт сут./ТВС или 30 МВт сут./кгU. Для ТВС с профилированием обогащения по высоте твэлов указанные параметры составляют 4000 МВт сут./ТВС и 35,7 МВт сут./кгU, соответственно. Назначенный срок службы для всех типов ТВС при этом составляет 10 лет при условии продолжительности эксплуатации ТВС на мощности не более 8 лет.

Продолжительность эксплуатации ТВС на мощности (ПЭМ) определяется как:

ПЭМ = П1–П2–П3,

где: П1 – календарное время с момента первой загрузки до окончательной выгрузки ТВС (назначенный срок службы), лет;
П2 – суммарное время нахождения ТВС в бассейне выдержки, лет;
П3 – суммарное время нахождения ТВС в технологическом канале остановленного на ремонт реактора, лет.

На рисунке 1 А графически представлена структура назначенного срока службы ТВС РБМК-1000. Рисунок не учитывает время пребывания свежей ТВС на складе и на балконе ЦЗ до ее загрузки в АЗ. Предполагается, что это время меньше, чем 0,3 года.

В случае дожигания ТВС остановленного блока на действующем структура назначенного срока службы ТВС РБМК-1000 меняется (рисунок 1 Б). Назначенный срок службы ТВС при этом включает в себя, кроме указанных выше величин:

• ПЭМ-1 – продолжительность эксплуатации ТВС на мощности на блоке, предназначенном для останова;
• П4 – время обязательного расхолаживания ТВС в АЗ остановленного блока (минимум 1 год);
• П5 – время пребывания ТВС в АЗ остановленного блока в период выгрузки всего массива ТВС (от 0 до 4 лет);
• ПЭМ-2 – продолжительность эксплуатации ТВС на мощности на действующем блоке.

Время технологического хранения (П4+П5) ТВС, предназначенных для дожигания, в сумме не должно превышать 5 лет: за это время все ОЯТ, размещенное как в АЗ, так и в БВК, в соответствии с программой вывода остановленного энергоблока из эксплуатации должно быть полностью удалено с энергоблока.

Суммируя все интервалы времени и исходя из предположения, что последняя ТВС, извлеченная из реактора остановленного блока, должна полностью выработать проектный ресурс на действующем блоке, получаем, что назначенный срок службы ТВС РБМК-1000 должен составлять 15 лет. В любом случае, если в среднем ТВС будет находиться в реакторе остановленного блока 2,5 года, назначенный срок службы ТВС РБМК-1000 должен быть установлен не менее 13 лет.

2. Оценка количества ОТВС, пригодных для дожигания

Определим количество ТВС, пригодных для дожигания, на энергоблоках Ленинградской АЭС. В настоящее время в реакторах энергоблоков 1-4 в основном загружено топливо с обогащением 2,8 % по урану-235. Количество их по блокам 1-4 в 2014 году было равно 1597, 1449, 1591 и 1609, соответственно [1], что в сумме составляет 6246 ТВС. Предположим, что на момент останова в реакторе каждого блока будет находиться такое же количество ТВС. С учетом отбраковки по разным причинам будем считать, что доля ТВС, пригодных для дожигания на другом блоке, составляет 50 %, т.е. около 2320 ТВС (ТВС 4-го блока не смогут быть дожжены). С учетом того, что каждая «недожженная» ТВС может отработать на мощности в АЗ действующего энергоблока не более 4 лет (1100 эфф. сут.), имеем общий ресурс ~2550 тыс. ТВС*эфф.сут.

Дожигание ТВС с 1-го энергоблока можно начать, в лучшем случае, в начале 2020 года. Использовать 798 «недожженных» ТВС с 1-го энергоблока можно:
на 2-ом блоке – 1 год (если 2-ой блок будет остановлен в конце 2020 года),
на 3-ем блоке – 5 лет (если 3-й блок будет остановлен в конце 2024 года),
на 4-ом блоке – 7 лет (если 4-ый блок будет остановлен в конце 2026 года).

Итого 13 реакторо-лет (или 3575 эфф. сут).

Аналогично, ТВС из остановленного в 2020 году 2-го энергоблока можно дожигать с начала 2022 года. Имеем следующую возможность использовать 725 ТВС со 2-го энергоблока:
на 3-ем блоке – 3 года (если 3-ий блок будет остановлен в конце 2024 года),
на 4-ом блоке – 5 лет (если 4-ый блок будет остановлен в конце 2026 года).

Итого 7 реакторо-лет (или 1925 эфф. сут).

795 ТВС из остановленного в 2024 году 3-го энергоблока с начала 2026 года могут использоваться на 4 ом блоке в течение одного года (если он будет остановлен в конце 2026 года).

Итого 1 реакторо-год (или 275 эфф.сут).

Таким образом, потенциальные возможности 2, 3 и 4-го энергоблоков по дожиганию ТВС с остановленных энергоблоков – 3037,1 тыс. ТВС*эфф.сут. Если учесть, что при загрузке топлива в реактор на действующих блоках будут в равном количестве использоваться свежие и «недожженные» ТВС, то действующие блоки после останова 1-го энергоблока в 2018 году предоставят для дожигания только половину этого ресурса, т.е. 1518,5 тыс. ТВС*эфф. сут.

Сравнение с общим ресурсом «недожженных» ТВС (2550 тыс. ТВС*эфф. сут.) показывает, что количество «недожженных» ТВС примерно в 1,7 раза превышает возможности действующих энергоблоков по дожиганию этих ТВС.

Полученный результат означает, что не все «недожженные» ТВС могут быть использованы на действующих энергоблоках. С другой стороны, у руководства АЭС появляется свобода в принятии решения относительно использования «недожженных» ТВС на том или ином блоке.

3. Требования к состоянию ТВС, предназначенных для повторного использования

К дожиганию на действующих энергоблоках АЭС допускаются как ТВС рабочая (сб. 50), так и ТВС рабочая под гамма-камеру (сб. 49). С учетом результатов эксплуатации и послереакторных исследований предлагается не рассматривать ТВС с циркониевыми дистанционирующими решетками (ДР) в качестве кандидатов на дожигание. К дожиганию допускаются только ТВС с ДР из нержавеющей стали. Предлагается допустить для дожигания ТВС с исходным обогащением топлива 2,8 % и содержанием эрбия 0,6 % (черт. 865.00.000-16-17) и ТВС с обогащением, профилированным по высоте твэлов (черт. 871.00.000-01).

Как будет показано далее, дожиганию на действующих энергоблоках АЭС подлежат ТВС с выгоранием топлива не более 20 МВт сут/кгU (2300 МВт сут/ТВС) или с временем работы на мощности ~1100 эфф.сут. (~4 года). Предлагается допустить к дожиганию ТВС после выдержки в АЗ остановленного реактора или БВК в течение не менее одного года. К дожиганию допускаются ТВС с суммарным сроком службы не более 13 лет, в том числе 8 лет на мощности. Послереакторные исследования ОТВС РБМК-1000, хранившихся в условиях водной среды БВК в течение 24 лет, показали, что длительное водное хранение не является ограничивающим фактором для повторного использования ТВС.

Состояние ТВС оценивается по результатам осмотра. Особое внимание уделяется состоянию ДР и оболочек твэлов; также важно отсутствие посторонних предметов в пространстве между твэлами. В процессе визуального осмотра устанавливается соответствие состояния ТВС образцам качества завода-изготовителя. По результатам осмотра ТВС считается непригодной для дожигания, если обнаружены следующие дефекты:
• видимые повреждения дистанционирующих решеток (задиры, разрывы, вмятины);
• смещение или отсутствие ДР;
• видимые вмятины или повреждения (в том числе, коррозионные) на поверхностях оболочек твэлов;
• отсутствие заглушки у твэла;
• наличие постороннего предмета в межтвэльном пространстве;
• величина осевого зазора между торцами верхнего и нижнего пучков твэлов (ПТ) менее 12 мм.

4. Состояние конструкционных материалов ТВС РБМК после эксплуатации по результатам послереакторных исследований

4.1. Коррозионная стойкость оболочек твэлов

В общем виде коррозия циркония в водных средах протекает по реакции:

Zr + 2H2O -> ZrO2 + 2H2.

Первоначально образующаяся оксидная пленка дефицитна по кислороду, то есть представляет собой соединение ZrO2-x, где x = 0,005. Такая оксидная пленка обладает высокими защитными свойствами, хорошо сцеплена с металлической подложкой, компактна и имеет глянцевую темную окраску. Специфика коррозии циркония и его сплавов состоит в том, что по мере роста оксидной пленки, по ряду причин, может наступить момент достаточно резкого изменения ее качества и снижения защитных свойств. В этот период оксидная пленка теряет сплошность, в ней развивается система продольных и поперечных трещин, она разрыхляется и проявляет склонность к ее отслаиванию от металла. Оксидная пленка при этом достигает стехиометрического состава и приобретает отчетливо выраженную белую или светло-серую окраску. Описанные явления приводят к перелому в кинетике коррозии от параболической к линейной. Этот тип коррозии наблюдается на участках между ДР. В диапазоне времени эксплуатации 650–3100 эфф. сут. максимальная толщина оксидной пленки на участках между ДР описывается выражением [3]:

h=a×(t-t0)+b,

где t – время работы на мощности, эфф.сут.; t0=650 эфф. сут; a=0,112 мкм/сут, b=32 мкм.

При выгорании топлива в твэле до 20 МВт сут/кгU (~1100 эфф. сут) максимальная толщина оксидной пленки на участках между ДР не превышает 100 мкм. При этом минимальная остаточная толщина металла составляет 900 мкм (рисунок 2).

Наряду со сплошной (равномерной) коррозией на оболочках могут наблюдаться специфические виды локальной коррозии. Так называемая нодулярная коррозия проявляется в виде образования на поверхности оболочек мелких отстоящих друг от друга участков белой оксидной пленки – нодулей со средним диаметром от долей миллиметра до нескольких миллиметров. С течением времени участки светлой оксидной пленки могут расширяться и сливаться в сплошную зону окисления с образованием толстой расслаивающейся оксидной пленки.

Результаты послереакторных исследований ОТВС РБМК-1000 после эксплуатации [3, 4, 5] показали, что наряду с общей равномерной коррозией наблюдается локальное окисление и фреттинг-износ оболочек твэлов под дистанционирующими решетками. В диапазоне времени эксплуатации 527–3100 эфф. сут максимальная толщина оксидной пленки на участках под ДР описывается выражением [3]:

h=c×√(t-t0 ),

где t – время работы на мощности, эфф. сут; t0=527 эфф. сут, с=10,9 мкм/сут0,5.

При выгорании топлива в твэле до 20 МВт сут/кгU (~1100 эфф. сут) максимальная толщина оксидной пленки на участках под ДР не превышает 300 мкм (рисунок 3). При этом минимальная остаточная толщина металла составляет 700 мкм.

В процессе хранения ОТВС в условиях нейтральной воды БВК скорость общей равномерной коррозии оболочек между ДР невелика, а толщина окисной пленки на поверхности твэлов в зависимости от времени хранения описывается уравнением [6]:

h=0,9+0,19×Bu+0,12×lg t,

где Вu – выгорание топлива, МВт сут/кгU.

После 5 лет технологического хранения дополнительная толщина окисной пленки на оболочках твэлов ОТВС с выгоранием 20 МВт сут/кгU не превышает 1 мкм. Этот вывод подтверждается результатами послереакторных исследований ОТВС, хранившейся в БВК в течение 24 лет [7].

Однако на участках с нодулярной коррозией и под ДР коррозия циркониевых оболочек протекает по другому механизму. Участки поверхности твэлов со следами нодулярной коррозии продолжают корродировать и в бассейне, поскольку не имеют защитной окисной пленки. Скорость коррозии на таких участках в ~45 раз интенсивнее, чем на участках с равномерной коррозией, а толщина окисной пленки в зависимости от времени хранения описывается уравнением [6]:

h=80+15×Bu+5,3×lg t.

После 5 лет технологического хранения дополнительная толщина окисной пленки на участках твэлов с нодулярной коррозией и под ДР для ОТВС с выгоранием 20 МВт сут/кгU может достигать 100 мкм. Такие ОТВС нецелесообразно рассматривать в качестве кандидатов на повторное использование на действующих энергоблоках.

4.2. Фреттинг-износ оболочек твэлов

Результаты послереакторных исследований более 20 ОТВС РБМК-1000 с различным выгоранием топлива показывают, что случаи фреттинг-износа оболочек твэлов под стальными ДР носят единичный характер, а глубина фреттинг-износа оболочек для подавляющего большинства исследованных ОТВС не превышает 300 мкм.

Единственный случай, когда глубина фреттинг-износа оболочек достигала нескольких сотен микрон, а количество таких следов насчитывалось до нескольких десятков, наблюдался на ТВС, отработавшей до выгорания ~20 МВтсут/кгU в течение 1290 эфф. сут [8], которая по результатам реакторного КГО была признана негерметичной и досрочно выгружена из АЗ. Послереакторные исследования показали, что причиной разгерметизации явилось debris-повреждение оболочки одного из твэлов верхнего пучка твэлов.

4.3. Изменение механических свойств материала оболочек

При реакторном облучении циркониевых сплавов в процессе эксплуатации происходит увеличение их прочности и снижение пластичности. Результаты испытаний образцов оболочек из сплава Э110 облученных твэлов приведены на рисунке 5.

При эксплуатации твэлов РБМК-1000 с оболочками из сплава Э110 до проектных выгораний:
• предел прочности увеличивается на 10–20 %;
• предел текучести увеличивается примерно в 1,5 раза;
• общее удлинение снижается в 3–6 раз;
• равномерное удлинение снижается в 3–7 раз.

Наводороживания материала оболочек не наблюдается: содержание водорода в оболочке герметичных твэлов находится в диапазоне (0,8-1,5)•10^-2 %масс. Что касается изменения свойств материала оболочек при длительном хранении, прочностные и структурные характеристики материала оболочек твэлов РБМК после хранения в воде в течение 15–20 лет практически не отличаются от соответствующих характеристик твэлов ОТВС, хранившихся в течение 2–3 лет.

4.4. Изменение механических свойств материала несущей и каркасной труб

При реакторном облучении циркониевых сплавов типа Э125 в процессе эксплуатации происходит увеличение их прочности и снижение пластичности. Результаты испытаний образцов облученных изделий из сплава Э125 приведены в таблице 2.

Результаты, изложенные в таблице, свидетельствуют о том, что материал каркасной трубы имеет достаточный запас прочности и пластичности для повторного использования ОТВС.

4.5. Изменение механических свойств материала ДР

Материал обода стальных ДР после эксплуатации до выгораний топлива 20 МВтсут/кгU обладает удовлетворительной пластичностью, о чем свидетельствует многократные исследования, а также внешний вид задиров обода, образующихся при транспортных операциях с ОТВС.

Каких-либо заметных деформаций ячеек ДР, приводящих к изменению их конфигурации, в процессе послереакторных исследований не обнаружено. Пластичность материала ячеек стальных ДР остается на высоком уровне. В качестве показателя пластичности ячеек ДР используется предел упругих перемещений, под которым имеется в виду максимальное увеличение диаметра ячейки без остаточной неупругой деформации при расширении ячейки ДР конусообразным инструментом. Значения предела упругости в большинстве случаев находились в интервале от 0,19 до 0,37 мм, т.е. ячейки стальных ДР деформируются упруго. Предел прочности материала ячеек ДР – в диапазоне от 680 до 900 МПа. Нагрузка отрыва ячеек в месте точечной сварки составляет от 1200 до 2000 Н, что сравнимо с нагрузкой отрыва в исходном состоянии.

5. Контроль геометрических параметров ТВС и топливного модуля в целом

Перед постановкой в АЗ действующего энергоблока топливного модуля (ТВС + подвеска) необходимо провести следующий контроль геометрических параметров ТВС:
• расстояние между торцами твэлов верхнего и нижнего ПТ должно быть не менее 12 мм;
• максимальный диаметр ободов дистанционирующих решеток не должен превышать 79 мм.

Контроль геометрических параметров соединения подвески с ТВС имеет целью проверку двух параметров:
• кривизны соединения подвески с ТВС: кривизна в месте стыка не должна превышать 0,6 мм на базе 300 мм. Проверку необходимо производить в трех плоскостях, расположенных под углом 120 градусов;
• соосности подвески с ТВС: допускается смещение подвески относительно оси ТВС на величину не более 0,4 мм.

Перед постановкой топливного модуля в АЗ действующего энергоблока производится контроль состояния подвески и качества соединения ТВС с подвеской. При этом контроль состояния сварного соединения ТВС сб. 50 с подвеской сб. 15 проводится методом визуального осмотра трех сварных точек с помощью лупы шестикратного увеличения. Контроль состояния сварного соединения ТВС сб.49 с подвеской сб.16 проводится методами визуального осмотра сварного шва и околошовной зоны, гамма-контроля сварного шва и контроля сварного шва на гелиевую плотность.

К повторному использованию допускается топливный модуль, не имеющий каких-либо дефектов сварного шва и удовлетворяющий критериям герметичности. По результатам контроля геометрических параметров ТВС составляется акт. Результаты измерений заносятся в «Паспорт на ОТВС».

Загрузка ТВС в реактор осуществляется на основании положительного заключения о герметичности твэлов и внешнего вида ТВС, отраженного в «Паспорте на ОТВС». Каждая из повторно загруженных ТВС в течение первых пяти суток подвергается ежесменному индивидуальному контролю с помощью системы поканального КГО для подтверждения ее работоспособности.

ВЫВОДЫ

На основе проведенного анализа количества пригодных для дожигания ТВС остановленных энергоблоков РБМК-1000, их состояния, оцененного на основе результатов послереакторных исследований и сравнения этих данных с требованиями, которые предъявляются к ТВС, можно сделать следующие выводы:
• Исследования состояния ТВС, отработавших в АЗ остановленных энергоблоков до выгорания 20 МВтсут/кгU (1100 эфф. сут), свидетельствуют об их существенных ресурсных возможностях с точки зрения повторного использования в АЗ действующих энергоблоков.
• Обращение с ТВС – кандидатами на повторное использование в АЗ действующих энергоблоков требует разработки и выполнения специальных требований на этапах извлечения из АЗ остановленного энергоблока, отбора на дожигание, отделения подвески, транспортирования, формирования топливного модуля и окончательного контроля состояния ТВС на действующем энергоблоке.
• Не менее 2000 ТВС с 1, 2, 3-го остановленных энергоблоков Ленинградской АЭС могут рассматриваться как кандидаты на повторное использование на 2, 3, 4-ом энергоблоках.
• Возможности 2, 3, 4-ого энергоблоков с учетом их сроков останова для вывода из эксплуатации таковы, что они могут принять только часть из указанного выше количества ТВС.
• Поскольку темпы приемки ТВС на действующих блоках для дожигания меньше, чем темпы поставки «недожженных» ТВС с остановленных блоков, необходимо дополнительно организовать их временное технологическое хранение, которое может привести к превышению назначенного срока службы ТВС РБМК-1000, существующего в настоящее время (10 лет).
• Чтобы избежать частой замены ТВС по причине завершения назначенного срока службы, необходимо продлить этот срок до не менее 13 лет.
• Общее количество «недожженных» ТВС достаточно, чтобы проводить жесткую отбраковку, гарантирующую герметичность ТВС в процессе всего периода повторного использования.
• Транспортно-технологические операции не должны вносить изменения в состояние компонентов ТВС (в первую очередь, твэлов и дистанционирующих решеток).

Список литературы

1. Габараев Б.А., Черкашов Ю.М., Петров А.А. и др. Обоснование продления срока эксплуатации энергоблоков с РБМК. // Атомная энергия, 2006, т.100, вып.4. – С. 328–335.
2. Петров А.А., Черепнин Ю.С., Иванов А.А., Дмитриева И.А. Эксплуатация ТВС на энергоблоках РБМК-1000. // Девятая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2014), Москва, 21–23 мая 2014 г.
3. А.Н. Костюченко, В.В. Чёсанов, Д.В. Марков, Е.А. Звир, Г.И. Маёршина. Окисление оболочек твэлов РБМК-1000 в процессе штатной эксплуатации. // Девятая российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14–18 сентября 2009 г. – С. 664–669.
4. А.В. Сухих, Г.П. Кобылянский, Г.И. Маершина, Д.С. Неугодников. Состояние оболочек твэлов и дистанционирующих решеток ОТВС РБМК-1000 при проектных и повышенных выгораниях топлива. // Седьмая российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 8–12 сентября 2003 г. – С. 170–179.
5. Д.С. Неугодников, Д.В. Марков, Г.П. Кобылянский, Г.И. Маершина. Анализ результатов послереакторных исследований твэлов ОТВС РБМК-1000 с урановым и уран-эрбиевым топливом, достигших повышенного выгорания. // Восьмая российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 21–25 мая 2007 г.
6. Н.В. Размашкин, В.Г. Крицкий, И.Г. Березина. Проблемы длительного хранения отработавшего ядерного топлива. // Девятая российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14–18 сентября 2009 г. – С. 478-485.
7. С.В. Павлов, В.Г. Крицкий, П.А. Ильин, Т.М. Шалагинова, Н.В. Размашкин. Материаловедческие проблемы длительного мокрого и сухого хранения ОЯТ ВВЭР и РБМК. // Девятая российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14–18 сентября 2009 г. – С. 455–477.
8. И.М. Воробей, Д.В. Марков, А.В. Смирнов, В.И. Кузьмин, Г.Д. Лядов, Л.Н. Ступина, А.Ю. Лещенко, Е.Г. Бек, В.В. Рябов. Коррозия оболочек твэлов РБМК-1000, отработавших в штатном режиме до выгораний 6,3–19,5 МВтсут/кгU. // Шестая российская конференция по реакторному материаловедению. Димитровград, 11-15 сентября 2000 г. – Т.2. – Ч.2. – С.177–185.
9. Г.П. Кобылянский, А.Е. Новоселов. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. / Под ред. В.А. Цыканова. – Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. – 176 с.
10. Д.В. Марков, С.В. Павлов, А.Е. Новосёлов, В.С. Поленок, В.А. Жителев, Е.А. Звир, В.В. Чёсанов, Г.П. Кобылянский. Топливо ВВЭР и РБМК нового поколения: результаты послереакторных исследований, обоснование надёжности и работоспособности. // Девятая российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14–18 сентября 2009 г. – С. 24–45.