Экспериментальное и расчетное моделирование облучения персонала, задействованного в технологическом процессе разделки ОЯТ АМБ под водой

    

В.П. Смирнов, А.З. Гаязов, И.В. Кузьмин, А.Ю. Лещенко, С.В. Семеновых (ООО НПФ «Сосны»), В.В. Серебряков, А.С. Хренов (ОАО «ГНЦ НИИАР»)

Х Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 27-31 мая 2013 г.

PDF версия

Введение

Согласно техническим решениям, принятым при проектировании первой очереди Белоярской АЭС, бассейны выдержки (БВ) предназначались для временного хранения ОТВС в кассетах. Время выдержки ОТВС определялось необходимостью снижения тепловыделения и активности радиоактивных веществ, и должно было составлять три года. Однако кассеты с ОТВС остаются на хранении в БВ до настоящего времени. Максимальная длительность хранения кассет с ОЯТ в БВ-1,2 составляет более 40 лет. По консервативным оценкам чехловые трубы кассет К-17у (семнадцатиместные кассеты из углеродистой стали) могут сохранять свою герметичность в течение ~ 14,5 лет, после чего в результате язвенной коррозии в этих кассетах возможен контакт твэлов (в том числе и негерметичных) с водой БВ. Необходимость безотлагательного решения проблемы хранения кассет с ОЯТ АМБ, находящихся в бассейнах выдержки первой очереди БАЭС, не вызывает сомнений.
В настоящее время для решения обозначенной проблемы выполняются работы по созданию на территории ФГУП «ПО «Маяк» комплекса по обращению с ОЯТ АМБ. Компоновка технологических участков в главном помещении данного комплекса представлена на рисунке 1. Технология обращения с кассетами с ОТВС АМБ, предполагаемая к реализации во вновь создаваемом комплексе, предусматривает выполнение следующих операций:
- фрагментацию кассеты с ОТВС АМБ в водном объеме бассейна;
- размещение фрагментов твэлов, содержащих топливо, в пеналах для ОЯТ;
- загрузка фрагментов кассеты и ОТВС, не содержащих топливо, в первичные упаковки с последующей подготовкой и передачей в хранилища ТРО ФГУП «ПО «Маяк»;
- перемещение пеналов с ОЯТ на специализированный участок и удаление из них влаги методом термовакуумной осушки;
- формирование партии и передача пеналов в штатную технологическую цепочку радиохимической переработки ОЯТ.
Анализ радиационного воздействия на персонал при разделке ОЯТ АМБ под водой, представленный в данном докладе, является одним ключевых вопросов обоснования безопасности рассматриваемой технологии.

Факторы радиационного воздействия на персонал

Схема размещения персонала на защитной плите бассейна при производстве работ по обращению с кассетами с ОТВС АМБ представлена на рисунке 2.
Основными факторами радиационного воздействия на персонал, работающий на защитной плите бассейна, являются:
1. гамма-излучение, обусловленное нуклидами, локализованными в ОЯТ, находящимся в бассейне;
2. гамма-излучение, обусловленное радиоактивными веществами, перешедшими в воду бассейна из ОЯТ;
3. гамма-излучение от радиоактивных сред в трубопроводах обеспечивающих систем;
4. ионизирующие излучения от радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочей зоны, перешедших с зеркала воды бассейна.
Таким образом, индивидуальные дозы персонала, выполняющего технологические операции на защитной плите бассейна, можно вычислить, используя выражение:
(1)
где, K1-4 – дозовые коэффициенты, то есть мощность эквивалентной дозы гамма-излучения, формируемая факторами воздействия 1-4, нормированная на единичную активность, [(Зв/ч)/Бк] или удельную активность, [(Зв/ч)/(Бк/м3)];
A1 – активность радионуклидов в кассете/в пеналах с ОЯТ, [Бк];
Av2вода – объемная активность радионуклидов, перешедших в воду бассейна, [Бк/м3];
Av3вода – объемная активность радионуклидов в воде, поступающей в трубопроводы обеспечивающих систем бассейна, [Бк/м3];
Av4воздух – объемная активность радиоактивных веществ в форме аэрозолей, поступающих в надводное пространство с зеркала бассейна, [Бк/м3];
ti – время выполнения i-той технологической операции, [ч].
Значения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения, нормированной на единичную активность, для перечисленных источников были рассчитаны с помощью программных продуктов MicroShield и С-95.
При выполнении условия постоянства геометрических размеров и радионуклидного состава ОЯТ, размещенного в бассейне, первый фактор радиационного воздействия будет определяться активностью радиоактивных веществ, локализованных в ОТВС АМБ. Поскольку среднее время выдержки кассет с ОТВС АМБ превышает 30 лет, в качестве основного дозообразующего изотопа рассматривался только Cs-137. Консервативно активность Cs-137, накопленного в единичной ОТВС с энерговыработкой (E) по истечении времени выдержки (t), была вычислена с помощью следующего выражения:
ACs = 3,9·E e-0,023·t (2)
где, 3,9 – активность Cs-137, нормированная на единицу энерговыроботки [Ки/(МВт•сут/ОТВС)];
E – энерговыработка, [МВт·сут/ОТВС];
t – время выдержки, [год];
0,023 – постоянная распада Cs-137, [год-1].
Данное выражение было использовано при определении активности ОТВС при составлении реестра ОЯТ АМБ, хранящегося на Белоярской АЭС. Для уточнения результатов оценки активности Cs-137, локализованного в единичной ОТВС, в рамках работ по созданию сводного реестра активности РАО, образующихся при разделке ОЯТ АМБ, была выполнена серия расчетов средней активности Cs-137 в ОТВС, хранящихся в бассейнах выдержки Белоярской АЭС. Следует отметить, что конструкция оборудования, используемого при разделке кассет с ОТВС в бассейне, обеспечивает выполнение транспортно-технологических операций с ОЯТ под слоем воды толщиной не менее 2,5 м. Наличие экранирующего слоя воды позволяет обеспечить вклад данного фактора радиационного воздействия в МЭД на защитной плите не более 1 мкЗв/ч.
Из выражения (1) следует, что мощность эквивалентной дозы гамма излучения, обусловленная радиоактивными веществами в воде бассейна и трубопроводах обеспечивающих систем, зависит от удельной активности воды бассейна. При этом объемная активность радиоактивных веществ, поступающих в воздух с зеркала бассейна, также определяется удельной активностью воды бассейна.
В свою очередь, изменение объемной активности воды бассейна, в котором предполагается осуществлять разделку кассет с ОТВС АМБ, зависит от скорости выхода радиоактивных веществ из продуктов резки (опилок) и фрагментов твэлов в воду. Также следует отметить, что интенсивность поступления радиоактивных веществ в воду зависит от гранулометрического состава продуктов резки ОЯТ.
С целью получения количественных характеристик процессов взаимодействия ОЯТ АМБ с водой бассейна, необходимых для расчета удельной активности РВ в воде бассейна и в воздухе надводного пространства, в ОАО «ГНЦ НИИАР» была проведена серия экспериментов включавших в себя:
- исследование зависимости гранулометрического состава продуктов резки ОТВС от режима резки;
- определение скорости выхода РВ из продуктов резки облучённых твэлов в воду, а также анализ зависимости кинетики выхода РВ от гранулометрического состава продуктов резки;
- исследование выхода радиоактивных аэрозолей с поверхности воды, содержащей продукты резки, в воздух.

Характеристики объектов исследования

В ТВС, эксплуатировавшихся в реакторах АМБ, содержалось семь различных типов топливной композиции. Анализ состава топлива, подлежащего разделке, свидетельствует, что наибольшие изменения радиационной обстановки на рабочих местах персонала следует ожидать при резке ОТВС с дисперсным топливом UC+Ca. Это обусловлено высокой скоростью выхода РВ в раствор в результате химической реакции частиц карбида урана и кальциевой матрицы с водой. В связи с этим ОЯТ с топливной композицией UC+Ca выбрано для исследований в рамках данной работы. Кроме того, исследовали ОЯТ с наиболее распространенной топливной композицией – (U 9%Mo)+Mg (более 40% от всех ОТВС реакторов АМБ).
Исследуемые образцы представляли собой отрезки облученных твэлов реактора АМ, имеющих идентичный твэлам АМБ состав топливной композиции и аналогичную трубчатую конструкцию. Единственное отличие твэлов реактора АМ – меньшие диаметры внутренней и наружной оболочек [1].
Для выбора участков вырезки образцов твэлов проводили аттестационные исследования, включавшие измерение диаметра, длины и массы, а также гамма-сканирование фрагментов твэлов АМ. Подробное описание примененных методик измерений приведено в работе [2].
Основной вклад в гамма-излучение топлива вносит Cs-137, что объясняется большой длительностью выдержки после эксплуатации – более 25 лет. По результатам аттестационных исследований из фрагментов центральной части облученных твэлов с равномерным распределением Cs-137 были выбраны и вырезаны образцы длиной 130 мм. Оценка выгорания топлива на выбранном участке для образцов с топливом (U-9%Mo)+Mg составила 23 МВт*сут/кг U, с топливом UC+Ca – 7 МВт*сут/кг U.

Методика исследования

Для получения образцов продуктов резки подготовленные фрагменты твэлов подвергали механической резке на внутрикамерной установке (рисунок 3). Резку проводили под водой с помощью кольцевой биметаллической пилы. Конструкция ленточной пилы для разделки ОЯТ в условиях комплекса по обращению с ОЯТ реакторов АМБ предусматривает использование полотна пилы этой же модели.
Опилки, образовавшиеся в процессе резки, подвергались гранулометрическому анализу. Воду и находящиеся в ней продукты резки использовали в качестве образцов в экспериментах по определению скорости выхода РВ из осадка в раствор и в экспериментах по определению выхода радиоактивных аэрозолей при испарении воды.
Гранулометрический анализ опилок производили дистанционно на внутрикамерном устройстве рассева, представленном на рисунке 4. Использовали сита с размерами ячейки 500; 250; 160; 94 и 56 мкм, что, с одной стороны, обеспечивало удовлетворительную для решаемой задачи представительность результатов, а с другой – позволяло минимизировать объем внутрикамерных операций.
Продукты резки загружали в устройство рассева вместе с водой. После откачки профильтрованной воды частицы продуктов резки на ситах и фильтре промывали этиловым спиртом и высушивали на воздухе. Осушенные опилки подвергали рассеву с помощью вибропривода с последующим взвешиванием. Массу частиц каждой фракции определяли как разность масс сита или фильтра до и после рассева. После взвешивания опилки из каждого сита передавали на гамма-спектрометрические измерения для определения удельной активности частиц разных фракций. Относительная погрешность результатов спектрометрических измерений не превышала 20 % при доверительной вероятности 0,95.
В экспериментах по определению кинетики выхода РВ из продуктов резки в воду использовали устройство выдержки (рисунок 5). Устройство представляло собой емкость, содержащую образец – раствор РВ с опилками ОЯТ.
Определение кинетики выхода РВ из продуктов резки твэла в воду проводили методом гамма-спектрометрического анализа периодически отбираемых проб раствора РВ из устройства выдержки. Состав и активность РВ в пробе определяли с помощью гамма-спектрометрической установки с полупроводниковым детектором ДГДК 80В. Относительная неопределенность измерения активности не превышала 12 % при доверительной вероятности 0,95.
Исходное содержание РВ в топливе, необходимое для расчета относительного выхода РВ в воду, определяли методом растворения образцов топлива известной массы в азотной кислоте с последующим измерением абсолютной активности РВ в полученном растворе. Неопределенность относительного выхода 137Cs не превышала 22 % при доверительной вероятности 0,95.
В экспериментах по определению выхода радиоактивных аэрозолей при испарении воды исследуемый образец представлял собой воду, в которой проводилась резка образцов облученных твэлов реактора АМ и дальнейшая выдержка продуктов резки. Перед проведением эксперимента измеряли объемную активность раствора с РВ.
Для организации продувки воздуха над поверхностью раствора к устройству подключали газовую линию. Аэрозоли, захваченные потоком воздуха с поверхности раствора РВ, улавливались аэрозольным гидрофобным фильтром АФА РСП 20, установленным в фильтродержатель на выходном патрубке устройства. В течение эксперимента измеряли температуру раствора и продуваемого воздуха, а также контролировали расход воздуха через устройство. Погрешность поддержания заданного расхода воздуха не превышала 5 %. Для определения активности альфа- и гамма-излучающих радионуклидов на фильтрах, а также радионуклидного состава РВ проводились лабораторные радиометрические и спектрометрические исследования. Коэффициент распределения гамма-излучающих нуклидов между водой и воздухом определяли по активности радионуклида на фильтре, объемной активности раствора РВ, расходу и времени продувки воздуха. Относительная неопределенность коэффициента распределения РВ между водой и воздухом не превышала 20 % при доверительной вероятности 0,95.
Для альфа-излучающих радионуклидов определяли скорость выхода, так как измерения их объемной активности в воде не проводились. Относительная неопределенность скорости выхода альфа-излучающих радионуклидов не превышала 30 % при доверительной вероятности 0,95.

Результаты исследований

Для определения гранулометрического состава продуктов резки были проведены два эксперимента с продуктами резки фрагментов облученных твэлов с топливом (U-9%Mo)+Mg. Скорость резки при подготовке образцов опилок в первом эксперименте (13,1 м/мин) была выбрана в соответствии с рекомендациями производителя пилы для резки нержавеющей и конструкционной стали. Скорость подачи пилы (5 мм/мин) выбрали на основе расчетной оценки времени резки одной тридцатипятиместной кассеты К-35 с ОТВС АМБ («проектный» режим резки). Во втором эксперименте исследовались продукты резки при повышенной до 23,4 м/мин скорости резания и сниженной до 1 мм/мин скорости подачи пилы. Данный режим может быть использован в особо тяжелых условиях резки. При этом образуются более мелкие опилки, что может интенсифицировать выход РВ в воду, и как следствие повлиять на радиационную обстановку на рабочих местах персонала и эксплуатационные показатели СВО («консервативный» режим). Результаты гранулометрического анализа продуктов резки при разных режимах резки показаны на рисунке 6.
При резке в «проектном» режиме распределение опилок ОЯТ по размерам имеет максимум, приходящийся на фракцию с размером частиц в диапазоне 0,25…0,5 мм. Массовая доля частиц размером менее 0,094 мм составляет 3,9 %. При резке в «консервативном» режиме наибольшую массу имеет фракция с размером частиц от 0,056 до 0,094 мм. Массовая доля частиц размером менее 0,094 мм составляет 33,2 %. Ширина реза не зависит от режима резки и составляет 3,0 мм в обоих режимах.
Результаты гамма-спектрометрического анализа фракций опилок ОЯТ (U 9%Мо)+Mg, а также отрезка облученного твэла АМ приведены на рисунке 7. Относительная удельная активность всех фракций опилок, полученных при «консервативном» режиме резки, примерно одинакова и равна относительной удельной активности целого фрагмента твэла (образца-свидетеля). Исключение составляет фракция наиболее крупных частиц. В нее входят в основном стальные опилки и заусенцы, чем и объясняется низкая удельная активность фракции. Это же явление наблюдается и при резке в «проектном» режиме.
Кроме того, при резке в «проектном» режиме фракция с размером частиц от 94 до 160 мкм также обеднена топливом. Можно предположить, что причиной пониженной активности этой фракции является выкрашивание топливных частиц с размером 0,094…0,160 мм из матрицы. Косвенным подтверждением этой гипотезы служит несколько повышенная активность более крупной фракции с размерами частиц 0,16…0,25 мм.
Доля активности фракции частиц размером менее 0,094 мм от общей активности опилок составляет 2,4 и 32 % при резке в «проектном» и «консервативном» режиме, соответственно.
С целью подготовки образцов опилок, для определения кинетики выхода РВ в воду, были выполнены резки в «проектном» и «консервативных» режимах. В ходе каждой резки провели по 8 резов образцов твэла.
Кинетика относительного выхода Cs-137 в воду из продуктов резки ОЯТ (U 9%Мо)+Mg приведена на рисунке 8. Активность Cs-137, вышедшего из опилок после резки в «консервативном» режиме, не превысила 1,55 ГБк, что соответствует относительному выходу 6,3 %. 90 % вышедшего в воду Cs-137 перешло в раствор в течение 120 часов выдержки.
После выдержки в воде опилок, полученных при резке в «проектном» режиме, активность вышедшего из них 137Cs составила 0,52 ГБк, что соответствует относительному выходу 2,2 % от исходной активности Cs-137, содержавшегося в топливе до резки. 90 % вышедшего в воду Cs-137 перешло в раствор за 280 часов выдержки топлива в воде.
Большая скорость выхода и высокий результирующий относительный выход 137Cs из опилок, полученных при резке в «консервативном» режиме, объясняются большей долей мелких фракций опилок и, следовательно, большей удельной поверхностью частиц. Кинетика относительного выхода 137Cs в воду из продуктов резки ОЯТ UC+Ca приведена на рисунке 9. Активность 137Cs в воде составила 0,25 ГБк по истечении 100 часов выдержки опилок, что соответствует относительному выходу 68 % от исходной активности 137Cs, содержавшегося в топливе до резки. Выход 137Cs практически прекратился уже через 10 часов выдержки. После выдержки раствора обнаружено выпадение мелкодисперсного осадка нерастворимого диоксида урана, образующегося при реакции карбида урана с водой [3, 4]. Сорбцией на мелкодисперсных частицах осадка объясняется неполный выход цезия в раствор.
Результаты экспериментов по определения выхода радиоактивных аэрозолей при испарении воды, содержащей растворенные РВ, а также параметры их проведения приведены в таблице 1. Коэффициент распределения Cs-137 между воздухом и водой после выдержки в ней ОЯТ UC+Ca на порядок меньше, чем после выдержки (U 9%Мо)+Mg. В обоих случаях коэффициент распределения цезия и скорость выхода альфа-излучающих радионуклидов возрастают при повышении скорости воздуха.

Расчет поступления Cs-137 в воду бассейна вследствие коррозии топливных фрагментов и из продуктов резки топливных частей ОТВС АМБ

На торцевых поверхностях фрагментов топливных частей ОТВС, образующихся в процессе разделки кассет под водой, будет происходить коррозия топливной матрицы. При расчетах активности радионуклидов, поступающих в воду бассейна ОРП за счет рассматриваемого эффекта, использовались данные о скорости коррозии топливных матриц.
На основе значений скорости коррозии топливных матриц, была получена глубина, на которую прокорродирует после реза один топливный фрагмент каждой ОТВС за 1 час контакта с водой, и отнесена к полной длине топливной части ОТВС. Данное значение после умножения на полную активность 137Cs, содержащегося в топливной части ОТВС, отражает скорость поступления 137Cs в воду бассейна из одного фрагмента ОТВС. Суммируя указанные скорости поступления 137Cs по всем ОТВС, содержащимся в кассете, получали скорость поступления 137Cs в воду из одного топливного фрагмента каждой кассеты:
(3)
где, – среднее значение активности ОТВС АМБ, рассчитанное по формуле (2);
– среднее значение активности ОТВС АМБ, указанное в сводном реестре активности;
H – полная длина топливной части кассеты, 6190 мм,
n – количество ОТВС в кассете;
Ai – активность 137Cs, содержащаяся в i-ой ОТВС, Ки,
viкор - скорость коррозии топлива i-ой ОТВС, мм/год.
Результаты выполненных расчетов показывают, что из всего спектра кассет с ОТВС АМБ, с которыми предполагается обращение на ФГУП «ПО «Маяк», максимальное значение скорости поступления активности 137Cs в воду бассейна за счет коррозии одного топливного фрагмента составляет 9,0·10-2 Ки/ч.
Активность Cs-137, содержащаяся в продуктах одного реза (опилках), равна произведению полной активности Cs-137 в топливной части кассеты и отношения толщины реза к полной длине топливной части кассеты. Принято, что из продуктов реза по топливу в воду поступает не вся содержащаяся в них активность Cs-137, а фиксированная доля, соответствующая представленным выше результатам экспериментальных работ:
(4)
где, d – ширина реза (2,5 мм),
H – высота топливной части ОТВС (6190 мм),
k – доля активности, переходящей в воду из продуктов реза.
По результатам проведенных расчетов установлено, что максимальная активность Cs-137, поступающая в воду бассейна из продуктов реза, составляет 11,6 Ки (на один рез).

Расчет изменения объемной активности воды бассейна в процессе разделки кассеты

Расчет динамики изменения объемной активности радионуклидов в воде бассейна в процессе разделки кассет проводился в предположении мгновенного поступления в воду активности в начале каждого реза по топливной части ОТВС АМБ и равномерного (с постоянной скоростью) поступления активности за счет коррозии топливных фрагментов, пропорционального продолжительности нахождения каждого фрагмента в воде.
При постоянной скорости поступления радионуклидов в воду бассейна и работающей системе СВО динамику изменения активности Cs-137 (как и других радионуклидов) в воде бассейна можно рассчитать по формуле:
(5)
где, A – активность Cs-137 в воде бассейна, [Ки];
v – расход системы водоочистки, [м3/ч];
k – эффективность очистки (отношение ОА радионуклидов после очистки к ОА до очистки);
V – объем воды бассейна, [м3];
Q –скорость поступления активности в воду бассейна, [Ки/ч].
Решение уравнения (5) можно записать в следующем виде:
(6)
(7)
где, A0 – активность Cs-137 в воде бассейна ОРП в начальный момент времени.
Введя обозначение , представим решение уравнения (5) в виде: (8)
Тогда среднее значение активности Cs-137 в воде бассейна на временном промежутке [0,t] составляет:
(9)
Среднее значение объемной активности 137Cs в воде бассейна равно:
(10)
При мгновенном поступлении радионуклидов в воду бассейна величина (Q•t) становится равной нулю и значения средней активности/объемной активности 137Cs в воде бассейна примут вид:
(11)
(12)
В соответствии с технологией разделки в бассейне выполняются девять резов по топливной части кассет и технологические операции по обращению с продуктами резов. Полное время разделки единичной семнадцатиместной кассеты составляет 8 суток, тридцатипятиместной кассеты – за 14,3 суток. Динамика изменения активности 137Cs в воде бассейна ОРП в ходе i-того реза по топливной части и последующей разделки фрагментов кассеты описывается уравнением:
(13)
Таким образом, представленный алгоритм позволяет моделировать изменение активности воды в бассейне в процессе разделки кассеты, а также осуществлять подбор оптимальных режимов работы системы спецводоочистки для обеспечения радиационной безопасности персонала на защитной плите.
Результаты расчета зависимости объемной активности воды в процессе разделки реперной семнадцатиместной кассеты с максимальным содержанием 137Cs от производительности системы спецводоочистки представлены на рисунке 10.
Умножив полученные значения объемной активности на значение дозового коэффициента K2, получим зависимость мощности дозы гамма-излучения на рабочей площадке от производительности системы спецводоочистки (рисунок 11).
На основании проведенных расчетов объемной активности воды бассейна и результатов экспериментальных исследований перехода РВ из воды в воздух была рассчитана интенсивность поступления основных дозообразующих изотопов в надводное пространство бассейна. Для исключения выхода РВ в воздух рабочей зоны и минимизации внутреннего облучения персонала в составе бассейна предусматривается наличие системы сдувки воздуха из надводного пространства, обеспечивающей поддержание линейной скорости движения воздуха в открытых проемах защитной плиты не менее 1,5 м/с.
Таким образом, при расчете доз персонала при производстве работ в режиме нормальной эксплуатации внутренним облучением, обусловленным переходом радиоактивных веществ с зеркала воды в надводное пространство бассейна, можно пренебречь.
Для реализации рассматриваемой технологии предполагается задействовать 222 человека (6 бригад по 37 человек). Расчеты доз персонала, выполненные с учетом заданной численности персонала и оценки длительности каждой технологической операции, показали, что при реализации технологии ожидаемые значения годовых доз персонала не превысят 10,2 мЗв, что составляет 51 % от основного предела доз для персонала группы А.

Заключение

В результате проведенного расчетного моделирования, выполненного на основе результатов экспериментальных исследований, удалось проанализировать изменение параметров радиационной обстановки на рабочих местах персонала в процессе разделки кассеты с ОТВС в бассейне комплекса по обращению с ОЯТ реакторов АМБ. На основании проведенных расчетов были выданы рекомендации по производительности и параметрам очистки сред обеспечивающих систем, которые были учтены при проектировании комплекса по обращению с ОЯТ реакторов АМБ.
Проведенный анализ свидетельствует о соблюдении требований радиационной безопасности при реализации технологии разделки кассет с ОТВС в бассейнах комплекса по обращению с ОЯТ реакторов АМБ на ФГУП «ПО «Маяк».

Список литературы

1 Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. / Под общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. – М: Энергоиздат, 1982.
2 Смирнов В.П. Разработка и совершенствование методов и средств исследований ТВС и твэлов для лицензирования топлива ЯЭУ: автореферат диссертации на соиск. учён. степ. д-ра техн. наук. – Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1995. – 47 с.
3 Yoshio Hori, Takashi Mukaibo. Study on the Rate and the Products of the Reaction between Uranium Monocarbide and Water. Journal of Nuclear Science and Technology, 4 p.477-481, 1967.
4 Р.Б. Котельников, С.Н. Башлыков и др. Высокотемпературное ядерное топливо. – М.: Атомиздат, 1969.

Количество просмотров: 126

Перезвоните мне
Спасибо! Ваша сообщение отправлено, в ближайшее время мы свяжемся с Вами!