Исследование выхода радиоактивных веществ из продуктов резки при моделировании разделки ОЯТ АМБ под водой

И.В. Кузьмин, А.С. Хренов, В.В. Серебряков (ОАО "ГНЦ НИИАР"), А.Ю. Лещенко, С.В. Комаров, А.З. Гаязов, А.Н. Дорофеев, С.В. Семеновых (ООО НПФ "Сосны")

Вопросы радиационной безопасности, №3, 2012

PDF версия

Представлены методы, оборудование и результаты экспериментальных исследований выхода радиоактивных веществ из продуктов резки облученных твэлов с дисперсным топливом (U 9%Mo)+Mg и UC+Ca. Определена кинетика выхода ¹³⁷Cs из продуктов резки в воду и элементный состав раствора, полученного после выдержки опилок в воде. Получен коэффициент распределения ¹³⁷Cs между раствором и воздухом, а также скорость выхода альфа-излучающих аэрозолей с поверхности раствора. Оценена скорость выхода гамма- и альфа-излучающих аэрозолей с поверхности осушенных продуктов резки.

КЛЮЧЕВЫЕ СЛОВА: ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО, МЕХАНИЧЕСКАЯ РЕЗКА ПОД ВОДОЙ, ДИСПЕРСНОЕ ТОПЛИВО (U-9%Mo)+Mg и UC+Ca, ВЫХОД РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ ИЗ ПРОДУКТОВ РЕЗКИ В ВОДУ, СКОРОСТЬ ВЫХОДА РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ

В настоящее время прорабатывается несколько вариантов подготовки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов АМБ к переработке. В соответствии с одной из разрабатываемых технологий ОТВС АМБ должны быть разделаны на топливную и конструкционную составляющие в специальном комплексе оборудования разделки [1]. Разделка ОТВС производится методом механической резки под водой. Для обеспечения оптимального консерватизма оценки радиационной обстановки при обосновании безопасности технологии разделки ОЯТ реакторов АМБ необходимы данные о выходе радиоактивных веществ (РВ) из топлива при резке. Для достижения поставленной задачи в ГНЦ НИИАР выполнен комплекс экспериментальных исследований по моделированию резки ОЯТ АМБ под водой. В представляемой статье изложены методы и результаты исследований выхода РВ из продуктов резки облученных твэлов с дисперсным топливом двух типов: UC+Ca и (U 9%Mo)+Mg.
Комплекс проведенных исследований включал эксперименты трех видов:
- определение кинетики выхода РВ из продуктов резки в воду;
- определение выхода радиоактивных аэрозолей с поверхности воды, содержащей растворенные РВ;
- определение выхода радиоактивных аэрозолей с поверхности осушенных продуктов резки.

Характеристика объекта исследования

В реакторах АМБ эксплуатировались ТВС, твэлы которых содержали семь типов топливной композиции. Анализ типов состава топлива, подлежащего разделке, свидетельствует, что наибольшие изменения радиационной обстановки на рабочих местах персонала следует ожидать при резке ТВС 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 для исследований в рамках данной работы выбраны фрагменты облученных твэлов с топливом UC+Ca.
Кроме того, исследовали ОЯТ с наиболее распространенной топливной композицией - (U 9%Mo)+Mg (более 40% от всех ОТВС реакторов АМБ). Данные по выходу РВ из продуктов резки твэлов с данным топливом необходимы для разработки оборудования систем спецвентиляции и спецводоочистки (СВО).
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 [2].
Для выбора участков вырезки образцов твэлов проводили аттестационные исследования, включавшие измерение диаметров, длины и массы, а также гамма-сканирование. Подробное описание примененных методик измерений приведено в работе [3].
Основной вклад в гамма-излучение топлива вносит ¹³⁷Cs, что объясняется большой длительностью выдержки после эксплуатации – более 25 лет. По результатам аттестационных исследований из фрагментов центральной части твэлов с равномерным распределением ¹³⁷Cs были выбраны и вырезаны образцы облученных твэлов длиной 130 мм. Оценка выгорания топлива на участке отбора образцов с топливом (U-9%Mo)+Mg составила 23 МВт*сут/кг U, с топливом UC+Ca – 7 МВт*сут/кг U. Вырезка проводилась алмазным кругом с охлаждением зоны реза водой.

Методы исследования

Подготовка образцов продуктов резки. Для получения образцов продуктов резки подготовленные фрагменты твэлов подвергали механической резке на внутрикамерной установке. Резку проводили под водой с помощью кольцевой биметаллической пилы «Sandflex» 3830-62-VIP фирмы Bacho. Конструкция ленточной пилы для разделки ОЯТ на Белоярской АЭС предусматривает использование полотна этой же модели. Основные характеристики кольцевой пилы:
- наружный диаметр – 62 мм;
- максимальная глубина пиления - 38 мм;
- толщина полотна – 0,9 мм;
- шаг – переменный, 4/6 зуба на дюйм.
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. Для эксперимента по определению скорости выхода аэрозолей с поверхности осушенных продуктов резки производили дополнительную резку фрагмента твэла с последующим осушением опилок.

Определение кинетики выхода РВ из продуктов резки в воду. В экспериментах по определению кинетики выхода РВ из продуктов резки в воду использовали устройство выдержки. Схема устройства показана на рис. 1. Устройство представляло собой емкость, содержащую образец - раствор РВ с опилками ОЯТ. Площадь открытой поверхности раствора – 95,8 см². Устройство снабжено двумя термо-электрическими преобразователями (ТЭП) для измерения температуры воды и воздуха над ее поверхностью. Во избежание испарения воды в течение эксперимента емкость закрывали крышкой. На внутренней поверхности стенки емкости имелась линейка для определения уровня воды. На крышке устройства предусмотрен разъем для отбора проб раствора РВ. Определение кинетики выхода РВ из продуктов резки твэла в воду проводили методом периодического отбора проб раствора РВ из устройства выдержки с последующей подготовкой счётных образцов и их гамма-спектрометрическим анализом в лабораторных условиях. Объем пробы раствора РВ варьировали от 50 мкл до 100 мкл для получения оптимальной мощности дозы вплотную к счетному образцу, что являлось необходимым условием для выполнения гамма-спектрометрического анализа с заданной неопределенностью. Счетные образцы представляли собой разбавленный раствор РВ объемом 100 мл в химической колбе объемом 250 мл. Для исключения адсорбции анализируемых РВ на стенках колбы при разбавлении проб использовали раствор азотной кислоты с концентрацией 0,1 моль/л. 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.
Для определения относительного выхода РВ в воду при резке образца твэла и выдержке продуктов резки в воде осуществляли растворение отрезков твэлов длиной 2-3 мм в азотной кислоте с последующим измерением абсолютной активности полученного раствора.
Растворение проводили в емкости из нержавеющей стали объемом 300 мл, в которую заливали раствор азотной кислоты с концентрацией 35 %. Объем кислоты измеряли перед экспериментом. Через сутки после начала эксперимента отбирали пробу полученного раствора. Непосредственно перед отбором пробы раствор тщательно перемешивали для равномерного распределения по объему взвесей и тонкодисперсного осадка продуктов реакции. Процедуры отбора пробы, подготовки счетного образца и дальнейших измерений описаны ранее.
Удельную активность i-го радионуклида в растворенном топливе определяли по выражению:
, Бк/г (1)
где Ai – активность i-го радионуклида в пробе раствора топлива, Бк;
m0 – масса растворенного образца, г;
Vраств – объем раствора топлива, мл;
Vпроб – объем пробы раствора топлива, мл.
Относительный выход i-го радионуклида на момент времени t при выдержке продуктов резки в воде определяли по формуле:
, (2)
где – активность i-го радионуклида в пробе воды, отобранной в момент времени t, Бк;
m – масса продуктов резки, выдерживаемых в воде, г;
(Vвода) t , (Vпроб) t – объемы воды в устройстве выдержки и объем пробы воды на момент времени t, соответственно, мл;
ki – отношение удельных активностей i-го радионуклида на участках исходного твэла, на которых вырезали образцы топлива для растворения и резки.
Коэффициент ki учитывает различие содержания РВ по длине твэла. Полагая, что на каждом шаге гамма-сканирования твэла интенсивность регистрируемого гамма-излучения пропорциональна удельной активности РВ, содержащихся в топливе, коэффициент ki рассчитывали по формуле:
, (3)
где средняя интенсивность гамма-излучения i-го радионуклида на участке отбора топлива для определения удельной активности, с-1;
– средняя интенсивность гамма-излучения i-го радионуклида на участке отбора топлива для экспериментов по определению кинетики выхода РВ из опилок в воду, с-1.
Неопределенность определения относительного выхода ¹³⁷Cs не превышала 22 % при доверительной вероятности 0,95. Дополнительно был проведён отбор проб раствора для определения содержания магния, урана, молибдена и кальция - основных элементов, входящих в состав топлива. Элементный анализ проб воды проводили методом атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно связанной плазмой. Также определяли фоновое содержание этих элементов в исходной дистиллированной воде. Относительная погрешность результатов измерений не превышала 4 %.
Определение выхода радиоактивных аэрозолей при испарении воды, содержащей растворенные РВ. 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 в течение эксперимента, улавливались аэрозольным гидрофобным фильтром АФА РСП 20, установленным в фильтродержатель на выходном патрубке устройства. В течение эксперимента измеряли температуры раствора и продуваемого воздуха, а также контролировали расход воздуха через устройство. Погрешность поддержания заданного расхода воздуха не превышала 5 %.
Проведенная в соответствии с рекомендациями [4] расчетная оценка количества воды, испаряющейся за 20 минут продувки, не превысила 2 г, что также было подтверждено экспериментально. Это свидетельствует о пренебрежимо малом повышении концентрации РВ в воде во время эксперимента за счет испарения. С другой стороны, активность аэрозолей, которые улавливались за это время аналитическим фильтром, достаточна для проведения представительных спектрометрических измерений.
Для определения активности альфа- и гамма-излучающих радионуклидов на фильтрах, а также радионуклидного состава РВ проводились лабораторные радиометрические и спектрометрические исследования. Коэффициент распределения i-го нуклида между водой и воздухом ( ) рассчитывали по формуле:
, (4)
где – активность i-го радионуклида на фильтре, Бк;
– объемная активность раствора РВ, Бк/л;
G – объемный расход воздуха, л н.у./с;
t – время продувки воздуха над поверхностью раствора РВ, с.
Относительная неопределенность определения коэффициента распределения РВ между водой и воздухом не превышала 20 % при доверительной вероятности 0,95.
Для альфа-излучающих радионуклидов скорость выхода определяли по формуле (5), так как измерения их объемной активности в воде не проводились, и рассчитать коэффициент межфазного распределения в этом случае не представлялось возможным.
, (5)
где w i - скорость выхода i-го радионуклида, Бк/(с*м2);
S - площадь поверхности раствора, содержащего РВ, м2.
Относительная неопределенность определения скорости выхода альфа-излучающих радионуклидов не превышала 30 % для при доверительной вероятности 0,95.

Определение выхода радиоактивных аэрозолей с поверхности осушенных продуктов резки. Для приготовления исследуемого образца в виде осушенных продуктов резки ОЯТ воду с опилками непосредственно после резки переливали в устройство обдува продуктов резки. Данное устройство отличалось от устройства выдержки опилок ОЯТ в воде только несколько меньшими размерами рабочего объема, в котором размещался образец. Площадь дна емкости, покрытого опилками - 75,6 см2. После отстаивания большую часть воды откачивали. Толщина остаточного слоя воды над опилками составляла несколько миллиметров. Остатки воды испарялись естественным путем. Время нахождения опилок в воде составляло 48 часов.
Перед экспериментом продукты резки распределяли ровным слоем по дну устройства обдува. При подаче воздуха в устройство радиоактивные аэрозоли с поверхности сухих опилок захватывались воздушным потоком и доставлялись на фильтр АФА РСП 20. Во время эксперимента измеряли температуру воздуха и его расход.
По результатам спектрометрических измерений определяли активность аэрозольных фильтров и по формуле (5) рассчитывали скорости выхода альфа и гамма-излучающих радионуклидов при заданной скорости потока воздуха над продуктами резки.
Высокая мощность эквивалентной дозы от ряда фильтров не позволила провести их спектрометрические исследования в лабораторных условиях. Активность гамма-излучающих радионуклидов на этих фильтрах определяли по выражению:
, (6)
где Aфильтр – активность гамма-излучающих радионуклидов на фильтре, Бк;
МЭДфильтр – мощность эквивалентной дозы гамма-излучения от фильтра, мкЗв/ч;
– среднее отношение активности гамма-излучающих радионуклидов к мощности эквивалентной дозы от фильтра, определенное в лабораторных условиях для фильтров с низкой активностью.

Результаты экспериментов с продуктами резки твэлов с топливом (U 9% Мо)+Mg

Проведены две серии экспериментов с продуктами резки образцов облученных твэлов с топливом (U-9%Mo)+Mg. Скорость резки в первой серии экспериментов – 13,1 м/мин. Данное значение приняли в соответствии с рекомендациями производителя пилы для резки нержавеющей и конструкционной стали. Скорость подачи пилы, равную 5 мм/мин, выбрали на основе расчетной оценки времени резки одной тридцатипятиместной кассеты К-35 с ОТВС АМБ на Белоярской АЭС («проектный» режим резки). Во второй серии экспериментов исследовали продукты резки при повышенной до 23,4 м/мин скорости резания и сниженной до 1 мм/мин скорости подачи пилы («консервативный» режим резки). Данный режим может быть использован в особо тяжелых условиях резки и приводит к образованию более мелких опилок, что может ускорить выход РВ в воду, повлиять на изменение радиационной обстановки на рабочих местах обслуживающего персонала и эксплуатационные показатели СВО.
Кинетика выхода РВ в воду. Элементный состав воды после выдержки продуктов резки. Для определения удельного содержания цезия в топливе (U-9% Мо)+Mg отрезок образца облученного твэла растворяли в азотной кислоте. Масса отрезка - 2,586 г, объем кислоты 100 мл. Полученный раствор содержал мелкодисперсную взвесь, долго не оседавшую после перемешивания. Для приготовления счетного образца использовали пробу перемешанного раствора вместе с взвесью объемом 0,95±0,05 мл. Удельная активность 137Cs в твэле составила 1,07±0,12 ГБк/г. В пробе также зарегистрировали 154Eu с удельной активностью 0,008±0,002 ГБк/г.
Для подготовки образцов опилок провели резки в «проектном» и «консервативных» режимах. В ходе каждой резки провели по 8 резов образцов твэла. Масса опилок, полученных при резках в каждом режиме, составила 22,4 г. В течение выдержки температура воды изменялась в пределах 26–30 °С.
Кинетика относительного выхода 137Cs в воду из продуктов резки ОЯТ (U 9%Мо)+Mg приведена на рис. 2.
Опилки после резки в «консервативном» режиме выдержали в воде 14 суток. Активность вышедшего из них 137Cs не превысила 1,55 ГБк, что соответствует относительному выходу 6,3 %. 90 % вышедшего в воду 137Cs перешло в раствор за 120 часов выдержки. После 18 суток 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 137Cs, содержавшегося в топливе до резки. 90 % вышедшего в воду 137Cs 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. Обе кинетики хорошо описываются функцией вида
, (7)
где относительный выход 137Cs, %;
t – время выдержки продуктов резки в воде, ч;
a, b и T – параметры модели.
Экспериментальные данные аппроксимировали функциями вида (7) с помощью метода наименьших квадратов. Полученные зависимости выхода 137Cs от времени показаны на рис. 2. Анализ аппроксимирующих функций показал, что в обоих экспериментах относительный выход 137Cs достиг асимптотических значений в пределах погрешности его определения. Результаты элементного анализа проб воды после выдержки в ней продуктов резки приведены в табл. 1.

Выход радиоактивных аэрозолей при испарении воды, содержащей растворенные РВ

Полученные в серии экспериментов результаты и параметры их проведения приведены в табл. 2. Полученные результаты хорошо согласуются с данными работы [5], в которой представлены исследования межфазного распределения 137Cs между водой и водяным паром. Коэффициент распределения цезия в данной работе составил 5•10^{– 9}. Скорость выхода РВ с поверхности осушенных продуктов резки ОЯТ (U 9% Мо)+Mg. Процедура осушения продуктов резки и порядок проведения эксперимента представлены ранее. Посттестовые исследования фильтров, экспонированных при скорости воздуха над поверхностью опилок до 0,5 м/с, включали лабораторные радиометрические измерения и альфа- и гамма-спектрометрический анализ. Установлено, что практически все гамма-излучение аэрозолей на фильтрах определяется активностью 137Cs. Обнаружены лишь следовые количества нуклида 154Eu. Результаты гамма-спектрометрического анализа приведены в табл. 3.
Лабораторный спектрометрический анализ фильтров, экспонированных при скорости воздуха более 0,5 м/с, был невозможен из-за высокой мощности эквивалентной дозы от них. Активность уловленных аэрозолей на данных фильтрах оценивали, используя формулу (6), по результатам измерений мощности эквивалентной дозы на расстоянии 30 мм от фильтров. Зависимость скорости выхода гамма-излучающих радионуклидов от скорости воздуха над поверхностью продуктов резки ОЯТ (U 9%Мо)+Mg показана на рис. 3.

Результаты экспериментов с продуктами резки твэлов с топливом UC+Ca

Кинетика выхода РВ в воду. Элементный состав воды после выдержки продуктов резки. Для определения удельного содержания цезия в топливе UC+Ca отрезок образца облученного твэла растворили в азотной кислоте. Масса растворенного отрезка - 2,860 г, объем кислоты - 160 мл. Получен непрозрачный раствор. Гамма-спектрометрический анализ показал, что удельная активность 137Cs на данном участке твэла составила 0,27 ГБк/г.
Резку образца твэла проводили в «консервативном» режиме: скорость резания 23,4 м/мин, скорость подачи пилы 1 мм/мин. Для минимизации времени взаимодействия воды с ОЯТ на торцах фрагмента твэла воду заливали в установку резки непосредственно перед началом резки. Сразу по окончании резки обрезки образца твэла были извлечены из установки, высушены и взвешены. Масса опилок, определенная как разность масс исходного образца твэла и обрезков, составила 1,726 г. За время резки в устройстве образовался темный непрозрачный раствор. Для минимизации времени на промежуточные технологические операции с исследуемым образцом раствор в устройство выдержки не переливали. При пробоотборе жидкость в устройстве резки не перемешивали. Кинетика относительного выхода 137Cs в воду из продуктов резки ОЯТ UC+Ca приведена на рис. 4.
Активность 137Cs в воде составила 0,25 ГБк после ста 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. За время эксперимента на всей поверхности раствора образовалась хрупкая серая корка. При удалении раствора из устройства резки по окончании эксперимента на дне устройства обнаружен черный тонкодисперсный осадок.
Пробу воды для количественного анализа элементного состава отобрали через 23,5 часа после резки. Результаты анализа показаны в табл. 4. Наличие мелкодисперсного осадка в устройстве резки после выдержки, а также низкое содержание урана в воде свидетельствуют об образовании нерастворимого диоксида урана при реакции карбида урана с водой [6 , 7]. Сорбцией на мелкодисперсных частицах осадка объясняется неполный выход цезия в раствор.
Выход радиоактивных аэрозолей при испарении воды, содержащей растворенные РВ. Эксперименты по изучению выхода аэрозолей с поверхности воды проводили после выдержки продуктов резки в воде. Раствор РВ вместе с оставшимися стальными опилками и осадком переливали в устройство выдержки. Параметры и результаты экспериментов приведены в табл. 5.
Коэффициент распределения 137Cs между воздухом и водой после выдержки в ней ОЯТ UC+Ca на порядок меньше, чем после выдержки топлива (U-9%Мо)+Mg. В обоих случаях коэффициент распределения цезия и скорость выхода альфа-излучающих радионуклидов возрастают при повышении скорости воздуха.

Заключение

Выполненные экспериментальные исследования, моделирующие условия разделки облученных твэлов АМБ на специально созданных установках, позволили определить кинетику выхода РВ из продуктов резки в воду; выход радиоактивных аэрозолей при испарении воды, содержащей растворенные РВ, и выход радиоактивных аэрозолей с поверхности осушенных продуктов резки для двух типов топлива: U-9%Mo в магниевой матрице и UC в кальциевой матрице.
В качестве образцов использовались фрагменты облученных твэлов реактора АМ. Оценка выгорания топлива на участке отбора образцов с топливом (U-9%Mo)+Mg составила 23 МВт*сут/кг U, с топливом UC+Ca – 7 МВт*сут/кг U.
В результате экспериментов установлено, что относительный выход 137Cs в воду из продуктов резки твэла с топливом (U-9%Mo)+Mg не превысил 7%. Коэффициент распределения 137Cs между водой и воздухом составил (3,5–5,0)*10⁹. Скорость выхода гамма- и альфа-излучающих аэрозолей с поверхности осушенных продуктов резки составила 2,9*10⁵ Бк/(с м2) и 2,1 Бк/(с м2), соответственно, при скорости воздуха над поверхностью опилок 1,4 м/с.
Относительный выход 137Cs из опилок твэла с топливом UC+Ca в воду не превышает 68%. Коэффициент распределения 137Cs между водой и воздухом не превысил 2,4*10⁹. Полученные данные могут быть использованы при анализе радиационной безопасности технологий обращения с ОТВС АМБ под водой, а также при проектировании инженерных систем и оборудования очистки воздуха и систем спецводоочистки.

Список использованной литературы:
1 Кудрявцев Е.Г., Смирнов В.П. Создание технологий обращения с ОЯТ АМБ.// Безопасность окружающей среды. №1. ООО «Атомные связи», 2010.
2 Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. Под общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. - М: Энергоиздат, 1982.
3 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.
4 Промышленная теплоэнергетика и теплотехника: Справочник/ В.М. Бродянский, А.М. Бакластов, Б.П. Голубев и др.; Под общ. ред. В.А. Григорьева и В.И. Зорина.-М.: Энергоатомиздат, 1983.
5 Мартынова О.И., Назаров А.И., Чечеткин Ю.В. Радиоактивность теплоносителя кипящего реактора ВК-50. // Атомная энергия. – Октябрь 1967 г. – т.23 - вып.4.
6 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[9] p.477-481, 1967.
7 Р.Б. Котельников, С.Н. Башлыков и др. «Высокотемпературное ядерное топливо». М.: Атомиздат., 1969.