Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора ВВЭР-СКД

Водоохлаждаемые ядерные реакторы: инновационные проекты ХХI века.

«Реакторы с водяным замедлителем соединяют высокий коэффициент воспроизводства ядерного горючего с простотой и компактностью конструкции. По нашему мнению, они являются перспективными для большой атомной энергетики ближайшего будущего» (из доклада И.В. Курчатова в Харуэлле, Англия в апреле 1956 г.) [1]. 

Эти пророческие слова академика Курчатова И.В. предопределили как развитие ВВЭР в 20 веке, так и направления  их совершенствования в 21 веке.

В настоящее время корпусные водоохлаждаемые реакторы ВВЭР, PWR и BWR занимают и будут занимать, по крайней мере, до 2030-2050 гг. ведущее положение в мировой ядерной энергетике. Достигнуты высокие показатели по работоспособности ТВС ВВЭР [2]:

• не исчерпан ресурс ТВС  после эксплуатации  в течение 7 лет с  выгоранием в отдельных твэлах до 73 МВт . сут/кг U ;
• уровень разгерметизации твэлов за период 2004-2006гг. составляет 1. 10^-5…2,4 . 10^-5.

К особенностям блоков с ВВЭР следует отнести сравнительно невысокий КПД. В эволюционном проекте АЭС –2006 КПД максимален и равен 36%. Поэтому практический интерес представляет повышение КПД до уровня, достигнутого в тепловой энергетике. К таким передовым и перспективным проектам тепловой энергетики   можно отнести энергоблок мощностью  600 МВт с применением каменного угля в качестве топлива (проект RPP NRW, пуск 2008г.), имеющий параметры свежего пара : 28,5 МПа, 600^оС  и КПД_нетто=46% [3]. В тепловой энергетике с прогнозируемым переходом на Ni-сплавы возможно дальнейшее увеличение температуры пара до 700^оС и давления до 37,5 МПа с повышением КПД дополнительно на 6%[3]. Таким образом, по КПД АЭС с ВВЭР существенно  отстают от передовых блоков тепловой энергетики  с углеводородным топливом. Повышение КПД с 33%  поэтапно до 36% (проект АЭС-2006) и далее до  45% - уровня современных котлотурбинных установок- может быть решено переходом на водяной теплоноситель сверхкритических параметров или применением  натриевого, свинец-висмутового, свинцового, газового теплоносителя. Существенные преимущества водяного теплоносителя в сравнении с перечисленными остальными  теплоносителями – безопасность и освоенность промышленностью.

В настоящее время ВВЭР используются в открытом топливом цикле. Коэффициент конверсии  (КК) ВВЭР-1000 в открытом топливном цикле  составляет 0,3…0,5. Для реактора БН-600 на данном этапе КК также не высок и равен 0,43 [4]. Имеются предложения по повышению КК для БН-реакторов, реализация которых приводит к новой конструкции ТВС с более жесткими режимами эксплуатации твэлов [5].

При использовании ВВЭР в замкнутом топливном цикле с МОХ-топливом желательно также  иметь КВ не менее 0,8. В сравнении с БН-реакторами ВВЭР с высоким  КВ  (ориентировочно 0,8)  может иметь определенные экономические и технологические преимущества: меньше удельные капитальные затраты, безопасный и освоенный теплоноситель.

Повышение коэффициента конверсии (коэффициента воспроизводства (КВ) при использовании МОХ-топлива)  с  0,3…0,4 до 0,8…1,0 может достигаться ужесточением спектра нейтронов путем снижения водо-топливного отношения (ВТО), а конструктивно внедрением тесных или плотных решеток  c уменьшением  зазора между твэлами в 2…3 раза, а также, возможно, плотности теплоносителя (режим кипения или реализация сверхкритических параметров). Вместе с тем, наряду с увеличением КВ должно выполняться  требование по самозащищенности. В частности, при потере теплоносителя должна вводиться отрицательная реактивность (отрицательный «пустотный» эффект реактивности).

Таким образом, можно сформулировать основные целевые показатели инновационного проекта  ВВЭР  21 века с его применением в замкнутом топливном цикле:

• сохранение достигнутого уровня по надежности и безопасности эволюционных проектов ВВЭР поколения 3+;
• КПД  примерно 45%;
• КВ более 0,8;
• сохранение свойства внутренней самозащищенности;
• устойчивости технологических процессов;
• максимальное использование освоенной технологии ВВЭР и котло-турбинных установок со сверхкритическими параметрами (СКП) .

В работе приведены сведения по проектам активных зон корпусных водоохлаждаемых  реакторов, при реализации  которых могут быть достигнуты указанные целевые показатели, показаны преимущества реакторов с водой СКП, приведены технические решения по корпусу  и проблемные вопросы по активной зоне.

Проекты активных зон  инновационных корпусных водоохлаждаемых реакторов

Активная зона реактора LWHCR (однофазный теплоноситель с параметрами  PWR)

В 80-е годы установлена перспективность  использования в замкнутом топливном цикле корпусного водоохлаждаемого реактора LWHCR с быстро резонансным спектром нейтронов  и коэффициентом воспроизводства (КВ) 0,9-0,96 [6]. В этом реакторе предусматривается использование МОХ топлива с содержанием делящихся изотопов энергетического плутония 7- 8%, т.е. в 2…2,5 выше, чем в PWR. При этом  в LWHCR расход естественного урана будет снижен в 5 раз. Предполагалось применение основного оборудования  PWR для данного реактора. Таким образом, модернизация заключается в основном в изменении активной зоны.

Проведено сравнение характеристик PWR  и  LWHCR при одинаковой мощности (3782 МВт) и близких параметрах теплоносителя. При радиальном размере активной зоны: R_PWR=1,82 м и  R_LWHCR= 1,87 м в LWHCR предлагается снизить высоту активной зоны до Н=2,3 м  (в PWR Н=3,9 м). Это техническое решение позволяет применять насосы PWR для прокачки теплоносителя через активную зону с тесной решеткой и повышенным коэффициентом гидравлического сопротивления. 

В LWHCR применяется ТВС с гексагональной решеткой (квадратная ТВС в PWR), c водо-топливным отношением 0,53 (в PWR ВТО=2,0). Отношение шага к диаметру твэла равно 1.105 (в PWR – 1,33  и в ВВЭР-1000- 1,40).  Используется твэл со стальной оболочкой из аустенитной стали  SS-304 диаметром 9,5 мм и толщиной 0,4 мм. Дистанционирование осуществляется с помощью 6 геликоновых ребер толщиной 1 мм.  В рассмотренном проекте LWHCR решается задача повышения КВ до приемлемого уровня 0,9-0,96. Вместе с тем, КПД остается на уровне, достигнутом в современных проектах PWR (до 37%). К  проблемным вопросам по данному проекту следует отнести:

• теплотехническую надежность активной зоны;
• обеспечение естественной самозащищенности (отрицательность «пустотного» эффекта реактивности).

Активные зоны  PWR и BWR c повышенным КВ

В конце 90-х и в начале этого века японскими исследователями поставлен следующий вопрос: водяные реакторы с уменьшенным замедлением нейтронов являются ли будущим легководных реакторов [7]? Рассмотрены варианты активной зоны реактора PWR  с МОХ-топливом с содержанием делящихся изотопов плутония 14-18% , КВ=0,98-1,05 и выгоранием до 55 МВт сут/кг т.а. Тепловая мощность этих реакторов – 2900-3800 МВт, КПД-34%. Максимальная линейная нагрузка твэлов – 32-34 кВт/м. Также как в LWHCR,  диаметр твэла- 9,5 мм, материал оболочки – нержавеющая сталь, водо-топливное отношение - 0,53. Эквивалентный радиус активной зоны – 2,3- 2,6 м, а высота – 1,6-2,0 м. Показано, что для указанной зоны обеспечивается отрицательный пустотный эффект реактивности. Таким образом, на основе технологии и параметров теплоносителя  PWR при использовании «тесной» решетки с расстоянием между твэлами 1 мм и «плоской» активной зоны (уменьшение высоты при сохранении диаметра)   достигается КВ, близкий к 1, а также приемлемое выгорание топлива.  Вместе с тем, обеспечение теплотехнической надежности подобных активных зон и соответственно  надежности твэлов  являются проблемными.    

Исследованиями также подтверждена возможность достижения  КВ  в пределах 1,0…1,1 при использовании технологии корпусных кипящих реакторов BWR с уменьшенным замедлением (reduced-moderation water reactors- RMWR).  В этом случае зазор между твэлами составляет 1,3 мм, т.е. больше на 30%, чем при использовании однофазного теплоносителя.  Рассмотрены три варианта активных зон: простая конфигурация без зон воспроизводства (КВ=1,03, материал оболочек – циркалой, глубина выгорания – 26 МВт . сут/кг т.а., длительность кампании – 13 месяцев); активная зона  с высоким коэффициентом воспроизводства (КВ=1,1, материал оболочек – циркалой, глубина выгорания – 45 МВт . сут/кг т.а., длительность кампании –14 месяцев), активная зона с большим выгоранием и длительностью топливного цикла (КВ=1,01, материал оболочек – нерж. сталь, глубина выгорания – 57 МВт . сут/кг т.а., длительность кампании – 22 месяца). Во всех вариантах обеспечен отрицательный «пустотный» коэффициент реактивности. Среднее содержание делящегося плутония – 7-18%. Следует отметить высокие значения максимальной линейной нагрузки – 40-65 кВт/м.

Для обеспечения внутренней самозащищенности активных зон легководных реакторов рекомендуются [7]:

• плоские активные зоны, чтобы увеличить утечку нейтронов при сохранении общего объема зоны (аналогичное решение применяется и в БН-реакторах);
• введение аксиальных и/или радиальных зон воспроизводства из обедненного урана, которые позволяют увеличить коэффициент воспроизводства.  В частности, в качестве варианта предлагается пятислойная уплощенная активная зона  с нижней зоной воспроизводства, нижней активной частью, внутренней зоной воспроизводства , верхней активной частью и верхней зоной воспроизводства. Высота зоны – 1,21 м, а каждая из составляющих частей – по 0,2-0,3 м;
• применение полых труб для увеличения аксиальной утечки нейтронов.

Вместе с тем, также как и в случае модернизации зон PWR  при реальном увеличении КВ в BWR до требуемого значения 0,8…1,0 КПД  остается на уровне 34-35 %.

Следовательно, путем модернизации активных зон PWR  и  BWR, а именно- применением тесных решеток реально повышение КВ до требуемого целевого показателя.  Вариант с модернизацией активной зоны BWR предпочтительнее, так как в этом случае зазор между твэлами выше на 30%, чем в модернизированной зоне PWR. Поэтому несколько проще решить вопрос с дистанционированием твэлов.

Вместе с тем, в этих проектах остается сравнительно низкий КПД установок (на уровне 33-37%).     Поэтому  в отечественных и зарубежных проработках корпусных водоохлаждаемых реакторов делается попытка не только увеличения КВ, но и увеличения КПД путем применения воды сверхкритических параметров:

• ядерный перегрев пара (аналог 1 и 2 блоки БАЭС с реактором канального типа, установка «Патфайндер» корпусного типа) и
• использование сверхкритических параметров по давлению и температуре. Конструкция и режимы эксплуатации 1 и 2 блоков БАЭС детально изложены в литературе, например, в [8].

Активная зона установки  «Патфайндер» (ядерный перегрев пара) 

В опытной корпусной установке «Патфайндер»  (тепловая мощность – 200 МВт,  Р=3,7 – 4,3 МПа) активная зона состояла из двух частей: кольцевой  с подъемным движением теплоносителя  с его подогревом до кипения и кипением и центральной с опускным движением и с  перегревом пара с параметрами на выходе: температура-  441 ^оС  и давление - 3,7 МПа [8]. Пар указанных параметров направлялся к турбине. Сепаратор-осушитель располагался над активной зоной. В кольцевой зоне  применены твэлы контейнерного типа с таблетками из диоксида урана (материал оболочки – циркалой). В центральной части применены ТВС из двух концентрично расположенных трубчатых твэлов. Топливная композиция – частицы диоксида урана в матрице из нержавеющей стали. Материал оболочки – нержавеющая сталь.

Таким образом, имеется опыт ядерного перегрева пара как в канальном, так и в корпусном варианте водоохлаждаемых реакторов.

Основные разработки корпусных реакторов с СКП (российские разработки последних 30 лет) 

Достижение как высокого КПД, так и высокого КВ предполагается  при использовании  паро-водяного охлаждения или воды при сверхкритических параметрах по давлению и температуре (установка ВВЭР-СКД) [9-12].

В таблице 1 приведены основные характеристики корпусных водоохлаждаемых  реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя и ядерным перегревом пара  (разработки последних 30 лет).

Таблица 1 –Характеристики корпусных реакторов с ядерным перегревом пара

В проработках  ВВЭР-СКД  при сохранении средней энергонапряженности активной зоны, как и в ВВЭР-1000  – 107 кВт/л, вследствие применения более тесной топливной решетки удалось  снизить среднюю тепловую нагрузку твэлов до 160 Вт/см. Как следствие, удается снизить температуру оболочек до уровня температуры, характерного для твэлов БН-реакторов,- не выше 730 ^оС. 

Конструкторскими решениями обеспечивается  охлаждение корпуса водой при температуре до 300 ^оС (рис.1), что позволяет применять разработанные для ВВЭР корпусные материалы и технологию изготовления корпусов с учетом увеличения толщины корпуса.

Рис. 1. Реактор ВВЭР-СКД: основные элементы конструкции и однозаходная схема циркуляции (примечание- БЗТ – блок защитных труб, «горячая» сборная камера)

Рис. 2. Реактор ВВЭР-СКД: основные элементы конструкции и двухзаходная схема циркуляции (примечание- БЗТ – блок защитных труб, «горячая» сборная камера)

Таким образом, в установке ВВЭР-СКД применяются технические решения по достижению всех приведенных в разделе «Введение» целевых показателей: по  повышению КВ (тесные топливные решетки), по повышению КПД (ядерный перегрев пара), по упрощению и удешевлению блока (одноконтурная установка с подачей пара на турбину), применение и развитие технологии ВВЭР и котлотурбинных установок СКП. Объектами дальнейшей конструкторской проработки и обоснования являются: активная зона, внутрикорпусные устройства в т.ч. «горячая» сборная камера реактора и выходной «горячий» патрубок.

Возможные схемы циркуляции теплоносителя в ВВЭР-СКД

Прорабатываются следующие схемы циркуляции теплоносителя в активной зоне (рис.1, 2):

ВВЭР-СКД (разработка  ОКБ «ГИДРОПРЕСС», РНЦ «Курчатовский институт» и ГНЦ РФ ФЭИ)

• однозаходная и
• двухзаходная;

HPLWR (Евроатом)

• трехзаходная.

Применение однозаходной схемы-прямоточное подъемное движение теплоносителя-  приводит к упрощению  конструкции и повышает безопасность установки в режимах с естественной циркуляцией теплоносителя. Вместе с тем, значительна неравномерность энерговыделения по высоте (проблема решается аналогично, как в BWR и ВК-50) и в конце кампании затруднительно обеспечить отрицательность пустотного эффекта реактивности. Значительная аксиальная неравномерность энерговыделения может в какой-то мере уменьшаться профилированием обогащения топлива и/или размещением полостей с замедлителем в верхней части ( вода, гидрид  циркония).

В двухзаходной схеме реализуется опускное движение теплоносителя по периферийной кольцевой зоне  и подъемное в центральной части. Применение двухзаходной схемы позволяет обеспечить:

• отрицательность пустотного эффекта реактивности;
• улучшение условий охлаждения твэлов вследствие увеличения скорости теплоносителя.

Вместе с тем, проблемными вопросами являются обеспечение в данной схеме режима естественной циркуляции теплоносителя и охлаждение зоны в аварийных режимах.

В трехзаходной схеме теплоноситель  поступает в центральную часть нагревается примерно на 100-110 ^оС, далее движется сверху вниз и подогревается  на 50-60 ^оС, в нижней камере перемешивается и движется вверх и подогревается также на 50-60 ^оС.

При использовании  двухзаходной и трехзаходной схем существенно снижается неравномерность подогрева теплоносителя за счет его перемешивания в верхней или нижней камерах после прохождения активной зоны. Как следствие, снижается максимальная температура оболочки (кроме данного явления снижению температуры твэлов способствует и рост скорости теплоносителя). 

Снижаются термонапряжения по высоте ТВС. Часть ТВС, в которой будет достигаться так называемая псевдокритическая температура, будет находиться в менее энергонапряженных условиях.  При температуре, близкой к псевдокритической имеет место «ухудшенный» теплообмен и осаждение примесей. Поэтому формирование в ТВС в области с пониженным энерговыделением условий для данных явлений повышает работоспособность твэлов.

Таким образом, каждый из вариантов имеет положительные качества и особенности, которые необходимо учитывать при проектировании.

Проблемные вопросы по активной зоне ВВЭР-СКД

Необходимо решить следующие проблемные вопросы по активной зоне:

• нейтронно-физические вопросы: приемлемые значения КВ и выгорания, а также обеспечение самозащищенности  реактора в проектных режимах 2-4 категорий,  поэтому   необходимы программные средства для выполнения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических  расчетов активной зоны и выполнение расчетных исследований;
• теплогидравлические вопросы, а именно: учет ухудшенного теплообмена и межячейкового тепло- и массопереноса;
• тепло-массообменные вопросы в т.ч. термоакустические явления при перемешивании «холодного» и «горячего» потоков теплоносителей в проектных режимах 1 и 2 категорий;
• вопросы устойчивости в т.ч. анализ апериодической неустойчивости, когда причиной неустойчивости является многозначность гидродинамической характеристики канала (ТВС); периодической неустойчивости, возникающей в системе параллельных обогреваемых каналов (чехловых ТВС),  или периодической неустойчивости во всем контуре циркуляции теплоносителя (может быть в двухконтурной установке ВВЭР-СКД); гидро-нейтронной (или ядерно-тепло-гидродинамической) неустойчивости активной зоны;
• конструкторские и материаловедческие вопросы, а именно: разработка  и обоснование конструкций ТВС, твэла и пэла, выбор материалов оболочки и топливной композиции для твэла, а также конструкционных материалов для чехла, дистанционирующих элементов и каркаса ТВС;
• исследование  эффектов коррозии и эрозии оболочек  и массопереноса продуктов коррозии в проектных режимах 1-й и 2-й категорий (исследования важны для обоснования радиационной безопасности одноконтурных установок);
• термоакустические эффекты в активной зоне в проектных режимах 3 и 4 категорий.

Выделены «ключевые» проблемные исследования:

• теплогидравлические стендовые испытания пучка твэлов и уточнение корреляций по теплообмену и гидравлике;
• стендовые модельные испытания контура с анализом массопереноса  в контуре;
• реакторные обоснования твэлов и пэлов;
• исследования проектных режимов 4-й категории.

Основная задача «ключевых» проблемных исследований – расчетно-экспериментальное подтверждение концептуальных проработок  реактора ВВЭР-СКД и формирование программы НИОКР для стадии проектирования установки.

По перечисленным вопросам можно сделать следующие комментарии. Крайне важна разработка программных средств для выполнения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических  расчетов активной зоны. Исходя из теории замедления нейтронов (эффективная длина замедления),   а также наиболее значительного изменения плотности в пределах ±30оС от температуры квазифазового перехода можно сделать вывод, что детализация  процессов должна быть в пределах до 0,1 м. Исходя из данного размера, можно оценить число  расчетных элементов по активной зоне и требования к программным средствам. Следует отметить и опыт расчетного сопровождения эксплуатации реактора ВК-50 и реакторов BWR, в которых также значительно изменение плотности по высоте активной зоны. Кроме того, в настоящее время в этих реакторах внедрены «водяные» элементы, которые приводят к так называемой «двойной гетерогенности». Поэтому опытные  данные по   реакторам ВК-50 и BWR, опыт расчетного сопровождения эксплуатации  крайне важны для создания и верификации программных средств.

Термо-акустические эффекты и вопросы по устойчивости  также известны, например, изложены в [13, 14]. Поэтому необходимо развитие известных теоретических представлений применительно к рассматриваемым реакторам ВВЭР-СКД.

Применение конструкционных материалов в условиях СКП: в прямоточных котлах, пароперегревателях, трубопроводах и в турбинах рассмотрено в [15-18]. Значителен опыт применения твэлов в реакторах с ядерным перегревом теплоносителя [18].  Указанное состояние дел не отменяет программы стендовых и реакторных исследований, но позволяет конкретизировать направления перспективных разработок [18].

Вопросы коррозии и эрозии относились к одним из основных при внедрении котло-турбинных установок СКД. Отложения на лопатках турбин приводили к снижению КПД.  Результаты исследований позволили установить нормы водно-химического режима и выбрать приемлемые конструкционные материалы [15-18]. Поэтому данный опыт необходимо использовать при разработке ВВЭР-СКД.

Некоторые технические решения по активной зоне

В настоящее время рассматриваются следующие научно-технические решения по активной зоне ВВЭР-СКД[10,18]:

• применение чехловых ТВС с гидропрофилированием теплоносителя по ТВС, что позволяет ограничить температуру оболочки освоенным уровнем температур в БН-реакторах и реакторах с ядерным перегревом пара;
• регулирование спектра в активной зоне путем размещения элементов в ТВС (в т.ч. съемных) с жидким(вода) и твердым (гидрид циркония) замедлителем;
• реализация двух схем движения теплоносителя в активной зоне: однозаходной или двухзаходной;
• применение твэлов контейнерного типа с МОХ-топливом (слоеный, многозонный твэл) или твэлов с керметным топливном (составной твэл из различных зон);
• дистанционирование твэлов осуществляется с помощью решеток сотовой конструкции (вариант ВВЭР)   или с помощью спиральной навивки провода на оболочке (вариант БН-реакторов).

На рис. 3 приведен общий вид чехловой ТВС. За основу принята ТВС ВВЭР-1000. Применяется  кластерная система размещения пэлов.

Для этого в ТВС размещены 18 направляющих каналов. Центральный канал предназначен для установки средств измерений.

Рис.3. Конструкция чехловой ТВС: 1 - головка ТВС, 2 - чехол; 3 - направляющий канал под пэл и элемент с гидридом циркония; 4 - твэл (оболочка диаметром 10,7х0,55); 5 - хвостовик

Заключение

Перспективным направлением развития технологии водоохлаждаемых корпусных реакторов  является  создание  ВВЭР-СКД. В этом случае на основе освоенных технологий возможно достижение КПД  42-45%. Путем применения тесных решеток с МОХ-топливом возможно повышение КВ  свыше 0,8.

Определены проблемные вопросы, решение которых необходимо при создании активных зон ВВЭР-СКД. Показано, что эти вопросы не новы и могут быть решены на основе имеющегося опыта и соответствующих НИОКР.

Приведены концептуальные проработки реактора и чехловой ТВС ВВЭР-СКД и изложены основные технические решения, принятые при ее проектировании.

Авторы

В.А. Мохов, к.т.н., И.Н. Васильченко, к.т.н., М.П. Никитенко, к.т.н., С.Н. Кобелев, В.М. Махин, д.т.н., А.В. Лапин, А.Е. Четвериков, к.т.н., А.Н. Чуркин, к.т.н., С.В. Шмелев
ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Список литературы

1. История атомной энергетики Советского Союза и России, вып.1, М: ИздАТ, 2001, стр.73.
2. Васильченко И.Н., Кобелев С.Н., Махин В.М., Семиглазов С.В. О перспективных направлениях совершенствования ВВЭР в части топливоиспользования. Годовой отчет, «Об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2007год», Научно-технический и рекламный сборник №8, Подольск, 2008, стр. 31.
3. Мейер Х.И. и др. Проект эффективного энергоблока мощностью 600 МВт на каменном угле. Электрические станции, 2005. №3., стр. 67-71.
4. Митенков Ф.М., Песков Р.А., Митенкова Е.Ф. Усовершенствование топливоиспользования в быстрых реакторах в открытом топливном цикле и на стадии переходного периода к замкнутому топливному циклу, 10-й международный семинар МНТЦ, сборник тезисов, Нижний Новгород, 2007, стр.85-86.
5. Митенков Ф.М., Песков Р.А., Митенкова Е.Ф. Оптимизация состава активной зоны быстрого реактора с натриевым теплоносителем и оксидным топливом и совершенствование топливоиспользования при внедрении замкнутого топливного цикла, Атомная энергия, т. 104, вып.2, 2008, стр. 94-99.
6. Аминов Р.З. и др. АЭС с ВВЭР: режимы характеристики, эффективность,М: Энергоатомиздат, 1990.-264с.
7. Ивамура Т. и др. Водяные реакторы с уменьшенным замедлением –будущее легководных реакторов?, Атомная техника за рубежом, 2001, №12, стр. 25-29.
8. Шаманов Н.П. и др. Судовые ядерные паро-производящие установки, Л:, Судостроение, 1990.- 368 с.
9. Габараев Б.А. и др. Корпусной и канальный быстрые реакторы с охлаждением кипящей водой или водой со сверхкритическими параметрами. Атомная энергия, т.95, вып.4, 2003, стр. 243-248.
10. Драгунов Ю.Г. и др. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами- перспективные реакторы 4-го поколения. Научная сессия МИФИ-2007. Сб.научн.тр., В17т. М: МИФИ. Т.8. С. 34-35.
11. Васильченко И.Н. и др. Концепция активных зон ВВЭРСКД: условия эксплуатации твэлов и кандидатные материалы. Научная сессия МИФИ-2008. Сб.научн.тр., М: МИФИ. Т.1. С. 14.
12. Никитенко М.П., Четвериков А.Е., Кобелев С.Н., В.М. Махин, А.Н. Чуркин, Веселов Д.О. Разработка концепции РУ ВВЭР-СКД. Годовой отчет, «Об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2007год», Научно-технический и рекламный сборник №8, Подольск, 2008, стр. 60-61.
13. Орнатский А.П.. Шараевский И.Г. Особенности возникновения и развития термоакустических колебаний при кипении воды в условиях вынужденного кипения, в кн. Теплообмен и гидродинамика, К.. 1977, с.26-33.
14. Колесов В.Ф., Леппик П.А., Павлов С.П. и др. Динамика ядерных реакторов/ Под ред. Я.В.Шевелева. –М.: Энергоатомиздат 1990.
15. Антикайн П.А. Металлы и расчет на прочность котлов и трубопроводов.М., ЭАИ, 1990,стр.368.
16. Филиппов Г.А., Антикайн П.А. Применение существующих конструкционных материалов для изготовления внутрикорпусных устройств и тепловыделяющих сборок легководных реакторов на сверхкритические параметры пара. Теплоэнергетика, №8, 2005, стр.2-8.
17. Прохоров В.И., Рисованная Ф.В.Проблема материалов для ядерных реакторов с водой сверхкритических параметров и опыт современных тепловых электростанций, Обзор, Димитровград, 2008, -96с.
18. Васильченко И.Н., Кобелев С.Н.,. Махин В.М и др., Концепция активной зоны ВВЭР-СКД; выбор конструкционных материалов и конструкция ТВС, Годовой отчет, «Об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2007год», Научно-технический и рекламный сборник №8, Подольск, стр. 42-44. 

Корпусные реакторы со сверхкритическими параметрами пара. Конструкторские и схемно-режимные проработки РУ 4...external link, opens in a new tab