народной |
научно-технической |
конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». – М. – 2008.
79.Лобачев С.М. и др. Испытание на стенде ОКБ «Гидропресс» полномасштабного макета оптимизированного теплообменника СПОТ, Труды 3-й научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».
–Подольск. – 26-30 мая 2003.
80.Беркович В.М., Малышев А.Б., Мальцев М.Б., Таранов Г.С. Влияние пассивных систем АЭС нового поколения на обеспечение локализующих функций контайнмента // Сб. трудов АЭП. Вып. 3. 2002. С. 3-14.
81.Полуничев В.И. и др. Расчетные и экспериментальные исследования регулирующего устройства системы пассивного отвода тепла АЭС нового по-
коления |
// |
Труды |
4-й |
Международной |
научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».
–Подольск. – 23-27 мая 2005.
82.Бахметьев А.М. и др. Задачи расчетно-экспериментального обоснования СПОТ ЗО для АЭС нового поколения // Труды 5-й Международной науч- но-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск. – 25-29 мая 2007.
83.V.V. Bezlepkin, et al. Improvement of safety concept for modern designs of NPP with high power VVER reactors // Proceedings of ICONE15: 15th International Conference on Nuclear Engineering April 22-26, 2007, Nagoya, Japan ICONE1510647.
84.Безлепкин В.В. и др. Концепция безопасности АЭС-2006 для площадки ЛАЭС-2. Основные результаты ВАБ // Сб. трудов 6-й Международной на- учно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». М., 2008.
85.Безлепкин В.В. и др. Расчетно-экспериментальное обоснование пассивных систем в проекте ЛАЭС-2 // Сб. трудов 6-й Международной на- учно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». М., 2008.
86.Безлепкин В.В., Молчанов А.В., Горбаев В.А. и др. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. – 1995. – №12.
87.J. Banati, et al. Experimental and numerical study of long-term cooling of VVER-640 reactor in the PACTEL facility using thermal hydraulics codes // Proceedings of ICONE 9:9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France, ICONE9-332.
88.Кутьин В.В. Теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя / Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. – СПб.,
166
2003.
89.Soplenkov K.I., et al. Design and testing of passive heat removal system with ejector-condenser // Progress in Design, Research and Development and Testing of Safety Systems for Advanced Water Cooled Reactors, IAEA-TECDOC-872, Vienna, 1996.
90.Soplenkov K.I. Passive heat removal system with injector-condenser // Proceedings of an Advisory Group meeting held in Julien, Germany, 21-24 November 1994, IAEA-TECDOC-920.
91.Свириденко И.И. и др. Автономные пассивные системы отвода тепловыделений ВВЭР на основе теплообменного оборудования с низкотемпературными тепловыми трубами // Труды 4-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск. – 23-27 мая 2005.
92.Ingersoll D. T. Passive Safety Features for Small Modular Reactors, Proceedings of International Seminars on Planetary Emergencies, Erice, Sicily. – August 2010.
93.Taylor J.J., Stahlkopf K.E., DeVine Jr. J.C. Advanced light-water reactor development in the United States A number of design concepts are being pursued, IAEA BULLETIN, 3/1989.
94.Nuclear Power. Technical and Institutional Options for the Future. National research council. National Academy Press, 1992, 215 pp.
95.Safety aspects of designs for future light water reactors (evolutionary reactors), IAEA, VIENNA, 1993, IAEA-TECDOC-712
96.Carelli M.D. IRIS Final Technical Progress Report, STD-ES-03-40, 2003.
97.Mizuno Y., Ninokata H. Preliminary Level-1 Probabilistic Risk Assessment of the IRIS Plant // Proceedings of GENES4/ANP2003, Sep. 15-19, 2003, Kyoto, JAPAN, Paper 1078.
98.Carelli M.D., et al. IRIS design overview and status update // Proceedings of the 13th International Conference on Nuclear Engineering Beijing, China, May 16-20, 2005, ICONE13-50442.
99.Kim H. C., et al. Safety Analysis of SMART // Proceedings of GENES4/ANP2003, Sep. 15-19, 2003, Kyoto, JAPAN, Paper 1050.
100.Chung Young-Jong, et al. Study on the thermalhydraulic characteristics of a residual heat removal system for the SMART plant // Proceedings of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10) Seoul, Korea, October 5-9, 2003.
101.Kanagawa T., et al. The design features of integrated modular water reactor (IMR) // Proceedings of ICONE12 12th International Conference on Nuclear Engineering April 25-29, 2004, Arlington, Virginia USA, ICONE12-49528.
102.Hibi Koki, et al. Integrated modular water reactor (IMR) design // Nuclear Engineering and Design. – 2004. – V.230. – P.253–266.
167
103.Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling, IAEA, VIENNA, 2007, IAEA-TECDOC-1536.
104.Ishida T. Performance of Safety System of Passive Safety Small Reactor for Distributed Energy Supply System // Proceedings of GENES4/ANP2003, Sep. 15-19, 2003, Kyoto, JAPAN, Paper 1081.
105.Gautier G-M., et al. SCOR 1000: an economic and innovative conceptual design PWR // Proceedings of ICAPP ’07 Nice, FRANCE, May 13-18, 2007, Paper 7417.
106.Design Features to Achieve Defence in Depth in Small and Medium Sized Reactors, IAEA Nuclear Energy Series Report NP-T-2.2, Vienna, 2009.
107.Bianchi F., et al. In-pool energy removal system for emergency operation: experimental tests and RELAP5 code calculations // Proceedings of the 11th International Conference on Nuclear Engineering Tokyo, JAPAN, April 20-23, 2003, ICONE11-36356.
108.Mattioda F., et al. CATHARE2 V1.4 capability to simulate the performance of isolation condenser systems with thermal valve // Proceedings of International Conference Nuclear Energy in Central Europe, 2001.
109.Kuznetsov V. IAEA activities for innovative small and medium sized reactors (SMRs) // Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering Beijing, China, May 16-20, 2005, ICONE13-50255.
110.Status of innovative small and medium sized reactor designs 2005, IAEA, VIENNA, 2006, IAEA-TECDOC-1485.
111.Advanced nuclear plant design options to cope with external events IAEA, VIENNA, 2006, IAEA-TECDOC-1487.
112.Technology Overview & Commercialization Update, NuScale Power, November 2010.
113.NuScale’s Passive Safety Approach, NuScale Power, 2011.
114.NuScale Technology Overview, U.S. Nuclear Regulatory Commission PreApplication Meeting, Rockville, MD, December 13 2010.
115.Testimony of Christofer M. Mowry President, Babcock & Wilcox Nuclear Energy, Inc. The Babcock & Wilcox Company Before the Energy & Water Subcommittee of the Senate Appropriations Committee, United States Senate, July 14, 2011.
116.Lee Doug B&W mPower program, Proceedings of IAEA SMR Technology Workshop, Vienna, Austria, December 6, 2011
117.Samoilov O.B., et al. Integral nuclear power reactor with natural coolant circulation. Investigation of passive RHR system // Nuclear Engineering and Design. – 1996. – V.165. – P.259-264.
118.Щеклеин С.Е. АЭС нового поколения с ядерными реакторами пассивной безопасности. – Екатеринбург: УПИ, 1993.
168
119.Mitenkov F.M., Kurachenkov A.V., Malamud V.A., et. al. New generation nuclear power units of PWR type integral reactors, Integral design concepts of advanced water cooled reactors // Proceedings of a Technical Committee meeting held in Obninsk, Russian Federation, 9-12 October 1995, IAEA, Vienna, 1997, IAEA- TECDOC-977.
120.Митенков Ф. М., Понамарев-Степной Н. Н., Антоновский Г. М. и др. Водяной повышенной безопасности энергетический реактор ВПБЭР-600 для атомных станций нового поколения // Атомная энергия. – 1992. –T.73, вып. 1. – C.6-13.
121.Самойлов О.Б., Панов Ю.К., Кураченков А.В. и др. Плавучие АЭС на базе судовых технологий – надежный и безопасный энергоисточник автономного энергоснабжения // Труды Международной научнопрактической конференции «Малая энергетика-2004». – М., 2004.
122.Хизбуллин А.М. Пассивные системы безопасности инновационных проектов АЭС // Труды III Международной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация». – М., 2009.
123.Беляев А.А. и др. Атомные станции на основе реакторных установок ВБЭР-300 // Труды Международной научно-практической конференции «Малая энергетика-2003».
124.Костин В.И. и др. Реакторная установка ВБЭР-300 и энергоблоки на ее основе для региональной ядерной энергетики // Атомная энергия. – 2007. – Т. 102, № 1. – С. 35-39.
125.Yizhe L. Pressure drop, heat transfer model and CFD application in a fuel subassembly of CEFR. // Proceedings of COOL Project, Vienna, 2010.
126.Ren L. Severe accidents analysis in CEFR and technology gaps // Proceedings of International Workshop on Prevention and Mitigation of Severe Accidents in Sodium-cooled fast Reactors, June 11-13, 2012, Tsuruga, Japan.
127.Пахолков В.В., Рогожкин С.А. и др. Разработка стенда «ТИСЕЙ» для обоснования теплогидравлических характеристик реактора БН-1200 // Труды научно-технической конференции «Теплофизика-2012». – Обнинск, 2012.
128.Ren L. SFR safety design concept and related safety R&D in China // Proceedings of Consultants’ Meeting IAEA-GIF Workshop on Operational and Safety Aspects of Sodium Cooled Fast Reactor, June 23-25, 2010.
129.S. Athmalingam Intermediate heat exchanger for PFBR and future FBR // Proceedings of the Technical Meeting on Innovative Heat Exchanger and Steam Generator Designs for Fast Reactors, IAEA, Vienna, 2011.
130.Chetal S.C. 500 MWe PFBR: Concept to Realisation and Approach for Future 500 MWe FBRs // Proceedings of the IAEA Technical Meeting, Vienna, Austria, 10 - 14 October 2011.
169
131.Chellapandi P. R&D Towards Safety Features of Future SFRs in India
//Proceedings of the Second Joint GIF-IAEA/INPRO Consultancy Meeting on Safety Aspects of SFRs IAEA, Vienna, 30 Nov - 1 Dec 2011.
132.Innovative design features of CFBR towards safety // Proceedings of SMIRT21 Post Conference Seminar on Innovative Fast Reactor Design Nov 14-15 2011, IGCAR, Kalpakkam.
133.Соколова И.Д. Ядерная энергетика Республики Корея // Атомная техника за рубежом. – 2010. – №4. – С.3-10.
134.Kang S.H. Current Status of Severe Accident Analysis for Korean So- dium-cooled Fast Reactor // Proceedings of International Workshop on «Prevention and Mitigation of Severe Accidents in Sodium-cooled Fast Reactors», 13 June 2012.
135.Ha K.S., Jeong H. Y. Comparison of the Decay Heat Removal Systems in the Kalimer-600 and DSFR // Proceedings of KAERI meeting, Korea, August 09, 2011.
136.Alemberti A. The ALFRED project on Lead-cooled Fast Reactor // Proceedings of ESNII Conference Advanced fission research in Horizon 2020 European economic and social committee, Brussels, 25 June 2012.
137.Agostini P., Meloni P., et al. Progress report on the Italian national program on fast reactors. // Proceedings of ANS meeting, Chicago, 20-22 June 2012.
138.Alemberti A. ELFR The European Lead Fast Reactor Design, Safety Approach And Safety Characteristics // Proceedings of Technical meeting on «Impact of Fukushima event on current and future Fast Reactor designs», 19 - 23 March 2012.
139.Bruyn D. From MYRRHA to XT-ADS: lessons learned and towards implementation // Proceedings of AccApp’09 Satellite meeting, Vienna, May 06, 2009.
140.H. Aït Abderrahim MYRRHA A Multipurpose European ADS for R&D, Proceedings of HLMC-2003, Obninsk, Russia, 2003.
141.Обоснование проекта и состояние сооружения БН-800/ О.М. Сараев и др. // Атомная энергия. – 2010. – Т.108, №4. – С.197-201.
142.Сорокин А.П. и др. Исследования гидравлического сопротивления и теплоотдачи при поперечном обтекании коридорных пучков труб в обоснование характеристик воздушного теплообменника системы аварийного расхолаживания быстрого реактора нового поколения // Труды научно-технической конференции «ТЕПЛОФИЗИКА–2011». – Обнинск, 19–21 октября 2011.
143.Концепция перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором БН-1200/ В.И. Рачков и др. // Атомная энергия. – 2010. – Т.108,
170