1.
Оценка
возможности трансмутации долгоживущих продуктов деления актиноидов в ядерных
реакторах с быстрым или смешанным спектром нейтронов /В.В. Орлов, И.Х. Ганев, В.В. Наумов //Ядерная энергия в СССР: проблемы и
перспективы: Сборник докладов I ВК ЯО СССР. Обнинск, 26-29 июня 1990 г. - М., 1991. - Т. 2,
ч. 1. - С. 146-156.
2.
Dynamics and Assessment of a Safety Potential
of Reactors Cooled by Lead: P5-4 /Alekseev, E.V. Vinogradova, V.V. Orlov, V.S.
Smirnov //Proc. of Int. Conf. On Fast
Reactors and Related Fuel Cycles. Kyoto,
Japan, 28
Oct.-1 Nov. 1991. - S.l., 1991. - Vol. IV.
3.
Safety & Lead-Cooled Fast
Reactors /Orlov V.V., Adamov E.O.
//Nuclear Europe Worldscan. - 1991. -
No. 3/4. - P. 42.
4.
The Concept of the High Safe
Economical Fast Lead-Cooled Reactor: P1-9 /E.O. Adamov, V.V. Orlov, V.I.
Subbotin, V.S. Smirnov //Proc. of Int. Conf. On Fast Reactors and Related Fuel
Cycles. Kyoto, Japan, 28 Oct.-1 Nov. 1991. - S.l.,
1991. - Vol. II.
5.
The concept of using molten lead for
fast power reactor cooling /E.O. Adamov, V.V. Orlov, V.I. Subbotin, V.S.
Smirnov, V.S. Tsikunov et al. //ICONE-1. The 1st JSME/ASME Joint International
Conference on Nuclear Engineering. Tokyo,
Japan 4-7
November, 1991. - Tokyo,
1991. - Vol. 1. - P. 335-340.
6.
Two-Circuit Steam-Generating Facility
with Fast Lead-Cooled Reactor: P5-3 /V.V. Orlov, V.S. Smirnov, V.P. Smirnov,
A.G. Sila-Novitsky, V.S. Tsikunov, P.N. Alekseev, E.V. Vinogradova, A.E.
Chistyakov et al. //International
Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Japan,
Kyoto, 28
October-1 November, 1991. - S.l., 1991. - Vol. IV.
7. АЭС высокой безопасности и
экономичности с реакторами, охлаждаемыми жидким свинцом /Е.О. Адамов, В.В.
Орлов, В.И. Субботин, Ю.М. Черкашов и др.
//Ядерная энергия в СССР: проблемы и перспективы: Сборник докладов I ВК ЯО СССР. Обнинск, 26-29 июня 1990 г. - М., 1991. - Т. 1,
ч. 3. - С. 31-54.
8. На пути ко "Второй ядерной
эре" /Орлов В.В. //Ядерная энергия в СССР: проблемы и перспективы: Сборник
докладов I ВК ЯО СССР. Обнинск, 26-29 июня 1990 г. - М., 1991. - Т. 1, ч. 1, 2. - С. 3-7.
9. Обращение с радиоактивными отходами в
крупномасштабной ядерной энергетике будущего /В.В. Орлов, И.Х. Ганев, Л.А.
Кочетков и др. //Ядерная энергия в СССР: проблемы и перспективы: Сборник
докладов I ВК ЯО СССР. Обнинск, 26-29 июня 1990 г. - М., 1991. - Т. 2. - С. 20-24.
10. Тяжелые теплоносители на основе
свинца в системе охлаждения термоядерного реактора с магнитным удержанием
плазмы /В.В. Орлов и др. //Атомная Энергия. - 1991. - Т. 71, вып. 6. -
С. 506-511.
11.
A radical approach needed for a
nuclear future in Russia
/Adamov E.O., Orlov V.V. //Nuclear
Engineering International. - 1992. - Vol. 37, № 454. - Р. 42-44.
12.
Progress in Lead-Cooled Fast Reactor
Design /E.O. Adamov, V.V. Orlov, V.S.
Smirnov //Proc. of Int. Conf. on Design
and Safety of Advanced Nuclear Power Plants. Tokyo, Japan,
25-29 Oct., 1992. Session 16. - S.l., 1992. - Vol. II. - P. 6.
13. Влияние переменного энерговыделения
на коэффициент теплоотдачи в квадратных решетках твэлов /Жуков А.В., Сорокин А.П., Папандин М.В., Смирнов
В.П. //Атомная энергия. – 1992. – Т. 74.
– Вып. 3. – С. 194-199.
14. Нетрадиционные концепции АЭС с естественной
безопасностью (новая ядерная технология для крупномасштабной ядерной энергетики
следующего этапа) /В.В. Орлов, Е.О.
Адамов, А.П. Васильев, В.И. Солонин, В.И. Субботин и др. //Атомная энергия. - 1992. - Т. 72, вып. 4. -
С. 317-329.
15.
Проблемы
теплогидравлики в реакторах, охлаждаемых свинцом /Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А, Ушаков П.А.
//Атомная энергия. – 1992. – Т. 72. – Вып. 2. –
С. 142-151.
16.
Fast reactors and radwaste
management /E.O. Adamov, I.K. Ganev,
V.V. Orlov //Nuclear Europe Worldscan. -
1993. - No. 5/6. - P. 44-45.
17.
Lead-Cooled Fast Reactor For High
Safe NPP /E.O. Adamov, V.V. Orlov, V.S.
Smirnov, A.I. Filin, V.S. Tsikunov, A.G. Sila-Novitsky, V.N. Leonov //Nuclear Technology Tomorrow: Proceedings of
the Third Annual Scientific Conference. Nuclear Society International. Moscow, St.
Petersburg, 14-18 September 1992. - St. Petersburg, 1993. - P. 111-113.
18. Быстрые реакторы со свинцовым
теплоносителем - будущее ядерной энергетики
/В.Н. Леонов, А.Г. Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, А.И. Филин, В.С.
Цикунов, Ю.М. Черкашов //Энергетическое
строительство. - 1993. - № 6. - С. 25-33.
19.
Analysis of Critical Experiment BFS-61
by Using the Continuous Energy Monte Carlo Code MVP and the JENDL-3.1 Nuclear
Data /V.V. Orlov, V.S. Smirnov, A.G.
Morozov //Proceedings of International
Conference on Advanced Reactors Safety (ARS`94). Pittsburg, USA,
17-21 Apr. 1994. - S.l., 1994. - Vol. 1. - P. 544-548.
20.
Conceptual Design of BREST-300 Lead-Cooled Fast Reactor /E.O.
Adamov, V.V. Orlov, A.I. Filin, V.S. Tsikunov, A.G. Sila-Novitsky, V.S.
Smirnov, V.N. Leonov //Proceedings of
International Conference on Advanced Reactors Safety (ARS`94). Pittsburg, USA,
17-21 Apr. 1994. - S.l., 1994. - Vol. 1. - P. 509-515.
21.
Heat Transfer in Lead-Cooled Fast
Reactor (LCFR) /A.V. Zhukov, A.P.
Sorokin, V.P. Smirnov, M.V. Papandin
//Proceedings of International Conference on Advanced Reactors Safety
(ARS’94). Pittsburg, USA, 17-21 Apr. 1994. – S.l., 1994.
– Vol. 1. – P. 66-69.
22.
Lead-Cooled reactor core, its
characteristics and features /V.V.
Orlov, V.S. Smirnov, A.I. Filin, V.S. Tsikunov, A.G. Sila-Novitsky, V.N.
Dobrovolsky, Y.I. Kazennov, B.D. Rogozkin
//Proceedings of International Conference on Advanced Reactors Safety
(ARS`94). Pittsburg, USA, 17-21 Apr. 1994. - S.l., 1994.
- Vol.1. - P. 516-523.
23.
Physical Characteristics of Lead Cooled Fast Reactor /V.V. Orlov, V.S. Smirnov, V.V. Naumov //Proc. оf Int. Conf. on Advances in Reactor
Physics. Knoxvill, USA, 11-15 Apr., 1994. - S.l.,
1994. - Vol. 1. - P. 348-356.
24.
Properties and Synthesis and
Reprocessing Technology of Mononitride Fuel for Inherently Safe Reactors /B.D. Rogozkin, O.N. Dubrovin, L.I.
Arseenkov, N.M. Stepennova, M.G. Shishkov, Y.E. Fedorov, A.K. Serov, V.V.
Orlov, A.G. Sila-Novitsky //Proceedings
of International Conference on Advanced Reactors Safety (ARS`94). Pittsburg, USA,
17-21 Apr. 1994. - S.l., 1994. - Vol. 1. - P. 382-389.
25.
Requirements a new nuclear technology
for the large-scale power industry /E.O.
Adamov, V.V. Orlov, V.S. Smirnov
//Proceedings of International Conference on Advanced Reactors Safety
(ARS`94). Pittsburg, USA, 17-21 Apr. 1994. - S.l., 1994.
Vol. 1. - P. 636-642.
26. Study
of Ultimate Accidents for Lead-Cooled Fast Reactor /V.V. Orlov, V.V. Poliksha, V.S. Smirnov,
G.A. Khacheresov, A.P. Vasiliev
//Proceedings of International Conference on Advanced Reactors Safety
(ARS`94). Pittsburg, USA, 17-21 Apr. 1994. - S.l., 1994. - Vol. 1. - P. 538-543.
27.
Plutonium Disposal and Burning In
Lead Cooled Fast Reactor /Orlov V.V.
//Unconventional Options for Plutonium Disposition: Proceedings of a
Technical Committee Meeting held in Obninsk,
Russian Federation,
7-11 November 1994. - Vienna:
IAEA, 1995. - P. 237-245. - (IAEA-TECDOC-840).
28. Моделирование динамики фрагментов
топлива в жидком свинце при анализе аварии с разрушением активной зоны быстрого
реактора /В.В. Орлов, В.С. Смирнов, А.И.
Филин и др. //Атомная энергия. - 1995. -
Т. 78, вып. 1. - С. 13-21.
29. Расчет аварийных режимов реактора
БРЕСТ-300 при нарушении целостности корпуса / Смирнов В.С., Леончук М.П. //ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. -
1995. - Вып. 4. - С. 55-59.
30.
Requirements for Reactors of the Next
Generation (Invited) /Adamov E.O., Orlov
V.V. //The Eighth International
Conference on Emerging Nuclear Energy Sysnems. ICENES'96. Russia,
Obninsk, 24-28 June 1996: Proceedings. - Obninsk, 1996. - Vol. 1. - P. 26-34.
31.
The next generation of fast reactors
/E.O. Adamov, V.V. Orlov, A.I. Filin, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, V.S.
Smirnov, V.S. Tsikunov //Nuclear Engineering and Design. - 1997. - Vol. 173, №
1-3. - P. 143-150.
32.
Белая книга ядерной энергетики. /В.В. Орлов, М.М. Селиверстов, В.А. Тищенко,
В.В. Ужанова, В.С. Смирнов, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, С.В. Брюнин, А.Н.
Кархов, С.В. Европин, Г.Е. Шаталов, В.Е. Сытников, П.И. Долгошеев, В.Б. Козлов,
В.П. Фотин. Под ред. Е.О. Адамова //М.:
ГУП НИКИЭТ, 1998. - 356 с.
33. Детерминистическая безопасность
реакторов БРЕСТ /В.В. Орлов, В.С. Смирнов,
В.Н. Леонов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин, В.С. Цикунов //Материалы международной конференции по
тяжелым жидкометаллическим теплоносителям в ядерных технологиях (ТЖМТ-98).
Обнинск, 3-9 октября 1998 г.
- Б.м., 1998. - Т. 2. - С. 440-449.
34. Задачи и требования к конструкции
опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300
/В.В. Орлов, В.С. Смирнов, В.Н. Леонов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин,
В.С. Цикунов //Материалы международной
конференции по тяжелым жидкометаллическим теплоносителям в ядерных технологиях
(ТЖМТ-98). Обнинск, 3-9 октября 1998
г. - Б.м., 1998. - Т. 2. - С. 450-457.
35. Конструкция реакторов БРЕСТ
электрической мощностью 300 и 1200 МВт
/В.В. Орлов, В.С. Смирнов, В.Н. Леонов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин,
В.С. Цикунов //Материалы международной
конференции по тяжелым жидкометаллическим теплоносителям в ядерных технологиях
(ТЖМТ-98). Обнинск, 3-9 октября 1998
г. - Б.м., 1998. - Т. 2. - С. 503-510.
36. Показатели реакторов крупномасштабной
ядерной энергетики России /Е.О. Адамов,
И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.Г. Муратов, В.В. Орлов //АЭ. - 1998. - Т. 85, вып. 5. - С. 351-358.
37. Предварительное экспериментальное
обоснование конструкции твэла с мононитридным топливом и свинцовым подслоем для
реактора БРЕСТ /Ю.И. Казеннов, Ю.К.
Бибилашвили, Ю.А. Щербаков, В.В. Орлов, А.И. Филин, А.Г. Сила-Новицкий, Ю.А.
Костюков, О.А. Алексеев, Ю.Е. Федоров, Н.М. Степеннова и др. //Материалы международной конференции по
тяжелым жидкометаллическим теплоносителям в ядерных технологиях (ТЖМТ-98).
Обнинск, 3-9 октября 1998 г.
- Б.м., 1998. - Т. 2. - С. 458-465.
38. Требования к активной зоне реакторов
БРЕСТ /О.М. Борисов, В.В. Орлов, В.В.
Наумов, В.С. Смирнов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин, В.С. Цикунов //Материалы международной конференции по
тяжелым жидкометаллическим теплоносителям в ядерных технологиях (ТЖМТ-98).
Обнинск, 3-9 октября 1998 г.
- Б.м., 1998. - Т. 2. - С. 511-520.
39. Экспериментальные работы в
подтверждение концепции быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ).
Результаты и планы /Филин А.И. //Материалы международной конференции по
тяжелым жидкометаллическим теплоносителям в ядерных технологиях (ТЖМТ-98).
Обнинск, 3-9 октября 1998 г.
– Б.м., 1998. – Т. 2. – С. 436-439.
40.
Экспериментальный
петлевой канал БОР-60 для испытаний твэлов реакторов БРЕСТ /В.В. Орлов, С.В. Булавкин, А.Г.
Сила-Новицкий, А.И. Филин, А.А. Пикалов
//Материалы международной конференции по тяжелым жидкометаллическим
теплоносителям в ядерных технологиях (ТЖМТ-98). Обнинск, 3-9
октября 1998 г.
- Б.м., 1998. - Т. 2. - С. 521-528.
41. Быстрый реактор со свинцовым
теплоносителем и топливный цикл для ядерной энергетики будущего /В.Н. Леонов, В.В. Орлов, В.С. Смирнов, А.Г.
Сила-Новицкий, А.И. Филин, В.С. Цикунов
//Перспективы и проблемы развития атомной энергетики России и ряда
государств бывшего СССР на пороге ХХI века: Материалы научно-технической
конференции. Санкт-Петербург, 5-7 октября 1999 г. - СПб., 1999. - С.
100-108.
42. Конструкционные материалы для атомных
реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в виде свинца и сплава свинец–висмут /Горынин И.В., Карзов Г.П., Марков В.Г.,
Яковлев В.А. //Металловедение и
термическая обработка металлов. – 1999.– №9. – С. 20-24.
43. Самосогласованная модель развития
ядерной энергетики и ее топливного цикла
/Е.О. Адамов, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В. Орлов, В.С. Смирнов //АЭ. - 1999. - Т. 86, вып. 5. - С. 361-370.
44. Совместимость конструкционных
материалов с теплоносителем на основе свинца и его сплавов /Карзов Г.П., Марков В.Г., Яковлев В.А. //Прогрессивные материалы и технологии. –
1999. - №3. – с.51-56.
45.
Design features of BREST reactors. Experimental work to advance
the concept of BREST
reactors. Results and plans /A.I. Filin,
V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, V.S. Tsikunov //Cost competitive, proliferation resistant,
inherently and ecologically safe fast reactor and fuel cycle for large scale
power: International seminar, Moscow,
2000. - M., 2000. - P. 151-163.
46.
Evolution of the technical concept of
fast reactors. The concept of BREST /Orlov V.V.
//Cost competitive, proliferation resistant, inherently and ecologically
safe fast reactor and fuel cycle for large scale power: International Seminar, Moscow, 2000. - M., 2000.
- P. 25-31.
47.
Experimental and computational study
on core thermohydraulics of BREST-type fast reactors (Lead cooling) /V.S. Smirnov, A.G. Sila-Novitsky et al. //Cost competitive, proliferation resistant,
inherently and ecologically safe fast reactor and fuel cycle for large scale
power: International seminar, Moscow,
2000. - M., 2000. - P. 164-179.
48.
Experimental studies of BREST-OD-300
reactor characteristics on BFS facilities
/V.S. Smirnov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov et al. //Cost competitive, proliferation resistant,
inherently and ecologically safe fast reactor and fuel cycle for large scale
power: International seminar, Moscow,
2000. - M., 2000. - P. 95-111.
49.
Feasibility study of BREST 2х1200 NPP for
NVNPP-2 as compared to alternative energy
sources /V.V. Orlov, A.I. Filin et
al. //Cost competitive, proliferation
resistant, inherently and ecologically safe fast reactor and fuel cycle for
large scale power: International seminar, Moscow,
2000. - M., 2000. - P. 134-150.
50.
Lead coolant as a natural safety
component /V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G.
Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, A.I. Filin, V.S. Tsikunov //Cost competitive, proliferation resistant,
inherently and ecologically safe fast reactor and fuel cycle for large scale
power: International seminar, Moscow,
2000. - M., 2000. - P. 112-118.
51.
Nuclear power of the coming century
and requirements to the nuclear technology
/V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, V.S.
Tsikunov, A.I. Filin //Cost competitive,
proliferation resistant, inherently and ecologically safe fast reactor and fuel
cycle for large scale power: International seminar, Moscow, 2000. - M., 2000. -
P. 11-24.
52.
Requirements to the core of
BREST-type reactors /O.M. Borisov, V.V.
Orlov, V.V. Naumov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, A.I. Filin, V.S.
Tsikunov //Cost competitive, proliferation
resistant, inherently and ecologically safe fast reactor and fuel cycle for
large scale power: International seminar, Moscow, 2000. - M., 2000. - P.
119-128.
53.
Severe accidents analysis for BREST reactor /V.S.
Smirnov, Y.A. Dolgov, V.A. Kogut, V.V. Tyukov
//Cost competitive, proliferation resistant, inherently and ecologically
safe fast reactor and fuel cycle for large scale power: International seminar, Moscow, 2000. - M., 2000.
- P. 197-218.
54.
The BOR-60 loop-channel design for
testing the BREST
reactor fuel /V.V. Orlov, A.I. Filin,
A.G. Sila-Novitsky, A.A. Pikalov et al.
//Cost competitive, proliferation resistant, inherently and ecologically
safe fast reactor and fuel cycle for large scale power: International seminar, Moscow, 2000. - M., 2000.
- P. 68-94.
55.
Transmutation of long-lived nuclides in the fuel cycle of
BREST-type reactors /V.V. Orlov, A.I.
Filin, A.V. Lopatkin //6-th Information
Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and
Transmutation, Madrid, Spain, 11-13 December 2000. - S.l. 2000.
56. Анализ протекания тяжелых аварий на
БРЕСТ /В.С. Смирнов, Ю.А. Долгов, В.А.
Когут, В.В. Тюков //Быстрый реактор и
топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики.
Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение: Международный
семинар. - М., 2000. - С. 146-160.
57. Атомная энергетика грядущего столетия
и требования к ядерной технологии /В.В.
Орлов, В.Н. Леонов, А.Г. Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, В.С. Цикунов, А.И.
Филин //Быстрый реактор и топливный цикл
естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс,
экономика, безопасность, отходы, нераспространение: Международный семинар. -
М., 2000. - С. 12-19.
58. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа
БРЕСТ /И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В.
Орлов //Атомная энерггия. - 2000. - Т.
89, вып. 5. - С. 362-365.
59. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа
БРЕСТ /И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В.
Орлов и др. //Атомная энергия. - 2000. -
Т. 89, вып. 5. - С. 355-361.
60. Исследование на модельной ТВС
температурных полей и теплоотдачи для быстрого реактора со свинцовым
охлаждением /Кузина Ю.А., Смирнов В.П.,
Жуков А.В., Сорокин А.П. //Сб. Трудов
Научной сессии МИФИ-2000, М.,
2000 г. Т. 8. С.
108-110.
61. Технико-экономические исследования
АЭС БРЕСТ 2х1200 для НВАЭС-2 в сравнении с альтернативными вариантами
энергоисточников /В.В. Орлов, А.И.
Филин и др. //Ядерная энергия и
экономика: Сборник докладов 11-й ежегодной научно-технической конференции.
Санкт-Петербург, 19-22 июня 2000
г. - М., 2000. - Т. 2. - С. 454-475.
62. Топливный цикл реакторов БРЕСТ /А.В. Лопаткин, В.В. Орлов, А.Г.
Сила-Новицкий, А.И. Филин, Ю.К. Бибилашвили и др. //АЭ. - 2000. - Т. 89, вып. 4. - С. 308-314.
63. Экспериментальное и расчетное
изучение вопросов теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов типа БРЕСТ
(свинцовое охлаждение) /Ефанов А.Д., Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Смирнов В.П. //Семинар «Математические модели для
исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании
и эксплуатации». – Сосновый бор: НИТИ, 2000. – С. 117-120.
64. Ядерная безопасность и эффективность
использования топлива в реакторе БРЕСТ-ОД-300
/С.В. Баринов, В.В. Васильев, А.П. Жирнов, В.Е. Попов, А.В. Радкевич,
М.И. Рождественский //Физические проблемы
эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом.
ВОЛГА-2000: Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 4-8 сентября
2000 г.
– М., 2000. – С. 87-89.
С 2001 г. по 2009 г.
65. 50 лет освоения технологии тяжелых
теплоносителей (свинец – висмут, свинец, галлий) /Асхадуллин Р.Ш., Мартынов П.Н., Орлов Ю.И.,
Ефанов А.Д. и др. //Сб. Изд-во: ОЦНТ и
ГНЦ РФ – ФЭИ, 2001.
66.
Design features of BREST reactors. Experimental work to advance
the concept of BREST
reactors. Results and plans /A.I. Filin,
V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, V.S. Tsikunov //Design and Performance of Reactor and
Subcritical Blanket Systems with Lead and Lead-Bismuth as Coolant and or Target
Material. Moscow,
RF, 23-27 October, 2000: Working Material Advisory Group Meeting.
(IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna:
IAEA, 2001. - P. 75-90.
67.
Design Features of BREST Reactors. Requirements to the Core of
the BREST-Type Reactors /V.V. Orlov,
V.S. Smirnov, A.I. Filin, V.S. Tsikunov, A.G. Sila-Novitsky, V.N. Leonov //Proc. of the 16-th KAIF/KNS Ann. Conf.
Seoul, Korea.
16-18 April 2001. - S.l., 2001. - P. 365-372.
68.
Evolution of the technical concept of
fast reactors. The concept of BREST /Orlov V.V.
//Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket Systems with
Lead and Lead-Bismuth as Coolant and or Target Material. Moscow, RF, 23-27 October, 2000: Working
Material Advisory Group Meeting (IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna: IAEA, 2001. - P. 40-46.
69.
Experimental and computational study
on core thermohydraulics of BREST-type fast reactors (Lead cooling) /V.P. Smirnov, A.G. Sila-Novitsky et al. //Design and Performance of Reactor and
Subcritical Blanket Systems with Lead and Lead-Bismuth as Coolant and or Target
Material. Moscow,
RF, 23-27 October, 2000: Working Material Advisory Group Meeting.
(IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna:
IAEA, 2001. - P. 291-306.
70.
Experimental studies of BREST-OD-300
reactor characteristics on BFS facilities
/V.S. Smirnov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov et al. //Design and Performance of Reactor and
Subcritical Blanket Systems with Lead and Lead-Bismuth as Coolant and or Target
Material. Moscow,
RF, 23-27 October, 2000: Working Material Advisory Group Meeting.
(IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna:
IAEA, 2001. - P. 204-240.
71.
Heat Transfer and Temperature Fields
in the Core of Fast BREST Reactor With Lead Cooling /Zhukov A.V., Kuzina Yu.A., Sorokin A.P.,
Filin A.I., Smirnov V.P., Leonov V.N., Sila-Novitsky A.G. //Reports of 10-th Int. Meeting of the IAHR Working
Group on Advanced Nuclear Reactors Thermal Hydraulics “Thermal Hydraulics for
Fast Reactors with Different Coolants”, Obninsk, 2001. Р. 100 – 110.
72.
Naturally safe lead-cooled fast
reactor for large-scale nuclear power
/A.I. Filin, V.S. Smirnov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Tsikunov, V.N.
Leonov, V.P. Smirnov, A.V. Lopatkin, I.K. Ganev, S.N. Bozin, Z.I.
Yemelyantseva, G.А. Khacheresov, V.А. Коgut.
//М., 2001. - 268 р.
73.
Nuclear power of the coming century
and requirements to the nuclear technology. IAEA-AG-1076, IWG-FR/104 /V.V. Orlov, V.S. Smirnov, A.I. Filin, V.S.
Tsikunov, A.G. Sila-Novitsky, V.N. Leonov
//Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket Systems with
Lead and Lead-Bismuth as Coolant and or Target Material. Moscow, RF, 23-27 October, 2000: Working
Material Advisory Group Meeting. (IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna: IAEA, 2001. - P. 26-39.
74.
Nuclear power strategy: Requirements
for technology /Orlov V.V., Rachkov
V.I. //Design and Performance of
Reactor and Subcritical Blanket Systems with Lead and Lead-Bismuth as Coolant
and or Target Material. Moscow,
RF, 23-27 October, 2000: Working Material Advisory Group Meeting.
(IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna:
IAEA, 2001. - P. 16-25.
75.
Status of CEA-Minatom collaborative
experiment BORA-BORA; fuels with high plutonium content. /L.Zaboudko, I.Kurina(IPPE, Russia), A.Mayorshin, V.Kisly(RIAR, Russia), T.Menshikova, B.Rogozkin (VNIINM, Russia), S.Pillon-Eymard, A.Languille (CEA,
France) , R.Thetford (AEA, UK). //Proc. of Int. Conf. “Back-end of the fuel
cycle; from research to solutions” GLOBAL-2001, Paris, Sept. 9-13, 2001, #292.
76.
The BOR-60 loop-channel design for
testing the BREST
reactor fuel /V.V. Orlov, A.I. Filin,
A.G. Sila-Novitsky, A.A. Pikalov et al.
//Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket Systems with
Lead and Lead-Bismuth as Coolant and or Target Material. Moscow, RF, 23-27 October, 2000: Working
Material Advisory Group Meeting (IAEA-AG-1076, IWG-FR/104). - Vienna: IAEA, 2001. - P. 240-265.
77. Испытания макетов твэлов реактора
БРЕСТ-ОД-300 на воссоздаваемой петлевой установке с тяжелым теплоносителем в
реакторе МИР-М1 /В.Н. Леонов, А.Г.
Сила-Новицкий, А.Л. Ижутов, М.Н. Святкин
//Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии: Сборник
докладов международной конференции. Димитровград, 25-29 июня 2001 г. - Димитровград,
2001. -Т. 2, ч. 3. - С. 61-74.
78. Исходные данные для арматуры первого
и второго контуров для АЭС с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 /Л.А. Андреева, Р.Р. Ионайтис, Б.Б. Кубинцев,
В.Н. Леонов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин
//Сборник трудов 19-го заседания международной группы экспертов по
арматуре, МХО "Интератомэнерго", Москва, 12-15 марта 2001 г. - Б.м., 2001. -
Прил. 4. 6. - 5 с.
79. Канал-петля на реакторе БОР-60 для испытания топлива реактора БРЕСТ:
Доклад /А.А. Пикалов, А.Г.
Сила-Новицкий, А.И. Филин, И.Ю. Жемков и др.
//Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии: Сборник
докладов международной конференции. Димитровград, 25-29 июня 2001 г. - Димитровград,
2001. -Т. 2, ч. 2. - С. 55-81.
80. Отработка массообменных аппаратов для
БРЕСТа /Асхадуллин Р.Ш., Мартынов П.Н.,
Орлов Ю.И., Сысоев Ю.М. и др. //Сб.
докл. межотраслевого семинара «Исследования теплогидравлики и технологии свинца
применительно к проекту установки с реактором БРЕСТ-ОД-3000». Обнинск: ГНЦ РФ –
ФЭИ, 2001.
81. Проблемы теплогидравлики реакторов с
естественной безопасностью /Кузина
Ю.А. //Труды XIII Школы-семинара молодых ученых и
специалистов под руководством академика РАН А.И.Леонтьева “Физические основы экспериментального
и математического моделирования процессов газодинамики и тепломассообмена в
энергетических установках”, С.-Петербург, 2001, Т.2, с.469–472.
82. Радиационный баланс при развитии
ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и ВВЭР-1000 /И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В. Орлов //АЭ. - 2001. - Т. 91, вып. 5. - С. 337-343.
83. Разработка поканального расчетного
кода для анализа теплогидравлики активной зоны БРЕСТ /Кузина Ю.А., Жуков А.В., Сорокин А.П., Смирнов В.П. //Доклад на Отраслевом научно-техническом
семинаре «Исследование теплогидравлики и технологии свинца применительно к
проекту установки с реактором БРЕСТ-ОД-300». – Обнинск, 28-29 июня 2001 г.
84. Разработка схем, оборудования и
режимов работы второго контура перспективной АЭС /А.И. Филин, В.С. Цикунов и др. //Теплоэнергетика. - 2001. - № 6. - С. 27-31.
85. Растворимость кислорода в расплавах
свинца и свинца – висмута /Асхадуллин
Р.Ш., Мартынов П.Н., Гулевский Г.В., Чабань А.Ю. //Труды X Всероссийской конференции
«Металлургия расплавов и шлаков». Екатеринбург, 2001. Т. 2.
86. Расширение экспериментальных
исследований в обоснование проектных решений РУ БРЕСТ-ОД-300 /В.В. Орлов, А.И. Филин, В.Н. Леонов, В.С.
Смирнов, А.Г. Сила-Новицкий, З.И. Емельянцева, В.С. Цикунов //НИКИЭТ. Годовой отчет - 2001. - М., 2001. -
С. 21-23.
87. Твердофазный метод регулирования
заданной термодинамической активности кислорода в свинцовом теплоносителе /Мартынов П.Н., Орлов Ю.И., Русанов А.Е.,
Симаков А.А., Асхадуллин Р.Ш., Сысоев Ю.М., Скворцов Н.С. //Труды международного семинара
«Теплофизические свойства веществ» 11-15 июня. Нальчик: КБГУ, 2001. С.116.
88. Технико-экономические исследования
АЭС с реакторной установкой БРЕСТ 2х1200 для Нововоронежской АЭС-2 в сравнении
с альтернативными вариантами энергоисточников
/В.В. Орлов, А.И. Филин и др.
//Экономика атомной отрасли. М.: ЦНИИатоминформ, 2001. - С. 4-19.
89. Технология свинцово-висмутовых
теплоносителей для ядерных реакторов
/Мартынов П.Н., Орлов Ю.И., Ефанов А.Д., Троянов В.М., Русанов А.Е.,
Лаврова О.В. //Труды международного
семинара «Теплофизические свойства веществ» 11-15 июня. Нальчик: КБГУ, 2001. С.
110.
90. Топливный цикл реакторов БРЕСТ /А.В. Лопаткин, В.В. Орлов, А.Г.
Сила-Новицкий, А.И. Филин //Ядерный
топливный цикл. - М., 2001. - С. 65-73.
91. Экспериментальные исследования
влияния различных факторов на температурные поля и теплоотдачу в активной зоне
реактора БРЕСТ /Кузина Ю.А., Жуков А.В., Рымкевич К.С., Орехов М.В.,
Сорокин А.П. //Доклад на Отраслевом
научно-техническом семинаре «Исследования теплогидравлики и технологии свинца
применительно к проекту установки с реактором БРЕСТ-ОД-300». – Обнинск, 28-29
июня 2001 г.
92.
Comparative assessment of
thermophysical and thermohydraulic characteristics of lead, lead-bismuth and
sodium coolants for fast reactors
/Kirillov P.L., Bogoslovskaia G.P., Kupitz Heusener et al. //IAEA-TECDOC-1289, June 2002.
93. The
results of measurements of velocity fields using electromagnetic technique in
the model subassembly of the BREST
reactor /Zhukov A.V., Sorokin A.P.,
Kuzina J.A., Rymkevich K.S., Malkov V.L.
//Доклад.
Совещание рабочей группы 4 в рамках Соглашения по быстрым реакторам между
Комиссариатом по атомной энергии Франции и Минатомом России. – France: Cadarache, September, 2002.
94. АЭС с реакторной установкой
БРЕСТ-ОД-300 и пристанционным топливным циклом
/А.И. Филин, А.Г. Глазов, Б.Б. Кубинцев, В.Н. Леонов, А.В. Лопаткин,
А.Г. Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, В.С. Цикунов
//О ядерных реакторах и их творцах: продолжение традиций. - М., 2002. -
С. 45-52.
95. Жидкие металлы: от первого теплофизического
стенда к крупномасштабной атомной энергетике
/Ефанов А.Д., Арнольдов М.Н., Ф.А.Козлов и др. //Сб. статей. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2002.
96. Жидкометаллические теплоносители для
ядерной энергетики /Субботин В.И.,
Арнольдов М.Н., Козлов Ф.А., Шимкевич А.Л.
//Атомная энергия. 2002. № 1. Т. 92. С. 31-42.
97. Измерение полей скорости на модельных
ТВС для активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300
/Ю.А. Кузина, А.В. Жуков, В.П. Смирнов и др. //Научная сессия МИФИ-2002: Сборник научных
трудов. – М., 2002. – Т. 8. – С. 46-47.
98. Инновационные реакторы и топливные
циклы /В.В. Орлов, А.И. Филин, В.Н.
Леонов, А.В. Лопаткин, А.Г. Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, В.С. Цикунов //Опыт конструирования ядерных реакторов:
Сборник докладов Юбилейной международной научно-технической конференции.
Москва, НИКИЭТ, 27-28 мая 2002
г. - М., 2002. - С. 95-104.
99. Инновационный проект АЭС с реактором
БРЕСТ и пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС /Е.О. Адамов, В.В. Орлов, Б.А. Габараев, А.И.
Филин и др. //Атомная энергетика.
Состояние и перспективы: Материалы 3-й
научно-технической конференции Минатома России. Москва, 5 июня 2002 г. - М., 2002. - С. 85
- 107.
100. Конструкционные материалы для
теплоносителя свинец-висмут /Асхадуллин
Р.Ш., Юдинцев П.А. //Атомная техника за рубежом.
2002. № 5.
101. Массоперенос паров свинцового
теплоносителя в реакторе БРЕСТ-ОД-300
/Безносов А.В., Кирьянов В.А., Бокова Т.А. и др. //Атомная энергия, 2002, т. 90, вып. 1.
102. Модельные эксперименты и расчеты (код
ТИГР-БРС) по изучению полей температуры и скорости в активных зонах реакторов с
тяжелым теплоносителем /Сила-Новицкий
А.Г., Кузина Ю.А. //Теплоэнергетика. -
2002. - №11. - С. 71-80.
103. Модельные эксперименты и расчеты (код
ТИГР-БРС) по изучению полей температуры и скорости в реакторе с тяжелым теплоносителем /Кузина Ю.А., Сила-Новицкий А.Г.
//Теплоэнергетика. 2002. №11. С. 71-89.
104. Основные технические решения по
второму контуру для АЭС с реакторной установкой "БРЕСТ-ОД-300" /А.И. Филин, Б.Б. Кубинцев и др. //Труды НПО ЦКТИ: Совершенствование энергооборудования,
энерготехнологий, тепловых схем и режимов работы энергоустановок. - СПб., 2002.
- Вып. 285. - С. 85-91.
105. Расчетные исследования для
теплогидравлического обоснования активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300 /Ю.А. Кузина, В.П. Смирнов, А.П. Сорокин //Научная сессия МИФИ-2002: Сборник научных
трудов. – М., 2002. – С. 44-45.
106. Температурные поля твэлов в активной
зоне реактора БРЕСТ-ОД-300 /Ю.А. Кузина,
А.В. Жуков, М.В. Орехов, А.Г. Сила-Новицкий, В.П. Смирнов //Научная сессия МИФИ-2002: Сборник научных
трудов. – М., 2002. – Т. 8. – С. 48-49.
107. Температурные поля твэлов в активной
зоне реактора БРЕСТ-ОД-300 (эксперименты на моделях) /Кузина Ю.А., Жуков А.В., Орехов М.В., Сила-Новицкий
А.Г., Смирнов В.П. //Сборник научных
трудов Научной Сессии МИФИ-2002. Москва, 21-26 января 2002. Т.8. С. 48-49.
108. Теплообмен и температурные поля в
активной зоне реактора БРЕСТ на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением /А.И. Филин, В.П. Смирнов, В.Н. Леонов, А.Г.
Сила-Новицкий и др. //Известия вузов.
Серия: Ядерная энергетика. - 2002. - № 4. - С. 91-99.
109. Экспериментальное изучение на моделях
теплообмена в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым охлаждением /В.П. Смирнов, А.Г. Сила-Новицкий, Ю.А.
Кузина и др. //Теплоэнергетика. - 2002.
- № 3. - С. 2-10.
110. Экспериментальное исследование
теплообмена в жидком металле в обоснование парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300 /Калякин С.Г., Грачев Н.С., Грабежная В.А.,
Вахрушин М.П., Неевин В.С., Шварц А.Л., Колбасников А.В. //Тр. 3-й Российской национальной конф. по
теплообмену. М.: Изд-во МЭИ (ТУ). 2002. Т. 2. С. 159-162.
111. Comparison
of Sodium and Lead/Lead-Bismuth as a Coolant in LMFRs /Ninokata H., Sorokin A.P.,
Kirillov P.L. //Thermal Hydraulics
for Fast Reactors with Different Coolants, Proceedings of the 10th International
Meeting of the IAHR Working Group on Advanced Nuclear Reactors Thermal
Hydraulics, Obninsk, Russia, July 17-19, 2001. Obninsk: IPPE, 2003, p.28-43.
112. Corrosion
and mechanical properties of structural materials to be used in the
BREST-OD-300 reactor : ICONE11-36413 /
V.Y. Abramov, S.N. Bozin, S.V. Evropin, B.S. Rodchenkov, V.N. Leonov, A.I.
Filin //ICONE-11. Japan, Tokyo,
20-23 April 2003. P. 178.
113. Current
status and plans for development of NPP with BREST reactors /Filin A.I.
//Power reactors and sub-critical blanket systems with lead and
lead-bismuth as coolant and/or target material: IAEA-TECDOC-1348. - Vienna.
- 2003. - P. 41-42.
114. Design
features of BREST reactors and
experimental work to advance the concept of BREST reactors /A.I. Filin, V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G.
Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, V.S. Tsikunov
//Power reactors and sub-critical blanket systems with lead and
lead-bismuth as coolant and/or target material: IAEA-TECDOC-1348. Vienna. 2003. P. 31-40.
115. Deterministic
safety of the BREST reactors: ICONE11-36415
/V.S. Smirnov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, A.I. Filin, V.V. Orlov,
V.S. Tsikunov, S.V. Barinow, V.A. Kogut
//ICONE-11, Tokyo, 20-23 April 2003. Р. 180.
116. Development
of NPP with BREST-OD-300 NPP with an on site fuel cycle at Beloyarsk NPP.
Implementation of the initiative by Russian Federation President V.V. Putin:
ICONE11-36410 /Gabaraev B.A., Filin
A.I. //ICONE-11: Proceedings of the
Eleventh International Conference on Nuclear Engineering. Japan, Tokyo,
20-23 april 2003. - Tokyo,
2003. - P. 175.
117. Evolution
of the technical concept of fast reactors: the concept of BREST
/Orlov V.V. //Power reactors and
sub-critical blanket systems with lead and lead-bismuth as coolant and/or
target material: IAEA-TECDOC-1348. - Vienna.
- 2003. - P. 25-29.
118. Experimental
and calculated validation of the
BREST-OD-300 reactor neutronic characteristics: ICONE11-36406 / V.S. Smirnov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov,
V.V. Orlov et al. //ICONE-11:
Proceedings of the Eleventh International Conference on Nuclear Engineering. Japan, Tokyo,
20-23 April 2003. - Tokyo,
2003. - P. 171.
119. Experimental
and computational study on core thermohydraulics of BREST-type reactors (lead
cooling) /V.S. Smirnov, A.G.
Sila-Novitsky et al. //Power reactors
and sub-critical blanket systems with lead and lead-bismuth as coolant and/or
target material: IAEA-TECDOC-1348. - Vienna. - 2003. - P.
99-112.
120. Experimental
base available and under construction for R&D aimed at the BREST reactor design
sabstantiation: ICONE11-36411 /B.A.
Gabaraev, V.S. Bezzubtsev, V.S. Emelyanov, V.N. Leonov et al. //ICONE-11: Proc. ICONE-11. Japan, Tokyo,
20-23 April 2003. P. 176.
121. Experimental
studies of BREST-OD-300 reactor characteristics on BES facilities /V.S. Smirnov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov et
al. //Power reactors and sub-critical
blanket systems with lead and lead-bismuth as coolant and/or target material:
IAEA-TECDOC-1348. - Vienna. - 2003. - P. 43-56.
122. Fuel
cycle of BREST
reactors: Solution of the RW and non-proliferation рroblems: ICONE-11
-36405 /A.G. Glazov, V.V. Orlov, A.V.
Lopatkin et al. //ICONE-11: Proceedings
of the Eleventh International Conference on Nuclear Engineering. Japan, Tokyo,
20-23 April 2003. - Tokyo,
2003. - P. 170.
123. Heat
transfer and temperature fields in the core of fast reactor with lead
cooling /Filin A.I.,
Smirnov V.P., Leonov V.N., Sila-Novitsky A.G., Zhukov A.V.,
Kuzina Y.A., Sorokin A.P.
//Thermal Hydraulics for Fast Reactors with Different Coolants,
Proceedings of the 10th International Meeting of the IAHR Working Group on
Advanced Nuclear Reactors Thermal Hydraulics, Obninsk, Russia, July 17-19,
2001. Obninsk: IPPE, 2003, p. 100-110.
124. Lead
coolant as a natural safety component
/V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, A.I. Filin,
V.S. Tsikunov //Power reactors and
sub-critical blanket systems with lead and lead-bismuth as coolant and/or
target material: IAEA-TECDOC-1348. Vienna.
2003. P. 89-93.
125. Mononitride
uranium-plutonium fuel of fast lead- cooled reactors: ICONE11-36414 /A.G. Sila-Novitsky et al. //ICONE-11: Proc. of the 11th Int. Conf. on
Nucl. Engng. Japan, Tokyo, 20-23 April 2003.
- Tokyo, 2003.
- Р. 179.
126. Nitride
fuel for advanced fast sodium reactors.
/Zabudko L.M., Kamaev A.A., Mamaev L.I., Trufanov A.A. //Proc. of GLOBAL-2003, New Orleans, LA,
Nov.16-20, 2003, p.1679.
127. Nuclear
power of the coming centure and requirements to the nuclear technology /V.V. Orlov, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky,
V.S. Smirnov, V.S. Tsikunov, A.I. Filin
//Power reactors and sub-critical blanket systems with lead and
lead-bismuth as coolant and/or target material: IAEA-TECDOC-1348. - Vienna. - 2003. - P.
15-24.
128. Pre-
and in-pile tests of fuel element mockups for the BREST-OD-300 reactor in
independent lead-cooled channel of the BOR-60 reactor: ICONE11-36409 /V.N. Leonov, A.A. Pikalov, A.G.
Sila-Novitsky, A.I. Filin et al.
//ICONE-11: Proceedings of the Eleventh International Conference on
Nuclear Engineering. Japan, Tokyo, 20-23 April 2003.
- Tokyo, 2003.
- P. 174.
129. Problems
of Fast Reactor Thermohydraulics with Liquid Metal Cooling /Sorokin A.P., Efanov A.D.,
Zhukov A.V. //ICONE 11-36131, Tokyo, Japan,
April 20-23, 2003.
130. The
BOR-60 loop-channel design for testing the BREST reactor fuel /V.V. Orlov, A.I. Filin, A.G. Sila-Novitsky,
A.A. Pikalov et al. //Power reactors and
sub-critical blanket systems with lead and lead-bismuth as coolant and/or
target material: IAEA-TECDOC-1348. - Vienna. - 2003. - P.
69-88.
131. Thermohydraulic
Research for the Core of the BREST-OD 300 Reactor /Sorokin A.P., Zhukov A.V.,
Efanov A.D., Kuzina Y.A., Smirnov V.P., Leonov V.N.,
Sila-Novitsky A.G., Filin A.I.
//ICONE 11-36406, Tokyo,
Japan, April
20-23, 2003.
132. Thermohydraulic
research for the core of the BREST-OD-300 reactor: ICONE11-36407 /V.S. Smirnov, V.N. Leonov, A.G.
Sila-Novitsky, A.I. Filin et al.
//ICONE-11: Proceedings of the Eleventh International Conference on
Nuclear Engineering. Japan, Tokyo, 20-23 April 2003.
- Tokyo, 2003.
- P. 172.
133. Validation
of the lead coolant technology for BREST
reactors: ICONE11-36408 /V.N. Leonov,
Z.I. Yemelyantseva et al. //ICONE-11:
Proceedings of the Eleventh International Conference on Nuclear Engineering. Japan, Tokyo, 20-23 April 2003. - Tokyo, 2003. - P. 173.
134. Анализ некоторых конструкторских и
эксплуатационных особенностей активной зоны быстрого реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО с
пристанционным замкнутым топливным циклом
/Васильев. А.В., Алексеев П.Н., Фомиченко П.А. //Препринт РНЦ КИ, ИАЭ-6267/5, М, 2003.
135. Вероятностный анализ неопределенности
расчета максимальной температуры оболочки твэла наиболее теплонапряженной ТВС
реактора БРЕСТ-ОД-300 /Д.А. Афремов,
В.П. Смирнов, Д.А. Яшников //НИКИЭТ.
Годовой отчет – 2003. – М., 2003. – С. 103-104.
136. Вероятностный анализ неопределенности
расчета теплогидравлических характеристик ТВС реактора БРЕСТ-ОД-300 /Д.А. Афремов, В.П. Смирнов, Д.А.
Яшников //Ядерные реакторы на быстрых
нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. – Б.м., 2003.
137. Газовый контур реактора БРЕСТ-ОД-300
и связанные с ним системы: Доклад (2215)
/А.И. Филин, В.Н. Леонов, З.И. Емельянцева, Г.П. Горошкин, А.В.
Петрушин, К.С. Бучнева //Ядерные
реакторы на быстрых нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск,
8-12 декабря 2003 г.
- Б.м., 2003.
138. Детерминистическая безопасность
реакторов БРЕСТ /В.В. Орлов, В.С. Смирнов, А.И. Филин //Энергия: экономика, техника, экология. -
2003. - № 10. - С. 13-20.
139. Дореакторные и реакторные испытания
макетов твэлов реактора БРЕСТ-ОД-300 в автономном свинцово-охлаждаемом канале
реактора БОР-60 /Леонов В.И., Орлов
Ю.И., Мартынов П.Н. и др. //Сб. докл.
11-й конференции ICONE-11. Япония, 2003.
140. Дореакторные и реакторные испытания
макетов твэлов реактора БРЕСТ-ОД-300 в автономном свинцово-охлаждаемом канале
реактора БОР-60: Доклад (2206) /В.Н.
Леонов, А.Г. Кордюков, А.А. Пикалов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин и др. //Ядерные реакторы на быстрых нейтронах:
Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
141. Замыкание топливного цикла как способ
минимизации опасности радиоактивных отходов
/А.В. Лопаткин, В.В. Орлов и др.
//Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических
технологий: Сборник материалов 14-й ежегодной конференции ЯОР. Удомля, 30
июня-4 июля 2003 г.
- Б.м., 2003. - С. 257.
142. Исследования в обоснование
теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов типа БРЕСТ (свинцовое
охлаждение) /Кузина Ю.А., Жуков А.В., Сорокин А.П.
//"Российский научно-технический форум "Ядерные реакторы на
быстрых нейтронах" (г. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г.): конференция "Тяжёлые
жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях", 11–12 декабря 2003.
143. Исследования в обоснование
теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов типа БРЕСТ (свинцовое
охлаждение): Доклад (2209) /В.Н. Леонов,
Ю.А. Кузина, А.В. Жуков, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин, В.П. Смирнов и
др. //Ядерные реакторы на быстрых
нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003. - (CD).
144. Конструктивные и компоновочные
решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-300: Доклад (2102) /В.Н. Леонов, А.А. Пикалов, А.Г.
Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, А.И. Филин, В.С. Цикунов //Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: Российский
научно-технический форум. Обнинск, 8-12
декабря 2003 г.
- Б.м., 2003.
145. Коррозионно-механическая прочность
конструкционных материалов в контакте с жидким свинцом: Доклад (2408) /А.И. Филин, В.Н. Леонов, С.Н. Бозин, Б.С.
Родченков и др. //Ядерные реакторы на
быстрых нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
146. Металловедческие исследования сталей
ЭП302 и 10Х9НСМФБ после испытаний на длительную прочность применительно к
условиям работы РУ БРЕСТ-ОД-300 /В.Я.
Абрамов, С.Н. Бозин, В.Н. Леонов, Б.С. Родченков, В.Г. Марков //НИКИЭТ. Годовой отчет - 2003. - М., 2003. -
С. 163-164.
147. Моделирование механического поведения
элементов активной зоны РУ БРЕСТ /Е.Н.
Синицын, В.Ю. Сахаров, М.Д. Долотказин
//Методы и программное обеспечение расчетов на прочность: Сборник
докладов 2-й Российской конференции. Геленджик, 30 сентября - 5 октября 2002 г. - М.: ФГУП НИКИЭТ,
2003. - С. 281-291.
148. Моделирование механического поведения
элементов активной зоны РУ БРЕСТ /Е.Н.
Синицын, В.Ю. Сахаров, М.Д. Долотказин
//Методы и программное обеспечение расчетов на прочность: Сборник
докладов 2-й Российской конференции. Геленджик, 30 сентября – 5 октября 2002 г. – М.: ФГУП НИКИЭТ,
2003. – С. 34-37.
149. Опытно-демонстрационный реактор
"БРЕСТ" /Е.О. Адамов, Б.А.
Габараев, В.В. Орлов, А.И. Филин
//Энергия: экономика, техника, экология. - 2003. - № 8. - С. 25-30.
150. Особенности контура циркуляции
теплоносителя реактора БРЕСТ-ОД-300: Доклад (2201) /В.Н. Леонов, А.А. Пикалов, А.Г.
Сила-Новицкий, А.И. Филин, В.С. Цикунов
//Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: Российский научно-технический
форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003
г. - Б.м., 2003.
151. Перенос свинцовым теплоносителем
газовой восстановительной смеси в контуре реактора БРЕСТ-ОД-300 /В.Н. Леонов, В.А. Гулевский, А.Д. Ефанов,
Ю.Д. Левченко и др. //Ядерные реакторы на
быстрых нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
152. Поверхностное натяжение жидких
околоэвтектических сплавов системы свинец-висмут /Алчагиров Б.Б., Мозговой А.Г., Арнольдов
М.Н. //Теплофизика высоких температур.
2003. Т. 41. № 6. С. 852-859.
153. Программное и константное обеспечение
нейтронно-физических расчетов реакторов на быстрых нейтронах: Доклад
(1401) /С.В. Баринов, А.В. Лопаткин,
В.С. Смирнов и др. //Ядерные реакторы на
быстрых нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
154. Разработка АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 с
пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС. Реализация
инициативы Президента Российской Федерации В.В.Путина: Доклад (2101) /Габараев Б.А., Филин А.И. //Ядерные реакторы на быстрых нейтронах:
Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г.
155. Разработка и экспериментальная
эксплуатация массообменных аппаратов для обеспечения заданного кислородного
режима в теплоносителях на основе свинца: Доклад (2424) /В.Н. Леонов, В.С. Цикунов и др. //Ядерные реакторы на быстрых нейтронах:
Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
156. Расчетно-экспериментальное
обоснование нейтронно-физических характеристик реактора БРЕСТ-300: Доклад
(2214) /А.В. Лопаткин, В.С. Смирнов,
В.В. Орлов и др. //Ядерные реакторы на
быстрых нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
157. Расчетно-экспериментальное обоснование
нейтронно-физических характеристик реактора БРЕСТ-300: Доклад (2214) /А.В. Лопаткин, В.С. Смирнов, В.В. Орлов и
др. //Ядерные реакторы на быстрых
нейтронах: Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
150. Результаты измерений полей скорости
электромагнитным методом в модельных сборках реактора БРЕСТ-ОД-300 /Кузина Ю.А., Жуков А.В., Сорокин А.П., Леонов В.Н.,
Сила-Новицкий А.Г., Смирнов В.П. //Изв.
вузов. Ядерная энергетика. 2003. №1. С.77-88.
159. Результаты испытаний на виброизнос
материалов пары "труба-дистанционирующая решетка" ПГ РУ БРЕСТ-ОД-300
в свинцовом теплоносителе /В.Н. Леонов и
др. //ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС":
Сборник трудов. - Подольск, 2003. - Вып. 3, ч. 2. - С. 564-572.
160. Системы локализации течи и защиты
реактора БРЕСТ-ОД-300 от превышения допустимого давления в газовом объёме /А.И. Филин, В.Н. Леонов, М.А. Петрушин, О.Ю.
Новосельский, В.К. Сафонов, С.М. Шарикпулов, П.В. Кобзев //Ядерные реакторы на быстрых нейтронах:
Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
161. Создание комплексного стенда
исполнительных механизмов воздействия на реактивность РУ БРЕСТ /Л.А. Андреева, Р.Р. Ионайтис, Б.А. Поляков,
В.П. Смирнов //ВАНТ. Серия: Обеспечение
безопасности АЭС. – 2003. – Вып. 2. – С. 59-69.
162. Теплогидравлическое моделирование в
обоснование активных зон реактора типа БРЕСТ. Канд. Диссертация. /Кузина Ю.А.
//ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск. 2003 г.
163. Экспериментальная АЭС с реактором
"БРЕСТ" и пристанционным топливным циклом для Белоярской АЭС /Б.А. Габараев, В.В. Орлов, А.И. Филин //Энергия: экономика, техника, экология. -
2003. - № 9. - С. 23-29.
164. Экспериментальная АЭС с реактором
"БРЕСТ" и пристанционным топливным циклом для Белоярской АЭС /В.В. Орлов, Б.А. Габараев, А.И. Филин //Энергия: экономика, техника, экология,
2003, № 9.
165. Экспериментальное исследование
процессов, сопровождающих аварийную ситуацию "межконтурная неплотность
парогенератора" в контурах со свинцовым и свинец-висмутовым
теплоносителем /В.Н. Леонов и др. //Ядерные реакторы на быстрых нейтронах:
Российский научно-технический форум. Обнинск, 8-12 декабря 2003 г. - Б.м., 2003.
166. Fuel
cycle of BREST
reactors. Solution of the radwaste and nonproliferation рroblems:
IAEA-CN-108/52P /A.G. Glazov, V.V.
Orlov, A.V. Lopatkin et al. //Innovative
Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power: Unedited proceedings
International Conference held in Vienna,
Austria, 23-26
June, 2003. - Vienna,
2004. - P. 654-663.
167. Fuel
cycle of BREST
reactors. Solution of the radwaste and nonproliferation рroblems:
IAEA-CN-108/52P /A.G. Glazov, V.V.
Orlov, A.V. Lopatkin et al. //Innovative
Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power: Unedited proceedings International
Conference held in Vienna, Austria, 23-26 June, 2003. - Vienna, 2004. - P.
654-663.
168. Water
and Hydrogen in Heavy Liquid Metal Coolant Technology /Martynov P.N., Gulevich A.V., Orlov Yu.I.,
Gulevsky V.A. //Innovative Nuclear
Energy Systems for Sustainable Development of the World. Proceedings of the
First COE-INES International Symposium, INES-1, October 31 – November 4, 2004, Tokyo, Japan,
p. 604-615.
169. Бенчмарк-эксперименты для валидации нейтронных данных Pb, Bi и младших актиноидов /В.В. Орлов, А.В. Лопаткин, В.С. Смирнов, А.М. Цибуля, А.Л. Кочетков, И.П. Матвеенко, Ю.С. Хомяков //ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. - 2004. - Вып. 4. - С.
122-129.
170. Газовый контур реактора БРЕСТ-ОД-300
и связанные с ним системы /А.И. Филин,
В.Н. Леонов, З.И. Емельянцева, Г.П. Горошкин, М.А. Петрушин, К.С. Бучнева //ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС.
- 2004. - Вып. 4. - С. 100-105.
171. Детерминистическая безопасность
реакторов БРЕСТ /В.В. Орлов, В.С.
Смирнов, А.И. Филин, А.Г. Сила-Новицкий, В.Н. Леонов, В.С. Цикунов, С.В.
Баринов, В.А. Когут //ВАНТ. Серия: Обеспечение
безопасности АЭС. - 2004. - Вып. 4. - С. 80-90.
172. Дореакторные и реакторные испытания
макетов твэлов реактора БРЕСТ-ОД-300 в автономном свинцово-охлаждаемом канале
реактора БОР-60 /А.Г. Кордюков, В.Н.
Леонов, А.А. Пикалов, А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин и др. //ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС.
- 2004. - Вып. 4. - С. 171-179.
173. Испытания макетов твэлов реактора
БРЕСТ-ОД-300 в автономном свинцово-охлаждаемом канале БОР-60 /А.Г. Кордюков, В.Н. Леонов, А.А. Пикалов,
А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин и др.
//АЭ. - 2004. - Т. 97, вып. 2. - С. 131-138.
174. Испытания макетов твэлов реактора
БРЕСТ-ОД-300 в автономном свинцово-охлаждаемом канале БОР-60 /Кордюков А.Г., Леонов В.Н., Пикапов А.А.,
Сила-Новицкий А.Г., Филин А.И., Бровко В.В., Ефимов В.Н., Корольков А.С.,
Штында Ю.Е., Юрченко А.Д. Костюков Ю.А., Рогозкин Б.Д., Рыжов А.А., Иванов
К.Д., Мартынов П.Н., Орлов Ю.И., Певчих Ю.М., Троянов В.М. //Атомная энергия. 2004. Т. 97, вып. 2. С.
131.
175. Исследование полей температур и
скоростей в автономном канале со свинцовым теплоносителем (АКСТ-1) БОР-60 с
использованием CFD-кода FLOWVISION
/С.В. Булавкин, А.Г. Сила-Новицкий, В.Н. Леонов, В.В. Чернобровкин, А.Г.
Чухлов, С.М. Шарикпулов //НИКИЭТ.
Годовой отчет - 2004. - М., 2004. - С. 118-120.
176. Конструктивные и компоновочные
решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-300 /В.Н. Леонов, А.А. Пикалов, А.Г.
Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, А.И. Филин, В.С. Цикунов //ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС.
- 2004. - Вып. 4. - С. 65-72.
177. Коррозионно-механическая прочность
конструкционных материалов в контакте с жидким свинцом /С.Н. Бозин, В.Н. Леонов, Б.С. Родченков,
А.И. Филин и др. //АЭ. - 2004. - Т. 97,
вып. 2. С. 103-108.
(окончание)
Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru
URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4258