proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[17/01/2013]     Краткая библиография работ, связанных с проектом ''ПРОРЫВ”

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)

Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Интуиция в законе

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 3
Ответов: 2


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 0 Комментарии
Спасибо за проявленный интерес





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.07 секунды
Рейтинг@Mail.ru