THE INFLUENCE OF NON-UNIFORMITY OF THE NEUTRON FLUX ON THE SIZE OF THE "RHYTHM" TYPE REACTOR PLANT

ВЛИЯНИЕ НЕРАВНОМЕРНОСТИ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА НА ГАБАРИТЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТИПА «РИТМ»

Обзорная статья

Улямаев К.С.^1, *, Миськов А.Д.²

¹ ORCID: 0000-0002-8024-0156;

¹ Санкт-Петербургский государственный морской технический университет, Санкт-Петербург, Россия;

² Санкт-Петербургский государственный университет телекоммуникаций им. проф. М.А. Бонч-Бруевича, Санкт-Петербург, Россия,

* Корреспондирующий автор (kostya.ula[at]mail.ru)

Аннотация

Хотя работы по исследованию, улучшению и проектированию ЯЭУ проводятся еще с середины прошлого века, в некоторых моментах она все еще остается недоработанной и многие аспекты требуют изучения. Постоянно встает вопрос и подборе материалов трубопроводов, оболочек твэл, ТВС, выбор топлива и типа реактора. Подбор вариантов всегда ситуативный, базирующийся на назначение установки, места и способа её эксплуатации. Немаловажным стоит вопрос влияния состава различных топлив и материалов активной зоны (а.з) на длительное время работы ЯППУ при стопроцентной мощности, её экономическая выгода по сравнению с другими композициями. Нахождение сбалансированного варианта цена-качество является необходимой задачей.

Ключевые слова: ЯЭУ, РИТМ, нейтронный поток, материалы а.з.

THE INFLUENCE OF NON-UNIFORMITY OF THE NEUTRON FLUX ON THE SIZE OF THE "RHYTHM" TYPE REACTOR PLANT

Review article

Ulyamaev K. S.^1, *, Miskov A. D. ²

¹ ORCID: 0000-0002-8024-0156;

¹ Saint Petersburg State Marine Technical University, Saint Petersburg, Russia;

² The Bonch-Bruevich Saint Petersburg State University of Telecommunications, Saint Petersburg, Russia

* Corresponding author (kostya.ula[at]mail.ru)

Abstract

Although the work on research, improvement and design of the nuclear power plant has been carried out since the middle of the last century, in some points it still remains incomplete and many aspects require further studying. There is always a question of selecting the necessary materials for pipelines, fuel-element cladding, fuel assemblies, and the problem of which fuel and reactor type to choose. The selection of options always depends on the situation, the purpose of the installation, the location and the method of operation. Another important problem is the influence of the composition of various fuels and materials of the reactor core on the long-term operation of the nuclear steam generating plant at the full reactor power raising.  Its economic benefit in comparison with other compositions should also be taken into consideration. It is necessary to find a balanced price-quality option.

Keywords: nuclear power plant, RHYTHM, neutron flux, reactor core materials.

Введение

В связи со сложностью установления оптимальных характеристик и выбора материалов для реакторной установки (РУ) под определенную поставленную задачу, была написана данная статья, целью которой было проведение теплового и физического расчета а.з. с нахождением оптимальной комбинацией параметров кампании а.з. и неравномерности нейтронного потока на основе полученных данных габаритов установки на примере ЯЭУ РИТМ - 200. Также приведен экономический расчет.

Основная часть. Материалы а.з.

В наиболее тяжелых условиях в процессе эксплуатации находятся оболочки твэлов. Они подвергаются одновременному воздействию облучения, высоких температур, значительных статических и динамических нагрузок, а также взаимодействию материала топлива и теплоносителя. В то же время за все время эксплуатации оболочки твэлов должны сохранять целостность и герметичность. Снаружи на оболочку действует давление теплоносителя, через оболочку передается значительный тепловой поток, который отличается неоднородностью. На переходных режимах действующие на твэл нагрузки, в особенности термическое напряжение, значительно изменяются, вызывая неравномерную деформацию и искривление твэлов. Опасность разрушения оболочки твэла под действием механических нагрузок усугубляется тем, что пластические свойства материала оболочки могут существенно снизиться под воздействием высоких температур, медленной пластической деформации и реакторного излучения. Рабочая температура на оболочках твэлов водо-водяных реакторов равна 350-400 , в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями она достигает 500-700 . При этих температурах материал оболочки твэл взаимодействует, с одной стороной, с теплоносителем, с другой – с топливным сердечником. Это взаимодействие может вызвать коррозию материала, а также твердых интерметаллидов. Также требуются материалы для оболочек твэл, которые слабо поглощают тепловые нейтроны, обеспечивая тем самым меньшее обогащение топлива.

Рассмотрев условия работы оболочек твэлов, к их материалу предъявляют повышенные требования такие, как:

• хорошие теплофизические свойства – высокий коэффициент теплопроводности, низкую теплоемкость и малый коэффициент термического расширения;
• хорошие ядерные свойства – минимальное сечение поглощения нейтронов;
• высокая жаропрочность, термостойкость и радиационная стойкость – стабильность структуры и свойств материала и сохранение формы и размеров деталей при воздействии температуры, нейтронного и других излучений;
• высокая коррозионная и эрозионная стойкость;
• хорошие технологические свойства материала, позволяющие без проблем работать с металлом.

Наибольшее распространение в реакторах для изготовления твэлов и ТВС активной зоны получили циркониевые сплавы типа циркалой, который и был рассмотрен в данной работе. В сплавах циркалой сочетается относительно высокие прочностные свойства с хорошей коррозионной стойкостью в воде при широком интервале температур. Коррозионная стойкость циркониевых сплавов близка к стойкости чистого циркония. Выплавка сплавов циркалой-2 и циркалой-4 происходит на сравнительно дешевом способе, благодаря введению в состав сплава олова, способного блокировать действие наиболее вредных примесей, например, азота. Также были разработаны сплавы циркония с ниобием.

 

Таблица 1 – Химический состав сплавов на основе циркония

Марка сплава	Содержание элементов
	Sn	Nb	Fe	Cr	Ni
Циркалой-2	1,2-1,7	-	0,07-0,2	0,05-0,15	0,03-0,08
Циркалой-4	1,2-1,7	-	0,12-0,18	0,05-0,15	0,007
Zr-1% Nb	-	0,9-1,1	-	-	-
Zr-2,5 Nb	-	2,4-2,7	0,1	-	0,1

 

Сплав циркалой-2, имеющий в своем составе никель, более склонен к наводораживанию, что послужило главной причиной преждевременного выхода из строя оболочек твэлов из этого сплава на некоторых реактора. Данная проблема привела к необходимости усовершенствования состава сплава циркалой-2 и разработки сплава циркалой-4, в котором почти отсутствует никель. Исходя из тематики задания и вышеперечисленных качеств, в работе был взят и рассмотрен сплав циркалой-4, как основной элемент для твэлов и матрицы.

Топливо

Ядерное топливо применяют в виде керамики или дисперсионной смеси. Дисперсионное ядерное горючее представляет металлическую матрицу из неделящегося материала, в которой размещены дисперсные топливные частицы. Каждая частица ядерного топлива представляет собой микротвэл размером до 500 мкм. Из-за высокой теплопроводности матрицы температуры частиц относительно невелики, поэтому распухание, то есть появление в уране пузырьков газообразных продуктов деления, топливо незначительно и сдерживается матрицей. В качестве материала матрицы используют алюминий, цирконий и нержавеющие стали.

Керамическое топливо представляет собой соединение урана и плутония с кислородом, углеродом и другими неметаллами. Керамическое топливо имеет высокую температуру плавления и хорошие ядерно-физические свойства. Наилучшими свойствами обладает двуокись урана , которая и была взята за основу в данной работе. Она имеет высокую плотность, технологична и химически инертна. Двуокись урана не взаимодействует с такими теплоносителями, как вода, пар, натрий, углекислый газ и гелий, а также с нержавеющей сталью. Недостатком двуокиси урана может служить низкая теплопроводность, которая снижается при облучении. Двуокись урана используется в реакторах в виде цилиндрических таблеток. Технологический процесс изготовления включает прессование смеси порошка двуокиси урана со связующем веществом и последующем спеканием.

Исследование

Данное исследование проводилось в программе «MARS», написанной в стенах Санкт-Петербургского государственного морского технического университета. За основу исследуемого объекта была взята РУ РИТМ-200 с её основными характеристиками. Программа «MARS» написана применительно к активной зоне судового водо-водяного ядерного реактора на тепловых нейтронах в высоко- и низкообогащенным ядерный горючим.

Задачей предварительного и теплового расчетов является определение габаритов активной зоны (высоты и диаметра), диаметра твэл, размеров и числа кассет.

Алгоритм предварительного и теплового расчетов составлен таким образом, что позволяет рассматривать семь вариантов задач. Во всех задачах общим является задание мощности реактора, кампании, температур на входе и выходе зоны для водо-водяного реактора под давлением или массового паросодержания на выходе из активной зоны для водо-водяного реактора кипения.

При расчете по исходным величинам температуры теплоносителя на входе и выходе активной зоны определяется давление первого контура, если оно не было задано. Давление теплоносителя определяется из условия отсутствия кипения при 20% - ной перегрузке по мощности с одновременным снижением массового расхода теплоносителя через активную зону на 15%. Выбор того или иного варианта расчета зависит от типа ядерного реактора, формы кассеты, задачи исследовательского раздела и т.д.

В данной работе исследование проводилось со следующими исходными данными с типом реактора ВВРД и шестигранным типом кассеты:

 

Таблица 2 – Начальные значения расчета

	Зазор между кассетами, Δмк, [мм]	Отношение высоты а.з. к ее диаметру	Предельно допустимое выгорание, Δq, [г/см3]	Скорость ТН на входе в а.з., WВХ, [м/с]
Значение	5,0	0,92	0,75	2,0

 

Основной задачей физического расчета а.з. является определение массы загружаемых делящихся нуклидов. Особенность данного расчета для водо-водяного реактора под давлением (ВВРД) является то, что он обладает отрицательным коэффициентом реактивности в области рабочих температур и мощностей. Избыточная реактивность ядерного реактора (ЯР) необходима для обеспечения длительной кампании, а также для создания условий выхода из полной йодной ямы. Столь высока реактивность компенсируется с помощью выгорающих поглотителей и компенсирующих решеток. В качестве исходных данных для физического расчета а.з. программа «MARS» использует результаты начального теплового расчета.

Тепловой расчет а.з.

Количество теплоты, выделяющейся в РУ в течение одного часа, называется тепловой мощность реактора. Мощность пропорциональна числу делений ядер топлива в а.з. в единицу времени во всем объеме. Плотностью потока нейтронов Ф называется пусть, пройденный всеми нейтронами n в объеме 1 м³ за 1 с, при скорости нейтрона v м/с:

   (1)

Плотность нейтронного потока зависит от формы и размеров активной зоны. Для цилиндрической активной зоны без отражателя радиусом R и высотой H плотность нейтронного потока высчитывается, как:

    (2)

где r и z – координаты от центра активной зоны по ее радиусу и высоте; Ф₀ – максимальная плотность нейтронного потока в центре активной зоны, и J₀- функция Бесселя нулевого порядка.

Также формула (2) может быть представлена в виде:

    (3)

где k_R =2.405J₀(r/R); k_H=cos(πz/H) – коэффициенты неравномерности по радиусу и по высоте активной зоны. Также коэффициенты неравномерности находятся, как отношение максимальной плотности нейтронного потока по одной из координат к средней плотности нейтронного потока той же координаты:

     (4)     (5)

Он показывает во сколько раз максимальная величина плотности потока тепловых нейтронов больше среднего её значения по активной зоне реактора.

Средняя плотность нейтронного потока:

   (6)

Произведение коэффициентов k_R и k_H называется объемный коэффициентом неравномерности распределения плотности нейтронного потока по объему активной зоны:

(7)

Если распределение плотности потока нейтронов по радиусу активной зоны неравномерно это приведет к тому, что в твэлах центральных ТВС удельное объёмное энерговыделение имеет большую величину, чем в твэлах периферийных ТВС. Таким образом, в активной зоне оказывается множество в различной степени недогруженных ТВС и твэлов, а недовыработка тепловой мощности оборачивается пропорциональной потерей в выработке энергии.

Диапазоны значений коэффициентов неравномерности плотности нейтронного потока для судовых ЯЭУ давно найдены. Для радиального коэффициента значения варьируется от 1.5 до 2,3, для коэффициента по высоте – 1.3 до 1,7, а для объемного, от 2,0 до 3,06. В работе было рассмотрено влияние разных коэффициентов неравномерности плотности нейтронного потока на габариты активной зона.

Таблица 3 – Варианты параметров неравномерности нейтронного потока

	kH	kR	kV
Вариант №1	1.5	1.3	2.0
Вариант №2	1.6	1.5	2.4
Вариант №3	1.7	1.8	3.0

 

Изменения неравномерности нейтронного потока можно выполнить с помощью профилирования активной зоны и специальной системой управления и защиты (СУЗ).

СУЗ обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности, обусловленных выгоранием, поддержание мощности в заданной области и обеспечение перехода с одного режима мощности на другой и обеспечение затухания цепной реакции деления при аварийной ситуации. Наибольшее применение получило управление реактором с помощью стержней, выполненных из стали с примесями материалов-поглотителей (бор, гафний, кадмий). Регулирование происходит путем введения в активную зону управляющих стержней. Наличие отражателей в активной зоне позволяет отразить часть нейтронов обратно в а.з.

Также существует метод регулирования с помощью постепенно выгорающих добавок поглотителя. Поглотитель равномерно помещается в топливных блоках, в количестве необходимом для компенсации начального запаса реактивности, где добавка, выгорая, компенсирует начальный запас реактивности.

Поглощающие стержни хоть и являются наиболее распространенным, но далеко не единственный тип органов управления. Достаточно широкое применение в качестве органов компенсации нашли компенсирующие решетки, представляющие собой набор перфорированных листов из нержавеющей стали, скрепленных специальными креплениями в единый пакет. Подъем и опускание компенсирующей решетки проводится с помощью, тяги, соединяющей решетку с ее приводом, размещаемым чаще всего на крышке ЯР.

Существует метод физического профилирования активной зоны для дальнейшего уменьшения неравномерности выгорания. Он заключается в неравномерном распределении ядерного топлива, выгорающих поглотителей и замедлителя по радиусу и объему активной зоны.

При занесении начальных параметров в программу «MARS» были указаны следующие значения:

- мощность реактора: N_Р=175 МВт;

- температура ТН на входе в а.з.: t_вх=277℃;

- температура ТН на выходе из а.з.: t_вых=313℃;

- давление первого контура: P=15.7 МПа;

- толщина шестигранного кожуха кассеты (ТВС): δ_к=1,5 мм;

- толщина оболочки твэл: δ_об=0,5 мм;

- число рядов твэл в кассете: Z_р=4;

- теплопроводность материала оболочки твэл (циркалой):

λ_об=17 Вт/(м·К);

- теплопроводность материала топлива: λ_т=14 Вт/(м·К).

Данные значения не менялись во время проведения всего исследования и являются начальными для выполнения поставленной задачи.

Определим число твэл в кассете:

   (8) Число рядов твэл в кассете задано как начальное условие Z_р=4. Отсюда число твэл в кассете будет z_тв=61.

Определение значений диаметра твэл осуществляется по формуле:

    (9) Где     (10) – коэффициент при вычислении диаметра твэлов, в котором  – значение среднего теплового потока в а.з., Вт/м²; V_T – объем топливной композиции, м³; N_Р – мощность реактора. Объем топливной композиции вычисляется по формуле:     (11)

Так как значения мощности реактора N_Р и предельно допустимое выгорание  являются постоянными в расчете, то величина объема топливной композиции будет зависеть только от изменения оставшихся величин, а точнее от кампании активно зоны и объемного коэффициента неравномерности нейтронного потока, которые изменялись в зависимости от вариантов расчета. Значение среднего теплового потока при расчете в программе «MARS» в первом приближении принимают равным .

Таким образом, при увеличении коэффициентов неравномерности нейтронного потока и кампании активной зоны, диаметр твэла будет линейно увеличиваться (рисунки 1).

Таким образом, при увеличении коэффициентов неравномерности нейтронного потока и кампании активной зоны, диаметр твэла будет линейно увеличиваться (рисунки 1).  

Рис.1 – Зависимость диаметра твэл от кампании а.з. для трех значений коэффициентов неравномерности

 

Так как габариты ТВС напрямую зависят от размеров твэл, а расчет ТВС связан с коэффициентами неравномерности нейтронного потока и со значением кампании, их увеличение повлечет рост диаметра кассет. Увеличение диаметра кассет и твел неизбежно приведут к изменению габаритов активной зоны: высоты и диаметра а.з.

 

Рис. 2 – Зависимость высоты активной зоны от кампании а.з. для трех значений коэффициентов неравномерности

 

Так как отношение высоты активной зоны к её диаметру является начальным значением, графики зависимости для диаметра а.з. будут аналогичными.

Влияние изменение габаритов а.з. на количество кассет n_кс выглядит иначе. По причине того, что для теплового расчета программе «MARS» требуются начальные данные, некоторые параметры на протяжении всего исследования остаются постоянными. Это постоянство некоторых величин компенсируется изменением других параметров активной зоны.

Количество кассет активной зоны рассчитывается по формуле:

     (12)

где D_АЗ – диаметр активной зоны,

      (13)

– площадь шестигранной ячейки а.з. Из формулы (15) видим, что площадь кассет является зависимой величиной от диаметра кассет и расстояния между ними. Как было показано выше, диаметр кассет будет увеличиваться с увеличением кампании и неравномерности нейтронного потока, но параметр Δ_мк=5 мм является начальным параметром и остается неизменным. По этой причине значение площади шестигранной ячейки будет увеличиваться в большей степени, что по формуле (12) приведет к уменьшению числа кассет в а.з.

Рис. 3 – Зависимость числа кассет а.з. от кампании а.з. для трех значений коэффициентов неравномерности

 

Рассмотри влияние неравномерности нейтронного потока на средний и максимальный тепловой поток. Формула для среднего теплового потока:

      (14)

где S_аз – поверхность нагрева активной зоны, N_р – мощность реактор.

Площадь поверхности нагрева а.з. находим по формуле:

   (15)

Как было найдено выше, значения величин высота активной зоны, диаметра твэл, число кассет а.з. будет увеличиваться, число твэл в кассете не изменяется. Как следствие - рост площади нагрева активной зоны, что приводит по формуле (14) к уменьшению среднего теплового потока.

Рис. 4 – Зависимость среднего теплового потока от кампании а.з. для трех значений коэффициентов неравномерности

Максимальный тепловой поток напрямую зависит от коэффициентов неравномерности нейтронного потока по высоте и радиусу, которые, по условию нашего исследования, увеличиваются. Хотя и значения среднего теплового потока и уменьшаются, влияние коэффициентов неравномерности значительно больше, что можно увидеть из графика (рисунок 5).

Рис.5 – Зависимость критического теплового потока от кампании а.з. для трех значений коэффициентов неравномерности

Также из-за изменений максимального теплового потока, будет увеличиваться максимальная температура топлива в а.з. и доля топлива в ячейках а.з.

Физический расчет а.з.

Рассмотрим влияние неравномерности нейтронного потока на загрузку горючего в активную зону для значений кампании. Будет рассмотрено изменение массы горючего, U₂₃₅ и массы образовавшегося плутония под конец кампании.

Для начала рассчитаем объем активной зоны ЯР:

     (16)

Неравномерность нейтронного потока, как и кампания а.з., приводит к увеличению параметров диаметра активной зоны и ее высоты, что увеличивает общий объем а.з.

Масса выгоревшего за кампанию U₂₃₅:

      (17)

В данном случае 18,6 МВт·ч/г –количество энергии, выделяемого при сгорании 1 грамма U₂₃₅. Значение выгорания зависит от кампании а.з. Следовательно, данная зависимость при увеличении значения кампании активной зоны приведет к значительному увеличению количества выгорания U₂₃₅.

Найдем массу горючего на начало кампании:

     (18)

где r_топ – доля топлива в ячейке, r_г – горючего в топливной копозиции, ρ_гор – плотность горючего. Из всех перечисленных параметров в расчете значительно изменяется лишь объем активной зоны, что и является основным показателем на увеличение массы горючего.

Из-за того, что масса выгорания U₂₃₅ сильно зависит от значения кампании, а загрузка горючего всегда должна обеспечивать работу ЯР на 100% по заданной кампании а.з. Как следствие, масса горючего, зависящая от разных значений кампании, будет увеличиваться исходя от массы выгорания U₂₃₅.

Рис. 6 – Зависимость массы горючего на начало кампании от кампании а.з. для трех значений коэффициентов неравномерности

 

Как видно из графика, хоть основное влияние массы горючего ЯР зависит от кампании, разные значения коэффициентов неравномерности потока нейтронов также влияют на массу загрузки горючего. Так как масса U₂₃₅ на начало и конец кампании, масса плутония на конец кампании жестко зависимы от массы горючего, для них зависимости влияния массы от кампании активной зоны и от коэффициента неравномерности потока нейтронов будут аналогичными, как и для горючего.

Экономический расчет

Рассмотрим примерные значения стоимости а.з. и ежегодных затрат на обслуживание. Как мы видим, значения наравномерности нейтронного потока и кампании активной существенно меняются цены на строительство активной зоны реактора и на ежегодные расходы. На цену активной зоны ЯР влияют как неравномерность нейтронного потока, так и значение кампании а.з., что в обоих случаях приводит к увеличению стоимость а.з.

 

Таблица 4 – Влияние компоновки а.з. на её стоимость

Немного иначе обстоят дела с ежегодными расходами. Неравномерность нейтронного потока все так же увеличивает расходы на эксплуатацию, но с увеличением кампания а.з. расходы снижаются. Из данных расчетов можно заключить, что самым оптимальным вариантом является компоновка а.з. с коэффициентом неравномерности нейтронного потока k_v=2,0 и кампанией Т=30000 часов. Хоть начальные расходы на строительство реактора велики, они компенсироваться низкими ежегодными затратами на обслуживание, что приведет к окупаемости реактора в целом.

 

Таблица 5 – Влияние компоновки а.з. на ежегодные затраты 

Конфликт интересов Не указан.

Conflict of Interest None declared.

Список литературы / References

1. Алешин В.С. Судовые ядерные реакторы / Алешин В.С., Кузнецов Н.М., Саркисов А.А. //. – Л.: Судостроение, 1968. – 492 с.
2. Ревков М.В. Расчет судовых ядерных энергетических установок. Методические указания. / Ревков М.В., Мазилевский И.И., Петрова А.В. // – СПб: Изд. ЛКИ, 2012 г. – 70 с.
3. Дядик А.Н. Энергетика атомных судов / Дядик А.Н., Сурин С.Н. // – СПб: Судостроение, 2014. – 480 с.
4. Манько П.А. Технология изготовления и монтажа судовых ядерных энергетических установок. Учебное пособие. / П.А. Манько, С.А. Семенов, Ю.С. Плахин и др. // – Л.: Изд. ЛКИ, 1989. – 164 с.
5. Манько П.А. Технология изготовления и монтажа судовых ядерных энергетических установок. Часть II. Учебное пособие. / П.А. Манько, С.А. Семенов, Ю.С. Плахин и др. // – СПб.: Изд. Центр СПбГМТУ, 1997. – 175 с.
6. Шаманов Н.П. Судовые ядерные паропроизводящие установки: учебник для вузов. / Шаманов Н.П., Пейч Н.Н., Дядик А.Н. //– Л.: Судостроение, 1990. – 368 с.
7. Стенин В.А. Автоматизация судовых ППУ. Учебное пособие / Стенин В.А. // – Северодвинск: Севмашвтуз, 2011. – 117 с.
8. Кузнецов В.А. Судовые ядерные энергетические установки: учебник / Кузнецов В.А. // – Л.: Судостроение, 1980. – 256 с.
9. Головизнин А.М. Судовые ядерные энергетические установки. Учебник для вузов. / А.М. Головизнин А.М., В.А. Кузнецов, Б.Г. Пологих и др. // – М.: Атомиздат, 1976. – 376 с.
10. Вилькман Н.Н. Расчет судовых ядерных реакторов. Методическое указание по использованию ЦВМ в курсовом и дипломном проектировании / Вилькман Н.Н., Дядик А.Н., Ревков М.В. // – Л.: Изд. ЛКИ, 1985. – 57 с.

Список литературы на английском языке / References in English

1. Aleshin V.S. Sudovye yadernye reaktory [Marine nuclear reactors] / Aleshin V.S. // L.: Sudostroenie. 1968. – 492 p. [in Russian]
2. Revkov M.V. Raschet sudovyh yadernyh energeticheskih ustanovok. Metodicheskie ukazaniya. [Calculation of ship nuclear power plants. Methodical instructions.] / Revkov M.V., Mazilevskij I.I., Petrova A.V.// SPb: Izd. LKI, 2012. – 70 p. [in Russian]
3. Dyadik A.N. Energetika atomnyh sudov [Nuclear power engineering] / Dyadik A.N., Surin S.N.// SPb: Sudostroenie, 2014. – 480 p. [in Russian]
4. Man'ko P.A. Tekhnologiya izgotovleniya i montazha sudovyh yadernyh energeticheskih ustanovok. Uchebnoe posobie. [Manufacturing and installation technology for marine nuclear power plants. Tutorial.] / P.A. Man'ko, S.A. Semenov, YU.S. Plahin and other // L.: Izd. LKI, 1989. – 164 p. [in Russian]
5. Man'ko P.A. Tekhnologiya izgotovleniya i montazha sudovyh yadernyh energeticheskih ustanovok. CHast' II. Uchebnoe posobie. [Manufacturing and installation technology for marine nuclear power plants. Part II Tutorial.] / P.A. Man'ko, S.A. Semenov, YU.S. Plahin and other // SPb.: Izd. Centr SPbGMTU, 1997. – 175 p. [in Russian]
6. Shamanov N.P. Sudovye yadernye paroproizvodyashchie ustanovki: uchebnik dlya vuzov. [Ship nuclear steam generating plants: a textbook for universities.] / Shamanov N.P., Pejch N.N., Dyadik A.N.// L.: Sudostroenie, 1990. – 368 s. [in Russian]
7. Stenin V.A. Avtomatizaciya sudovyh PPU. Uchebnoe posobie [Automation of ship PPU. Tutorial] / Stenin V.A.// Severodvinsk: Sevmashvtuz, 2011. – 117 p. [in Russian]
8. Kuznecov V.A. Sudovye yadernye energeticheskie ustanovki: uchebnik [Marine Nuclear Power Plants: A Textbook] / Kuznecov V.A.// L.: Sudostroenie, 1980. – 256 p. [in Russian]
9. Goloviznin A.M. Sudovye yadernye energeticheskie ustanovki. Uchebnik dlya vuzov. [Marine nuclear power plants. Textbook for universities.] / A.M. Goloviznin A.M., V.A. Kuznecov, B.G. Pologih and other // M.: Atomizdat, 1976. – 376 p. [in Russian]
10. Vil'kman N.N. Raschet sudovyh yadernyh reaktorov. Metodicheskoe ukazanie po ispol'zovaniyu CVM v kursovom i diplomnom proektirovanii [Calculation of ship nuclear reactors. Guidelines for the use of digital computers in term and diploma design] / Vil'kman N.N., Dyadik A.N., Revkov M.V.// L.: Izd. LKI, 1985. – 57 p. [in Russian]