Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом
Представлен вывод простых аналитических выражений для оценки величины
 отравления
 ¹³⁵Хе в квазистационарном состоянии реактора с циркулирующим в первом
 контуре топливом. Показано, что величина отравления ¹³⁵Хе в таком реакторе зависит
 от соотношения времени пре...
Saved in:
| Published in: | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Date: | 2013 |
| Main Authors: | , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2013
|
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97458 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с
 циркулирующим топливом / В.А. Халимончук, Ю.Н. Овдиенко, А.В. Кучин // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 2. — С. 32-35. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860252299721441280 |
|---|---|
| author | Халимончук, В.А. Овдиенко, Ю.Н. Кучин, А.В. |
| author_facet | Халимончук, В.А. Овдиенко, Ю.Н. Кучин, А.В. |
| citation_txt | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с
 циркулирующим топливом / В.А. Халимончук, Ю.Н. Овдиенко, А.В. Кучин // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 2. — С. 32-35. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| description | Представлен вывод простых аналитических выражений для оценки величины
отравления
¹³⁵Хе в квазистационарном состоянии реактора с циркулирующим в первом
контуре топливом. Показано, что величина отравления ¹³⁵Хе в таком реакторе зависит
от соотношения времени пребывания топлива в активной зоне и вне ее (∆t₁/∆t₂), и уже при
соотношении ∆t₁/∆t₂=0,1 эффект отравления ксеноном может быть уменьшен в 6 раз по
сравнению с реактором, где топливо неподвижно, что существенно повышает
эффективность топливоиспользования.
Наведено вивід простих аналітичних виразів для оцінки величини отруєння ¹³⁵Хе у
квазістаціонарному стані реактора з циркулюючим у першому контурі паливом.
Показано, що величина отруєння ¹³⁵Хе у такому реакторі залежить від співвідношення
часу перебування палива в активній зоні й поза нею (∆t₁/∆t₂), і вже при співвідношенні
∆t₁/∆t₂=0,1 ефект отруєння ксеноном може бути зменшений у 6 разів порівняно з
реактором, де паливо є нерухомим, що суттєво підвищує ефективність
паливовикористання.
The derivation of simple analytical expressions for estimating ¹³⁵Xe poisoning in
quasistationary state of the reactor with circulating fuel in the primary circuit. It is shown that
¹³⁵Xe poisoning in such reactors depends on the ratio of the time during which fuel stays inside
the core to the time outside the core (∆t₁/∆t₂). Even at ratio ∆t₁/∆t₂= 0.1, xenon poisoning effect can be
reduced by six times compared to the reactor with fixed fuel, which essentially increases fuel use
efficiency.
|
| first_indexed | 2025-12-07T18:44:54Z |
| format | Article |
| fulltext |
32 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(58).2013
УДК 621.039.51
В. А. Халимончук, Ю. Н. Овдиенко,
А. В. Кучин
Государственный научно-технический центр
по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина
Об отравлении 135Хе
активной зоны реактора
на тепловых нейтронах
с циркулирующим топливом
Представлен вывод простых аналитических выражений для оценки
величины отравления 135Хе в квазистационарном состоянии реактора
с циркулирующим в первом контуре топливом. Показано, что величина
отравления 135Хе в таком реакторе зависит от соотношения времени
пребывания топлива в активной зоне и вне ее (∆t1/∆t2), и уже при соот-
ношении ∆t1/∆t2 = 0,1 эффект отравления ксеноном может быть умень-
шен в 6 раз по сравнению с реактором, где топливо неподвижно, что
существенно повышает эффективность топливоиспользования.
К л ю ч е в ы е с л о в а: ядерный реактор, отравление ксеноном,
циркулирующее топливо, эффективность топливоиспользования, ана-
литическая оценка.
В. А. Халімончук, Ю. М. Овдієнко, О. В. Кучин
Про отруєння 135Хе активної зони реактора на тепло-
вих нейтронах з циркулюючим паливом
Наведено вивід простих аналітичних виразів для оцінки величини
отруєння 135Хе у квазістаціонарному стані реактора з циркулюючим
у першому контурі паливом. Показано, що величина отруєння 135Хе
у такому реакторі залежить від співвідношення часу перебування
палива в активній зоні й поза нею (∆t1/∆t2), і вже при співвідношенні
∆t1/∆t2 = 0,1 ефект отруєння ксеноном може бути зменшений у 6 разів
порівняно з реактором, де паливо є нерухомим, що суттєво підвищує
ефективність паливовикористання.
К л ю ч о в і с л о в а: ядерний реактор, отруєння ксеноном, цирку-
лююче паливо, ефективність паливовикористання, аналітична оцінка.
© В. А. Халимончук, Ю. Н. Овдиенко, А. В. Кучин. 2013
П
роцесс отравления активной зоны реактора
ядрами 135Хе описывается известными уравне-
ниями кинетики [1,2] :
,i f i
dI
I
dt
= γ Φ −λΣ (1)
.= − σλ −λΦi xx
dX X XIdt
(2)
Если топливо не перемещается в активной зоне, то ста-
ционарные концентрации изотопов 135I и 135Xe, исходя из
записанных выше уравнений, определяются следующим
образом:
i f
i
I
γ Φ
=
λ
Σ
стац ,
,стац
стац
i fi
x xx x
I
X
γ Φλ= =
+ +σ σλ λΦ Φ
Σ
(3)
и потеря реактивности из-за отравления ксеноном
стацx aXσ Σ в реакторах на тепловых нейтронах достигает
3 %, что существенно снижает среднюю глубину выгора-
ния выгружаемого топлива.
В формулах (1)—(3) и далее: Φ — плотность потока теп-
ловых нейтронов; I и X — концентрации в 1 см3 ядер изото-
пов 135I и 135Xe, соответственно; i и x — индексы констант
и характеристик изотопов 135I и 135Xe; f (fission) — индекс,
характеризующий процесс деления; а (absorption) — ин-
декс, характеризующий процесс поглощения; λ — по-
стоянная распада рассматриваемого изотопа; γ — отно-
сительный выход рассматриваемого изотопа на один акт
деления; σ — микроскопическое сечение поглощения ней-
тронов; Σ — макроскопическое сечение взаимодействия
с нейтроном.
С учетом выражений (3) решения нестационарных
уравнений (1) и (2) имеют следующий вид [3, 4]:
0( ) 1стац
i it tI t I e I e− − λ λ= + ⋅ −
(4)
и
( ) ( ) ( )( )
( )
( )
0
0
1
.
стац
x x x x
x xi
t t
tt
i i f
x i x
e e
e e
X t X X
I
− λ +σ Φ − λ +σ Φ
− λ +σ Φ−λ −
−= + ⋅ +
+ λ − γ Σ Φ ⋅
λ − λ + σ Φ
(5)
Есть ли возможность в тепловом реакторе с довольно
высокой плотностью потока тепловых нейтронов, т. е. по-
рядка 1⋅1013 н/(см2∙с), уменьшить потерю реактивности
из-за отравления 135Xe без существенного ужесточения
спектра нейтронов?
Рассмотрим случай, когда теплоносителем служит ядер-
ное топливо, перемещающееся в первом контуре (напри-
мер, солевой реактор). При этом в интервале времени от 0
до t1 (∆t1) горючее находится в активной зоне, а в нтервале
времени от t1 до t2 (∆t2) — вне активной зоны (рис. 1).
Пусть в начальный момент времени концентрация йода
в топливе равна нулю. В момент времени t = t1 на выходе
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(58).2013 33
Об отравлении 135Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом
из активной зоны топливо будет содержать некоторое ко-
личество йода (I1). В интервале же времени [t1, t2] , когда
топливо пребывает вне активной зоны, концентрация I1
уменьшится за счет радиоактивного распада до значе-
ния I2. Второй цикл прохождения топлива через активную
зону начнется уже с того, что входная концентрация йода
в активную зону не равна нулю, а равна значению I2 по-
сле завершения первого цикла транспортировки топлива
в первом контуре. В конце концов, когда реактор имеет
постоянную мощность, концентрация I2 достигнет устано-
вившегося значения. Это состояние, когда I2 = I0 = const,
назовем квазистационарным состоянием по йоду для ре-
актора с движущимся ядерным топливом, а соответствую-
щую концентрацию йода на входе в активную зону обо-
значим как *
0 .I Определим *
0 .I
Если на входе в активную зону концентрация йода I0,
то, согласно (4),
( ) ( )1 1
1 1 0 1стац
i it tI I t I e I e−λ λ= = + ⋅ − , (6)
а в момент времени t2
( ) ( ) ( ) ( )
( )( )
2 1 2 11 1
2 12 2
2 2 1 0
0
1
.
стац
стац
i ii i
ii i
t t t tt t
t tt t
I I t I e I e I e e
I e I e e
−λ − −λ −−λ λ
−λ −−λ −λ
= = = + ⋅ − ⋅ =
= + ⋅ −
(7)
В квазистационарном состоянии I2 = I0 = I0
*, т. е.
( )( )2 12 2*
0 0 2 0 стац
ii it tt tI I I I e I e e−λ −−λ −λ= = = + ⋅ − ,
откуда
( )2 1 2
2
*
0
1
стац
i i
i
t t t
t
e eI I
e
−λ − −λ
−λ
−
= ⋅
−
. (8)
Упростим выражение (8), воспользовавшись соотноше-
нием
1it
ie t±λ = ± λ , (9)
которое действительно при малых значениях показателя,
что имеет место в данном случае вплоть до значений
t ≤ 103 с, так как 52,9 10 1/ c.i
−λ ≈ ⋅ Результат упрощения
(8) выглядит так:
* 1 1 1
0
2 1 2 1 2
стац стац
i f
i
t t t
I I I
t t t t t
γ Σ Φ∆ ∆
= ⋅ = ⋅ =
∆ + ∆ λ ∆ + ∆
. (10)
Таким образом, квазистационарная концентрация
135I (10) в момент времени t = 0 может быть в 1 2
1
t t
t
∆ + ∆
∆
раз
меньшей, чем стационарная концентрация 135I в реакторе
с неподвижным топливом. С учетом (6), (9) и (10) квази-
стационарная (установившаяся) концентрация йода на вы-
ходе из активной зоны (в момент времени t1)
( ) ( )* 1 1
1 2 1 2
2 1 2
1 1 .стац стацi i
t t
I I t t I t
t t t
∆ = ⋅ ⋅ + λ ⋅ − = ⋅ ⋅ + λ ⋅ ∆ ∆ + ∆
(11)
Средняя же концентрация йода в активной зоне в уста-
новившемся (квазистационарном) режиме
1
* 0
1
( )
.а.з
t
I t dt
I
t
=
∫
(12)
Использовав для интервала времени [0, t1] выражение
для описания изменения концентрации в установившемся
режиме в виде
( ) ( )*
0 1 ,стац
i it tI t I e I e−λ −λ= ⋅ + ⋅ − (13)
которое с учетом (9) будет выглядеть так:
( ) ( )0
* 1 ,стацi iI t I t I t= ⋅ − λ ⋅ λ+ (14)
среднюю концентрацию йода в активной зоне (12) в ква-
зистационарном режиме с движущимся топливом оконча-
тельно выразим следующим образом:
( )
( )
1
2 1* *0
0
1
21
1 2
21
1 2
1
2
1
2
1 .
2
а.з
стац
t
i
i
i f i
i
I t dt
t t
I I
t
tt
I
t t
tt
t t
λ −
= = ⋅ + =
λ ⋅ ∆∆ = ⋅ ⋅ + = ∆ + ∆
γ Σ Φ λ ⋅ ∆∆ = ⋅ + λ ∆ + ∆
∫
(15)
Определим установившуюся концентрацию 135Хе на
входе в активную зону так, как это было сделано для 135I.
Для этого, использовав решение уравнения (2) в виде (5),
с учетом (3) определим концентрацию 135Хе на выходе из
активной зоны в момент времени t1как
( ) ( )( )
( )
( )
1 1
11
1 0
0
1
,
стац
стац
x x x x
x xi
t t
tt
i
x i x
X X e X e
e eI I
− λ +σ Φ ⋅∆ − λ +σ Φ ⋅∆
− λ +σ Φ ⋅∆−λ ∆
= + ⋅ − +
−
+ − ⋅ λ ⋅
λ − λ + σ Φ (16)
Рис. 1. Изменение плотности потока тепловых
нейтронов в одном цикле перемещения топлива
34 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(58).2013
В. А. Халимончук, Ю. Н. Овдиенко, А. В. Кучин
а на входе в активную зону в момент времени t1 —
2 2
2
2 1 1
i x
x
t t
t
i
x i
e eX X e I
−λ ⋅∆ −λ ⋅∆
−λ ⋅∆ −
= + ⋅ λ ⋅
λ − λ
. (17)
В (17) учтено, что в интервале времени [t1, t2] плотность
потока тепловых нейтронов равна нулю.
Тогда в установившемся квазистационарном состоянии
значение *
0X может быть определено из равенства
0 2X X= с использованием выражений (16) и (17), в кото-
рых в качестве 0I и 1I следует использовать выражения
(10) и (11).
Если, как и ранее, использовать (9), которое справед-
ливо при значениях t≤103 с, то, опустив простые математи-
ческие преобразования, получим
( ) ( )
2
* 1 2
0
2 2
1 2
2
2 1
1
1 11 1
1 11
1
1 .
1
1
стац
i
x
i
x
x x x
t
t t
X t t
t t
X t
t t
∆ ⋅ ∆ − λ ⋅ ∆ = − ⋅ − × ∆ − λ ⋅ ∆ + ⋅ ∆ − λ ⋅ ∆
× ⋅ λ ⋅ ∆
+
− λ ∆ ⋅ λ + σ ⋅Φ ⋅ ∆
(18)
Далее, если в выражении (18) положить 21 1x t− λ ⋅ ∆ ≈ и
21 1i t− λ ⋅ ∆ ≈ , что оправданно до 3
2 10 сt∆ = , то (18) можно
упростить до вида
( )
*
0
2
1
1
1
стац
x
x x
X X t
t
= ⋅ λ ∆
+ ⋅
λ + σ ⋅Φ ∆
. (19)
Использовав (19) и (16), концентрацию ядер 135Хе в мо-
мент времени t1, т. е. на выходе из активной зоны, можно
получить в виде
( )* * 2
1 0 1
1 2
1стац x x
t
X X X t
t t
∆
= + ⋅ λ + σ Φ ⋅ ∆ ⋅ − ∆ + ∆
, (20)
если приближенно принять ( ) 11 1x x t− λ + σ Φ ⋅ ∆ ≈ , что при
Ф = 1013, σx = 2,5⋅10–18 см2 и λx= 2,12⋅10–5 с–1 оправданно
для ∆t1 до 100 с.
Тогда отношение * *
1 0X X можно выразить следующим
образом:
( )
*
1 2
1 2 1 1*
1 20
1 1 1x x x
X t
t t t t
t tX
∆ = + λ ∆ + ∆ + σ Φ∆ ⋅ − ≈ + λ ∆ ∆ + ∆
,
если 1
1 2 10t t∆ ∆ < и величиной 1x tσ Φ∆ можно пренебречь
по сравнению с 1 2( )x t tλ ∆ + ∆ .
Рис. 2. Выход концентрации 135I
в квазистационарное состояние при циркуляции топлива
с соотношением времени пребывания
в активной зоне и вне ее ∆t1/∆t2 = 0,1
Рис. 3. Выход концентрации 135Хе
в квазистационарное состояние при циркуляции топлива
с соотношением времени пребывания
в активной зоне и вне ее ∆t1/∆t2 = 0,1
Рис. 4. Отношение квазистационарных концентраций 135Хе
и 135I на входе в реактор с циркулирующим топливом
при разных значениях ∆t1/∆t2
к стационарным концентрациям 135Хе и 135I
в реакторе с неподвижным топливом
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 2(58).2013 35
Об отравлении 135Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом
На рис. 2 и 3 сравниваются результаты оценки ква-
зистационарных значений концентраций 135I и 135Xe на
входе в активную зону, полученные с использованием
точных уравнений кинетики йода (4) и ксенона (5), с со-
ответствующими значениями на основе приближенных
соотношений (10) и (19). Эти данные подтверждают пра-
вильность полученных приближенных выражений для
оценки квазистационарных концентраций 135I и 135Xe на
входе в активную зону реактора с циркулирующим тепло-
носителем. Кривые на рис. 2 и 3 получены при исполь-
зовании следующих исходных данных: λi = 2,895⋅10-5 c-1,
λx = 2,12⋅10-5 c-1, γi = 0,061, σx = 2,5⋅10-18 cм2, Σf = 0,1 см-1
и Φ = 1013 н/(см2⋅с).
Выводы
На основе решения уравнений кинетики накопления
продуктов отравления, использовав ряд допущений, по-
лучено простое аналитическое выражение для оценки
величины отравления 135Хе в квазистационарном состоя-
нии реактора с циркулирующим в первом контуре топли-
вом в зависимости от соотношения времени пребывания
топлива в активной зоне и за ее пределами (∆t1/∆t2). Как
следует из полученного выражения и данных, приведен-
ных на рис. 4, при соотношениях ∆t1/∆t2 < 1 наблюдается
резкая тенденция уменьшения эффекта отравления ксе-
ноном. Так, при ∆t1/∆t2 = 0,1 эффект отравления ксеноном
может быть уменьшен более, чем в 6 раз по сравнению
с реактором, где топливо неподвижно, что существенно
повышает эффективность топливоиспользования.
Список использованной литературы
1. Галанин А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых ней-
тронах / А. Д. Галанин. — М.: Атомиздат, 1957. — 359 с.
2. Глесстон С. Основы теории ядерных реакторов / С. Глес-
стон, М. Эдлунд. — М.: Изд-во иностр. лит-ры, 1954. — 458 с.
3. Халимончук В. А. Динамика ядерного реактора с распре-
деленными параметрами в исследованиях переходных режимов
эксплуатации ВВЭР и РБМК / В. А. Халимончук. — К.: Основа,
2008. — 226 с.
4. Методика и результаты расчета нестационарных полей энер-
говыделения в реакторах РБМК / В. А. Халимончук, А. В. Кучин,
А. В. Краюшкин, Ю. И. Лавренов. — К.: Ин-т ядерных исследо-
ваний, 1985. — 38 с. — (Препринт КИЯИ-85-19).
Получено 13.03.2013.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97458 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T18:44:54Z |
| publishDate | 2013 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Халимончук, В.А. Овдиенко, Ю.Н. Кучин, А.В. 2016-03-28T17:37:52Z 2016-03-28T17:37:52Z 2013 Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с
 циркулирующим топливом / В.А. Халимончук, Ю.Н. Овдиенко, А.В. Кучин // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 2. — С. 32-35. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97458 621.039.51 Представлен вывод простых аналитических выражений для оценки величины
 отравления
 ¹³⁵Хе в квазистационарном состоянии реактора с циркулирующим в первом
 контуре топливом. Показано, что величина отравления ¹³⁵Хе в таком реакторе зависит
 от соотношения времени пребывания топлива в активной зоне и вне ее (∆t₁/∆t₂), и уже при
 соотношении ∆t₁/∆t₂=0,1 эффект отравления ксеноном может быть уменьшен в 6 раз по
 сравнению с реактором, где топливо неподвижно, что существенно повышает
 эффективность топливоиспользования. Наведено вивід простих аналітичних виразів для оцінки величини отруєння ¹³⁵Хе у
 квазістаціонарному стані реактора з циркулюючим у першому контурі паливом.
 Показано, що величина отруєння ¹³⁵Хе у такому реакторі залежить від співвідношення
 часу перебування палива в активній зоні й поза нею (∆t₁/∆t₂), і вже при співвідношенні
 ∆t₁/∆t₂=0,1 ефект отруєння ксеноном може бути зменшений у 6 разів порівняно з
 реактором, де паливо є нерухомим, що суттєво підвищує ефективність
 паливовикористання. The derivation of simple analytical expressions for estimating ¹³⁵Xe poisoning in
 quasistationary state of the reactor with circulating fuel in the primary circuit. It is shown that
 ¹³⁵Xe poisoning in such reactors depends on the ratio of the time during which fuel stays inside
 the core to the time outside the core (∆t₁/∆t₂). Even at ratio ∆t₁/∆t₂= 0.1, xenon poisoning effect can be
 reduced by six times compared to the reactor with fixed fuel, which essentially increases fuel use
 efficiency. ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом Про отруєння ¹³⁵Хе активної зони реактора на теплових нейтронах з циркулюючим паливом On ¹³⁵Xe Poisoning in the Core of a Thermal Reactor with Circulating Fuel Article published earlier |
| spellingShingle | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом Халимончук, В.А. Овдиенко, Ю.Н. Кучин, А.В. |
| title | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом |
| title_alt | Про отруєння ¹³⁵Хе активної зони реактора на теплових нейтронах з циркулюючим паливом On ¹³⁵Xe Poisoning in the Core of a Thermal Reactor with Circulating Fuel |
| title_full | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом |
| title_fullStr | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом |
| title_full_unstemmed | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом |
| title_short | Об отравлении ¹³⁵Хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом |
| title_sort | об отравлении ¹³⁵хе активной зоны реактора на тепловых нейтронах с циркулирующим топливом |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97458 |
| work_keys_str_mv | AT halimončukva obotravlenii135heaktivnoizonyreaktoranateplovyhneitronahscirkuliruûŝimtoplivom AT ovdienkoûn obotravlenii135heaktivnoizonyreaktoranateplovyhneitronahscirkuliruûŝimtoplivom AT kučinav obotravlenii135heaktivnoizonyreaktoranateplovyhneitronahscirkuliruûŝimtoplivom AT halimončukva prootruênnâ135heaktivnoízonireaktoranateplovihneitronahzcirkulûûčimpalivom AT ovdienkoûn prootruênnâ135heaktivnoízonireaktoranateplovihneitronahzcirkulûûčimpalivom AT kučinav prootruênnâ135heaktivnoízonireaktoranateplovihneitronahzcirkulûûčimpalivom AT halimončukva on135xepoisoninginthecoreofathermalreactorwithcirculatingfuel AT ovdienkoûn on135xepoisoninginthecoreofathermalreactorwithcirculatingfuel AT kučinav on135xepoisoninginthecoreofathermalreactorwithcirculatingfuel |