Моделирование многофазных термогидродинамических процессов в оборудовании атомных электростанций в целях обоснования их безопасности тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Парфенов, Юрий Вячеславович

• Парфенов, Юрий Вячеславович
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Парфенов, Юрий Вячеславович

Оглавление...................................................................................................................2

Список принятых сокращений...................................................................................5

Условные обозначения................................................................................................6

Введение.....................................................................................................................14

1. Аналитический обзор работ по проблемам моделирования многофазных термогидродинамических процессов на АЭС........................................................29

1.1 Основные подходы к моделированию многофазных

термогидродинамических процессов на АЭС.....................................................29

1.2 Характеристика современного уровня развития расчетных кодов для разработки и обоснования безопасности АЭС....................................................33

1.3 Экспериментальные исследования двухфазных процессов и явлений......50

1.4 Развитие численных методов для новых кодов............................................59

1.5 Развитие архитектуры кодов, сопряжение кодов и использование суперкомпыотерных технологий..........................................................................61

1.6 Работы по оценке неопределенности результатов расчетов теплогидравлическими кодами.............................................................................65

1.7 Основные выводы по Главе №1......................................................................70

2. Моделирование многофазных термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтального парогенератора АЭС с ВВЭР.......................................72

2.1 Основные характеристики горизонтальных парогенераторов АЭС с ВВЭР ..................................................................................................................................72

2.2 Проблемы продления ресурса, разработки новых конструкций горизонтальных ПГ и вопросы математического моделирования...................80

2.3 Обзор работ по проблемам математического моделирования термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах.....82

2.4 Математическая модель расчетного программного средства STEG.........90

2.4.1 Система уравнений сохранения массы, импульса и энергии для пароводяной смеси.................................................................................................90

2.4.2 Корреляции межфазного взаимодействия..................................................93

2.4.3 Корреляции трения пароводяной смеси о трубчатку..............................106

2.4.4 Численная схема расчетного программного средства STEG.................115

2.4.5 Модель распределения растворимых примесей и отложений на трубчатке...............................................................................................................120

2.5 Валидация STEG на опытных данных, полученных в экспериментах ОКБ «ГИДРОПРЕСС»..................................................................................................123

2.5.1 Описание экспериментальной установки ОКБ «ГИДРОПРЕСС».........123

2.5.2 Результаты расчетов экспериментального режима на стенде ОКБ «ГИДРОПРЕСС»..................................................................................................128

2.6 Валидация STEG на опытных данных, полученных в экспериментах ОАО

«ЭНИЦ».................................................................................................................136

2.6.1 Описание экспериментального стенда ОАО «ЭНИЦ»...........................136

2.6.2 Расчетно - экспериментальное исследование гидравлического сопротивления ПДЛ.............................................................................................141

2.6.3 Моделирование кодом STEG экспериментов на стенде ПГВ...............143

2.7 Кросс-верификация кодов STEG и TRAC применительно к номинальному режиму работы ПГВ-1000М................................................................................161

2.8 Моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000М с реконструированной схемой водопитания.... 184

2.8.1 Исходные данные для расчета ПГВ-1000М с модернизированной системой водопитания и расчетная сетка..........................................................184

2.8.2 Пространственное распределение теплогидравлических параметров в горизонтальном парогенераторе.........................................................................189

2.9 Определение теплогидравлических характеристик горизонтального парогенератора повышенной мощности 1062 МВт..........................................198

2.10 Сопряжение кода STEG с кодом СОКРАТ................................................209

2.10.1 Общие принципы сопряжение трехмерных и одномерных теплогидравлических моделей............................................................................209

2.10.2 Процедура сопряжения трехмерного кода STEG и одномерного кода СОКРАТ................................................................................................................243

2.10.3 Трехмерная модель второго контура горизонтального парогенератора ПГВ кода STEG и модель первого контура кода СОКРАТ.............................249

2.11 Основные выводы по Главе №2..................................................................256

3. Моделирование взаимодействия высокотемпературного расплава с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС.................................................................................259

3.1 Общая информация о процессе взаимодействия высокотемпературного расплава с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС и работах, посвященных исследованию этого процесса.............................................................................259

3.2 Математическая модель расчетного программного средства VAPEX.....263

3.3 Анализ экспериментов по исследования стадии предварительного перемешивания с помощью расчетного программного средства VAPEX...269

3.3.1 Анализ экспериментов MAGICO с помощью кода VAPEX...................269

3.3.2 Анализ экспериментов QUEOS с помощью кода VAPEX......................275

3.4 Анализ эксперимента по взаимодействию расплава с охладителем на установке FARO с помощью кода VAPEX........................................................278

3.5 Оценка динамической нагрузки на корпус реактора АЭС с ВВЭР-1000 при внутрикорпусном взрыве.............................................................................291

3.6 Расчет динамических нагрузок на контейнмент АЭС с ВВЭР при внекорпусном паровом взрыве...........................................................................300

3.7 Основные выводы по главе №3...................................................................307

4. Моделирование однофазных термогидродинамических процессов в элементах АЭС.........................................................................................................309

4.1 Моделирование термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооболочки АЭС с ВВЭР...........................................................309

4.1.1 Общая информация о пассивной системе фильтрации межоболочечного пространства.........................................................................................................309

4.1.2 Описание конструкции ФУ........................................................................310

4.1.3 Результаты экспериментальных исследований.......................................312

4.1.4 Математическая модель теплообмена в секции ФУ..............................315

4.1.5 Результаты расчета экспериментальных исследования процессов в ФУ кодом М8.............................................................................................................321

4.1.6 Результаты моделирования термогидродинамических процессов в ФУ с помощью кода 1И8..............................................................................................324

4.2 Моделирование гидродинамических процессов в эжекторе системы аварийного и планового расхоложивания Нововоронежской АЭС-2............329

4.2.1 Общая информация об агрегате «насос-эжектор»...................................329

4.2.2 Расчетно-экспериментальные исследования напорно-расходной характеристики одноступенчатого эжектора....................................................329

4.2.3 Расчетно-экспериментальные исследования напорно-расходной характеристики двухступенчатого эжектора....................................................334

4.2.4 Расчетно-экспериментальные исследования напорно-расходной характеристики эжектора с тангенциальным подводом пассивной среды....337

4.3 Основные выводы по главе №4....................................................................341

5. Оценка неопределенности результатов расчетов аварийных режимов на АЭС сВВЭР......................................................................................................................344

5.1 Обзор методик оценки неопределенности.................................................344

5.2 Проверка методики оценки неопределенности по результатам

эксперимента с большей течыо теплоносителя на стенде БК В-213..............359

5.2.1 Общая информация о расчетно-экспериментальных исследованиях,

выполненных на стенде БК В-213......................................................................359

5.2.3 Оценка неопределенности и анализ чувствительности эксперимента, выполненного на стенде БК В-213....................................................................364

5.3 Реалистический детерминистский анализ запроектной аварии на АЭС-2006 с двусторонним разрывом главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор с наложением отказа всех источников электроснабжения переменного тока..................................................................................................370

5.3.1 Базовый расчет аварийного режима на АЭС-2006..................................370

5.3.2 Оценка неопределенности расчета аварийного режима........................382

5.4. Основные выводы по Главе №5...................................................................388

Заключение...............................................................................................................389

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование многофазных термогидродинамических процессов в оборудовании атомных электростанций в целях обоснования их безопасности»

Актуальность работы

Согласно Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века [1] будущее атомной энергетики России зависит от поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС. Безопасность объектов использования атомной энергии, во многом, обосновывается научными исследованиями, сопутствующими проектированию и эксплуатации объектов. При этом проектные решения для нового оборудования, создающегося на имеющейся нормативной базе, обосновываются научными методами, так как предшествуют опыту эксплуатации [2].

Одним из методом достижения безопасности АЭС на стадии проектирования является выполнения анализа безопасности АЭС на основе детерминистского подхода [3]. Расчетные программные средства, применяемые в детерминистском анализе безопасности, должны достоверно воспроизводить связанные нейтронно-физические и теплогидравлические процессы в активной зоне, теплообмен между теплоносителем и элементами конструкции АЭС и другие важные явления. Достоверность подобных расчетных программных средств достигается за счет сопоставления результатов расчетов с данными экспериментальных исследований. Подобные расчетные программные средства в настоящее время, достаточно часто базируются на одномерном рассмотрении теплогидравлических явлений. Однако некоторые важные с точки зрения безопасности пространственные термогидродинамические процессы в элементах АЭС могут быть смоделированы с помощью одномерных расчетных программных средств (кодов) в упрощенном приближении. В ряде случаев моделирование пространственных многофазных процессов требует развития трехмерных расчетных программных средств.

В водо-водяных реакторах нового поколения, разрабатываемых в России, соблюдается эволюционный характер изменений, вносимых в конструкцию. В

частности, в проекте АЭС-2006 [4], как и в АЭС с ВВЭР-1000, будет применяться горизонтальный парогенератор. Для обеспечения надежной работы трубного пучка в течение 60 лет в парогенераторе проекта АЭС-2006 предусмотрена компоновка трубного пучка, отличная от компоновки трубного пучка ПГВ-1000М. Подобные изменения в конструкции горизонтальных парогенераторов в АЭС с ВВЭР нового поколения могут привести к изменениям в пространственных многофазных термогидродинамических процессах в водяном объеме и паровом пространстве второго контура парогенератора. Исследование многофазных термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтальных парогенераторов нового поколения на стадии проектирования возможно исключительно расчетным путем. Таким образом, актуальной является задача разработки трехмерного расчетного программного средства, прошедшего верификацию по результатам исследований на экспериментальльных установках, для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах для реакторов ВВЭР нового поколения. Согласно программе деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы), утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 20 сентября 2008 г. №705, одной из основных задач развития атомного промышленного комплекса является продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС. В рамках этой задачи актуальной является проблема продление ресурса парогенераторов, находящихся в настоящее время в эксплуатации. Данная задача, во многом, связана с работоспособностью трубчатки парогенератора, которая, в свою очередь, обусловлена протеканием процессов распределения примесей во втором контуре ПГ. Использование трехмерного расчетного расчетного программного средства совместно с результатами гидродинамических испытаний на натурном парогенераторе может ускорить поиск оптимального

варианта схемы водопитания и продувки парогенератора для продления ресурса действующего парогенератора.

В варианте 2 устройства локализации расплава (УЛР) проекта АЭС-2006 [4] предусмотрена конструкция УЛР, при котором на дне шахты реактора находится слой воды. Следует отметить, что взаимодействие расплава активной зоны (кориума) с водой является сложным явлением, в котором можно выделить несколько трудных для моделирования процессов, таких как фрагментация струй и капель расплава в воде, теплообмен между водой и расплавом, взрывное взаимодействие расплава с водой, адекватное моделирование которых возможно с помощью многофазного расчетного программного средства. Ряд процессов, которые могут сопровождать взаимодействие расплава с водой, например, распространение волны детонации, требуют использования многомерного расчетного программного средства.

Одним из методов достижения безопасности АЭС на стадии проектирования является включение в проект систем безопасности, предназначенных для обеспечения критических функций безопасности, в том числе, охлаждения активной зоны, в аварийных ситуациях. В системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2 (проект АЭС-2006) будет использован агрегат «насос-эжектор». В Техническом задании проекта АЭС-2006 [4] содержится требование экспериментального обоснования данного агрегата. Опыт расчетно-экспериментальных исследований, выполненных в ходе работы над диссертацией, показал, что оптимизация конструкции эжектора с целью достижения требуемой расходно-напорной характеристики требует трехмерного моделирования гидродинамических процессов в проточной части эжектора.

Одной из систем безопасности АЭС с ВВЭР нового поколения является пассивная система фильтрации межоболочечного пространства. Данная система предназначена для организованной очистки и удаления парогазовой среды из

межоболочечного пространства защитной оболочки АЭС перед их выходом в атмосферу при запроектных авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока. Моделирование пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке требует использования трехмерного верифицированного расчетного программного средства.

Другой актуальной задачей развития как одномерных, так и трехмерных расчетных программных средств, используемых для моделирования термогидродинамических процессов в оборудовании АЭС, является развитие методов оценки неопределенностей результатов расчетов данными кодами. В Решении совместного заседания секций №1, №8 и №10 Научно-Технического совета Госкорпорации «Росатом» от 04.07.12 для теплогидравлических кодов, используемых для АЭС с легководными реакторами, отмечается, что "анализ и снижение неопределенностей расчетных кодов должны стать основой их дальнейшего развития и уточнения". Международный опыт, в частности обширная программа BEMUSE [5], в которой ведущие зарубежные специалисты оценивали нынешнее состояние методов оценки неопределенности, указывает на то, что перед применением подобных методов для АЭС, корректность их использования должна быть проверена по результатам исследований на соответствующих крупномасштабных экспериментальных установках. Развитие и применение методов оценки неопределенности для отечественных РУ ВВЭР также подразумевает проверку данных методов на соответствующих экспериментальных установках.

Таким образом, требования поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и возрастающие требования безопасности для АЭС нового поколения, делают актуальным развитие расчетных программных средств, позволяющих моделировать пространственные многофазные термогидродинамические процессы и развитие методов оценки неопределенности кодов.

Цель работы состоит в проведении комплексных расчетных и экспериментальных работ, направленных на обоснование безопасности и повышение эффективности АЭС путем разработки, верификации и применения расчетных кодов, позволяющих моделировать многофазные термогидродинамические процессы в оборудовании АЭС. Для реализации данной цели решались следующие основные задачи:

- экспериментальное исследование на установке ПГВ (ЭНИЦ), термогидродинамических процессов в горизонтальном парогенераторе для обоснования новых вариантов конструкции горизонтального парогенератора АЭС с ВВЭР;

- развитие новых математических моделей и усовершенствование трехмерного расчетного кода STEG для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах АЭС с ВВЭР на основе его верификации по результатам исследований на экспериментальных установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»;

- разработка математических моделей и расчетной программы для анализа взаимодействия высокотемпературного расплава кориума с водой для обоснования безопасности АЭС в ходе тяжелой аварии;

- разработка трехмерного расчетного кода для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооблочки АЭС с ВВЭР новых проектов с целью обоснования безопасности АЭС;

- расчетно-экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2

- проверка методики анализа неопределенностей результатов расчетов теплогидравлическими расчетными кодами аварийных режимов на АЭС по

результатам исследований на крупномасштабных экспериментальных установках.

Научная новизна работы:

- разработаны новые математические модели и усовершенствован трехмерный расчетный код для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах АЭС с ВВЭР;

- экспериментально исследованы термогидродинамических процессы в горизонтальном парогенераторе для обоснования новых вариантов конструкции горизонтальных парогенераторов АЭС с ВВЭР нового поколения;

- выполнены расчетно-экспериментальные исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- проведена проверка методики оценки неопределенности результатов расчетов теплогидравлическим расчетным кодом на основе экспериментальных данных, полученных на крупномасштабной экспериментальной установке ЭНИЦ.

Практическая значимость работы состоит в том, что:

- создана база опытных данных по теплогидравлическим процессам во втором контуре ПГ, полученных на экспериментальной установке ПГВ

(ЭНИЦ);

- по результатам экспериментальных исследований на экспериментальных установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС» созданы новые математические модели и усовершенствован расчетный код STEG, позволяющий выполнять трехмерные теплогидравлические расчеты для горизонтальных парогенераторов новых вариантов конструкции;

- создана база опытных данных по результатам исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- на основе расчетно-экспериментальных исследований предложены варианты конструкции эжектора для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- расчетный код для моделирования взаимодействия расплава активной зоны с водой VAPEX вошел в состав отраслевого сквозного кода СОКРАТ (модуль VAPEX-M), который используется при обосновании безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР;

- создана электронная база опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «EREC-STRESA».

Все основные этапы исследований проводились по договорам с ПКФ ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ОАО «Атомэнергопроект», Государственным контрактам с Министерством Образования и Науки РФ, ИБРАЭ РАН, отдельные этапы работы в рамках проектов Российского фонда фундаментальных исследований.

Положения, выносимые на защиту:

- математическая модель трехмерного расчетного кода для моделирования течений пароводяной смеси во втором контуре парогенератора;

- результаты верификации расчетного кода на результатах экспериментальных исследований, выполненных на установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС», результаты кросс-верификации с расчетным кодом TRAC (Национальная лаборатория в Лос-Аламосе, США);

- результаты экспериментальных исследований, выполненных на установке ПГВ (ЭНИЦ);

- математическая модель для анализа взаимодействия высокотемпературного кориума с водой для обоснования безопасности АЭС в ходе тяжелой аварии;

- результаты расчетно-экспериментальных исследований пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооболочки АЭС с ВВЭР новых проектов;

- результаты расчетно-экспериментальных исследований расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- результаты проверки методики оценки неопределенностей результатов расчетов теплогидравлическими расчетными кодами по результатам исследований на экспериментальной установке БК В-213 (ЭНИЦ).

Достоверность результатов исследований обоснована использованием общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании математических моделей и апробированных корреляций и соотношений для описания трения и тепломассообмена между фазами и с конструкциями. Достоверность предложенных в работе математических моделей, расчетных кодов, рекомендаций подтверждается результатами их верификации с использованием имеющихся результатов экспериментальных исследований. Достоверность результатов экспериментов обеспечивается использованием на экспериментальных установках современных методов исследований.

Личный вклад автора заключается в том, что он как руководитель и ответственный исполнитель участвовал во всех этапах работ, положенных в основу диссертации. Автор диссертации формулировал цели и задачи исследований на экспериментальных установках, разрабатывал программы экспериментальных исследований, предлагал варианты конструкции оборудования для АЭС на основе расчетно-экспериментальных исследований,

разрабатывал математические модели, создавал расчетные коды, выполнял расчеты, анализировал полученные результаты, подготавливал публикации.

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах, в том числе: на 11-й, 14-й и 17-й международных конференциях по ядерной энергетике ICONE-11, ICONE-14 и ICONE-17 (Токио, Япония, 2003, Майями, Флорида, США, 2006, Брюссель, Бельгия, 2009); на 4-ой международной конференции по ядерной энергетике ICAPP04 (Питсбург, США, 2004); на Международной конференции по ядерной энергии в Центральной Европе (Словения, 2000, 2001, 2007), на ежегодных Международных конференциях по ядерной технологии (Штутгарт, Берлин, Берлин, Штутгарт Германия, 2002, 2003, 2011, 2012); на 2-й и 3-й Всероссийских научно-технических конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003); на 6-м, 7-м, 8-м Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам (Подольск, 2004, 2006, 2010); на техническом семинаре МАГАТЭ по проблемам парогенераторов (Прага, Чехия, 2003); семинаре НТЦ ЯРБ «Точность и неопределенность ПС, используемых для обоснования и обеспечения безопасности Объектов Использования Атомной Энергетики» (Москва, 2007); Международном Семинаре по разработке кода нового поколения «CATHARE -NEPTUNE» (Гренобль, Франция, 2004); Национальной конференции "Повышение эффективности, надежности и безопасности работы энергетического оборудования ТЭС и АЭС. ИТАЭ-80" (Москва, «НИУ «МЭИ», 2012).

Публикации.

Основные результаты диссертации изложены в 39 публикациях, включая 17 статей, входящих в перечень рецензируемых журналов, рекомендованных ВАК, 1 статью в зарубежном журнале (импакт-фактор в системе Scopus-0,562),

17 докладах на международных и всероссийских конференциях, 2 электронных научных изданиях, 2-х учебных пособиях.

Автор диссертации входит в число авторов электронной базы опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «ЕЯЕС-8ТКЕ8А» (свидетельство об официальной регистрации базы данных №2007620218 от 20.07.2007) и является одним из разработчиков программы для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением СОКРАТ-В1/В2 (свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2010610562 от 14.01.2010)

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 283 наименования. Диссертация содержит 432 страниц текста, в том числе 164 рисунок и 35 таблиц.

В первой главе приводится аналитический обзор современных расчетных кодов, используемых для моделирования многофазных термогидродинамических процессов в оборудовании АЭС, дана характеристика современного уровня их развития. Сделан вывод о том, что в целом развитие расчетных кодов носит эволюционный характер. При разработке расчетных кодов нового поколения сохраняется тенденция использования фундаментальных подходов механики многофазных сред. Последовательно совершенствуются математическое описание моделируемых процессов и методы численного решения системы определяющих уравнений, вводятся трехмерные модули для учета пространственных эффектов, повышается уровень верификации расчетных кодов путем использования новых экспериментальных данных, развиваются и применяются методы оценки неопределенности результатов расчетов теплогидравлическими кодами.

Вторая глава посвящена результатам разработки, усовершенствования, верификации расчетного кода для моделирования процессов во втором контуре горизонтального парогенератора и его применения для решения вопросов повышения эффективности и надежности работы парогенератора.

Во второй главе проанализировано современное состояние работ по развитию математических моделей многофазных термогидродинамических процессов в горизонтальном парогенераторе. Выполнен обзор работ по проблемам математического моделирования термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтального парогенератора с целью продления ресурса и разработки новых вариантов конструкции.

Одним из направлений научных исследований при разработке новых конструкций горизонтальных парогенераторов являются работы по повышению тепловой мощности горизонтальных парогенераторов. Повышение мощности парогенератора возможно путем модернизации его сепарационной схемы. Решения по оптимизации перфорации погруженного дырчатого листа и пароприемного дырчатого листа горизонтального парогенератора требуют обоснования с помощью современных расчетных кодов, которые должны пройти верификацию на экспериментальных данных, полученных на специальных установках. Аналитический обзор показал, что к актуальным вопросам эксплуатации горизонтальных парогенераторов относятся вопросы повреждения трубчатки горизонтальных парогенераторов вследствие коррозии. Расчетные исследования коррозии трубчатки для продления срока эксплуатации горизонтальных парогенераторов взаимосвязаны с моделированием гидродинамики водяного объема. Вместе с тем во многих работах отмечается, что имеющихся экспериментальных данных по гидродинамике горизонтального парогенератора недостаточно. Необходимо продолжение исследований как на натурных парогенераторах, так и на специальных экспериментальных установках, воспроизводящих основные

гидродинамические явления во втором контуре горизонтального парогенератора.

Во второй главе представлена усовершенствованная математическая модель расчетного кода STEG, базирующаяся на уравнениях механики многофазных сред, записанных для фазы воды и пара в пористой тепловыделяющей среде. Система уравнений включает в себя уравнения сохранения массы, количества движения и энергии, которые дополняются замыкающими соотношениями, описывающими межфазное взаимодействие и взаимодействие с внешними конструкциями. Выбор оптимальных соотношений, описывающих межфазное трение и трение пароводяной смеси с трубчаткой, осуществлялся путем анализа экспериментов по поперечному обтеканию трубного пучка двухфазным потоком с помощью специально разработанной численной методики.

Во второй главе приводятся результаты экспериментов, выполненных в ЭНИЦ на экспериментальной установке ПГВ, представляющей собой фрагментную «вырезку» поперечного сечения парогенератора ПГВ-1000МКП. Педставлены результаты верификации расчетного кода STEG на опытных данных, полученных на установке ПГВ и на установке ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Изложены результаты экспериментальных измерений коэффициента гидравлического сопротивления ПДЛ на специально сооруженной экспериментальной установке, на которой в качестве рабочей среды использовался воздух и результаты моделирования проведенных экспериментов с помощью трехмерного CFD-кода. Во второй главе представлены результаты кросс-верификации расчетного кода STEG и кода TRAC (Национальная лаборатория в Лос-Аламосе, США) применительно к стационарному режиму работы парогенератора ПГВ-1000М, результаты моделирования теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000М с реконструированной схемой водопитания с помощью расчетного кода STEG. Изложены результаты моделирования

теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе повышенной тепловой мощности 1062,5 МВт. В заключительном разделе второй главы представлены результаты сопряжение кода STEG с кодом СОКРАТ.

Третья глава посвящена моделированию взаимодействия высокотемпературного расплава с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС.

Была разработана математическая модель взаимодействия высокотемпературного расплава с охладителем и расчетный код VAPEX для моделирования взаимодействия жидкого кориума с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС. Расчетный код VAPEX предназначен для анализа процессов фрагментации струи кориума в охладителе, перемешивания образующихся капель расплава с пароводяной смесью и для расчета взрывной стадии парового взрыва и расчета динамических нагрузок на контейнмент.

В третьем главе представлены результаты анализа экспериментов по исследования стадии предварительного перемешивания с помощью расчетного кода VAPEX. В главе представлены результаты верификации расчетного кода VAPEX на результатах экспериментов MAGICO (Калифорнийский университет, США) и QUEOS (Центр ядерных исследований г.Карлсруэ, Германия), посвященных исследованию поведения облака металлических частиц при падении в воде. С помощью расчетного кода VAPEX был выполнен анализ эксперимента L-33, проведенного на крупномасштабной установке FARO (Объединенный европейский исследовательский центр г.Испра, Италия), посвященного изучению взаимодействия кориума с водой. С помощью расчетного кода VAPEX проанализировано взаимодействие высокотемпературного расплава материалов активной зоны с охладителем в корпусе реактора ВВЭР-1000. В третьей главе представлены результаты расчетов, выполненных с помощью расчетного кода VAPEX, для случая внекорпусного взрыва в шахте АЭС-2006 с использованием устройства

локализации расплава (УЛР), в котором на дне шахты реактора находится слой воды (УЛР вариант 2).

Четвертая глава посвящена расчетно-экспериментальному

исследованию пространственных однофазных термогидродинамических процессов в элементах АЭС.

В четвертой главе представлены результаты моделирования термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооблочки АЭС с ВВЭР, которая является одной из систем безопасности АЭС нового поколения.

В четвертой главе представлены результаты расчетно-экспериментального исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2.

Пятая глава посвящена применению методик оценки неопределенности для анализа аварийных режимов на АЭС с ВВЭР.

В пятой главе приводятся результаты проверки методики оценки неопределенности, основанной на формуле Уилкса, по результатам экспериментального режима с большой течью теплоносителя, выполненного на установке БК В-213 (ЭНИЦ). В пятой главе выполнен анализ неопределённости результатов расчета запроектной аварии АЭС-2006 с двусторонним разрывом ("200%-я течь") главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор с наложением отказа всех источников электроснабжения переменного тока.

Представленные в диссертации исследования выполнены на кафедре Атомных элекрических станций НИУ «МЭИ» и в Электрогорском научно-исследовательском центре по безопасности атомных электростанций.

Я благодарю профессора кафедры АЭС НИУ «МЭИ», доктора физико-математических наук О.И. Мелихова, являющегося моим научным консультантом, за неизменную поддержку исследований, ценные обсуждения и многочисленные советы и замечания, способствовавшие улучшению качества

работы. Я выражаю также благодарность заведующему кафедрой АЭС НИУ «МЭИ» профессору В.Н. Блинкову, вовлекшему меня в работу по исследованию проблем безопасности АЭС. Я признателен профессору кафедры АЭС НИУ «МЭИ» доктору технических наук В.И. Мелихову за многолетнюю поддержку всех моих научно-исследовательских работ.

Все исследования, представленные в диссертации, выполнены в тесном сотрудничестве с моими коллегами по кафедре АЭС НИУ «МЭИ» кандидатом технических наук М.В. Давыдовым, доктором физико-математических наук С.Е. Якушем, кандидатом технических наук С.М. Никоновым, кандитатом технических наук А.А.Неровным, научными сотрудниками ИБРАЭ РАН Н.А.Ртищевым, А.В.Капустиным. Неизменную поддержку моим экспериментальным исследованиям оказывали доктор технических наук И.В.Елкин, кандидат технических наук Е.И.Трубкин. Расчеты аварийного режима на АЭС-2006 проводились при поддержке начальника теплофизического отделения Института проблем безопасного использования ядерной энергии НИЦ «Курчатовский Институт Пылева Сергея Сергеевича.

Я также хочу выразить признательность коллегам по кафедре АЭС «НИУ «МЭИ», ОАО «ЭНИЦ», ИБРАЭ РАН, НИЦ «Курчатовский Институт», активно поддерживавшим все мои исследования.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Парфенов, Юрий Вячеславович

Основные результаты работы можно сформулировать следующим образом:

1. Усовершенствована математическая модель пространственного течения двухфазной пароводяной среды в горизонтальном парогенераторе, основанная на методах механики многофазных сред. Математическая модель реализована в расчетном коде STEG.

2. Выполнена верификация расчетного кода STEG по результатам экспериментов, выполненных на установке ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

3. На экспериментальной установке ПГВ (ЭНИЦ) выполнены эксперименты при давлении натурного парогенератора для ПДЛ с равномерной перфорацией. Выполнена верификация расчетного кода STEG по результатам экспериментов на установке ПГВ.

4. Выполнена кросс-верификация расчетного кода STEG для моделирования процессов в ПГ и расчетного кода TRAC (Национальная лаборатория в Лос-Аламосе, CILLA) применительно к стационарному режиму работы парогенератора ПГВ-1000М.

5. С помощью разработанного кода STEG выполнялись расчеты для горизонтальных парогенераторов повышенной мощности и расчеты по оптимизации схемы водопитания горизонтальных парогенераторов, находящихся в эксплуатации.

6. Выполнено сопряжение трехмерного кода STEG и отраслевого сквозного расчетного кода СОКРАТ для моделирования тяжелых аварий. Выполнен сопряженный расчет стационарного режима работы АЭС с ВВЭР-1000.

7. Разработана математическая модель взаимодействия высокотемпературного расплава с охладителем и расчетный код VAPEX для

моделирования взаимодействия жидкого кориума с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС.

8. Выполнена верификация расчетного кода УАРЕХ, предназначенного для моделирования перемешивания высокотемпературного расплава с охладителем, на результатах экспериментов, проведенных в ведущих зарубежных научных центрах.

9. С помощью расчетного кода УАРЕХ проанализировано взаимодействие высокотемпературного расплава материалов активной зоны с охладителем в корпусе реактора ВВЭР-1000. Показано, что нагрузки, возникающие при внутрикорпусном паровом взрыве не вызывают повреждение корпуса реактора.

10. С помощью разработанного кода УАРЕХ выполнены расчеты динамических нагрузок для случая внекорпусного взрыва в шахте реактора АЭС-2006 с вариантом УЛР №2. Определены оптимальные уровни воды в шахте реактора.

11. Расчетный код УАРЕХ вошел в состав отраслевого расчетного кода СОКРАТ для моделирования тяжелых аварий, и используется при обосновании безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР.

12. Разработана математическая модель и расчетный код для моделирования пространственных процессов в фильтровальной установке для АЭС с ВВЭР новых проектов. Проведен анализ режима охлаждения фильтровальной установки при запроектной аварии.

13. Выполнено расчетно-экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания охлаждения Нововоронежской АЭС-2. Результаты исследований используются для проектирования системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2.

14. Выполнена проверка методики оценки неопределенности, основанной на применении формулы Уилкса, по результатам эксперимента с большой течью теплосителя, выполненного на крупномасштабной интегральной установке БК-В-213. Выполнен анализ неопределённости результатов расчета запроектной аварии АЭС-2006 с двусторонним разрывом главного циркуляционного трубопровода.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Парфенов, Юрий Вячеславович, 2013 год

1. Министерство Российской Федерации по атомной энергии «Стратегия Развития Атомной Энергетики России в первой половине XXI века. Иллюстрация основных положений». Москва ФГУП «ЦНИИатоминформ». 2001

2. Б.Г.Гордон, Н.А.Пискунова О рекомендациях по повышению самозащищенности ядерных реакторов // Атомная энергия, т. 110, вып.2, февраль 2011, с. 117-119.

3. В.Г.Асмолов, В.Н.Блинков, О.М.Ковалевич Основы обеспечения безопасности АЭС. Учебное пособие. Москва, Издательский дом МЭИ, 2010, 96 с.

4. АЭС-2006. Техническое Задание на Разработку Базового Проекта. Федерального Агентство по Атомной Энергии, Москва, 2006

5. Bemuse Phase VI report. Status report on the area, classification of the methods, conclusions and recommendations, 2011, NEA/CSNI/R (2011) 4, March 2011

6. Ю.Б.Воробьев, Ю.В.Парфенов Выполнение расчетного анализа безопасности АЭС с помощью системного теплогидравлического кода улучшенной оценки. Лабораторный практикум. Учебное пособие. Издательский дом МЭИ, 2009, 48 с.

7. В.Г.Асмолов, В.Н.Блинков, Ю.В.Парфенов Основы обеспечения безопасности атомных электростанций. Лабораторный практикум. Учебное пособие. Издательский дом МЭИ, 2009, 72 с.

8. RELAP5-3D Code Manual. Code Structure System Models and Solution Methods.INEEL-EXT-98-00834-Vl.Idaho National Laboratory, 2005.

9. TRAC-M/Fortran 90 (Version 3.0): Theory Manual. July 2000. Los Alamos National Laboratory.LA-UR-00-910.

10. Bestion D., Geffraye G.The CATHARE Code. - CEA, SMTH/ldms/EM/2002-067, Grenoble, France, Apr. 2002.

11. Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 1.2 Cycle D. User's Manual. September 2001. GRS-P-1 / Vol.1.

12. Василенко В.А., Мигров Ю.А. и др. Опыт создания и основные характеристики теплогидравлического расчетного кода нового поколения КОРСАР // Теплоэнергетика. 2002. №11. С.11.

13. Верификационный отчет базовой версии расчетного комплекса СОКРАТ/В 1. Отчет ИБРАЭ РАН, Инв. № 1574-111/481-07/ИЯР-1, 2009.

14. Асмолов В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаждаемых реакторов // Атомная энергия. 1994. Т.76. Вып.4., с.282.

15. Нигматулин Б.И., Мелихов О.И., Соловьев C.JI. Состояние и развитие отечественных системных теплогидравлических кодов для моделирования аварийных и нестационарных процессов на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. 2001. №3. с. 17.

16. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Соловьев С.Л. Теплогидравлический код нового поколения. Современные тенденции развития // Теплофизика Высоких Температур, 2002. Т.40. №5. с.826.

17. Asmolov V.G., Blinkov V.N., Efanov A.D., Melikhov O.I., Sorokin A.P., Strizhov V.F. Problems of Heat and Mass Transfer and Safety in New Generation NPP Designs // Proceedings of the Baltic Heat Transfer Conference, September 1921, 2007, St. Petersburg, Russia. Editors: Prof. E.Fedorovich, Prof. B. Sunden. Petersburg: Publishing House of Polytechnical University, 2007. V.l. p.393.

18. Асмолов В.Г., Блинков B.H., Ефанов Е.Д., Мелихов О.И., Сорокин А.П., Стрижов В.Ф. Проблемы тепломассопереноса и безопасности в проектах АЭС нового поколения // Ориентированные фундаментальные исследования в обеспечение инновационных ядерных технологий, Сборник докладов на

расширенном заседании НТС 28 сентября 2007 г., Москва, ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ». 2007. с.55.

19. Asmolov V.G. A Lot of Work Ahead // Nuclear Plant Journal. 2012. Vol. 30, №.4. P.26-31.

20. В.Ф.Стрижов «Анализ состояния расчетных кодов для разработки и обоснования безопасности АЭС с легководными реакторами» Доклад на Совместном Заседании секций №1,8,10 Научно-Технического совета Госкорпорации «Росатом» от 04.07.2012 по теме: «Программное обеспечение для разработки и обоснования инновационных ядерных объектов (ЯР, АЭС и объекты ЗЯТЦ): достигнутый уровень, отечественные продукты в сопоставлении с зарубежными: опыт CASL (Consortium for Advanced Simulation of LWRs, US DOE, ORNL) ».

21. В.Ф.Стрижов «Состояние и перспективы развития сквозных детальных кодов для АЭС с легководными и жидкометаллическими реакторами» Доклад на Совместном Заседании секций №1,8,10 Научно-Технического совета Госкорпорации «Росатом» от 04.07.2012 по теме: «Программное обеспечение для разработки и обоснования инновационных ядерных объектов (ЯР, АЭС и объекты ЗЯТЦ): достигнутый уровень, отечественные продукты в сопоставлении с зарубежными: опыт CASL (Consortium for Advanced Simulation of LWRs, US DOE, ORNL) ».

22. Зейгарник Ю.А., Иванов Ф.П. К определению характерного линейного размера для теплогидравлических расчетов пористых структур // Теплофизика высоких температур. 2013, Т. 51, № 1. с.144-147.

23.Kataoka I., Ishii M. Mechanism and Correlation of Droplet Entrainment and Deposition in Annular Two-phase Flow // Argonne National Laboratory report ANL-82-44/NUREG/CR-2885/ 1982.

24. Ishii M. "One-Dimensional Drift-Flux Model and Constitutive Equations for Relative Motion Between Phases in Various Two-Phase Flow Regimes," Argonne National Laboratory Report ANL-77-47, 1977.

25. Kataoka I., Ishii M., Mishima K. Generation and size distribution of droplets in annular two-phase flow // J. Fluids Eng. 1983. Vol. 105. №2. P. 230-238.

26. Ishii M., Hibiki T. Thermo-fluid dynamics of two-phase flow // Springer Science and Business Media, 2006, 462 pages

27. Нигматулин Б.И. Исследование характеристик течения двухфазных дисперсно-кольцевых потоков в обогреваемых трубах // ПМТФ. 1973. №4. С.78.

28. Крошилин А.Е., Крошилин В.Е., Нигматулин Б.И. Гидродинамика газожидкостных дисперсно-кольцевых потоков в пучках стержней // ПМТФ. 1981. №4. С.ЗЗ.

29. Алипченков В.М., Зайчик Л.И., Мелихов О.И Моделирование дисперсно-кольцевых газожидкостных потоков в вертикальных каналах // Теплоэнергетика. 2001. №3. С.9.

30. Алипченков В.М., Зайчик Л.И., Зейгарник Ю.А., Мелихов О.И., Мостинский И.Л., Самигулин М.С., Соловьев С.Л., Стоник О.Г., Шагалиев P.M. Разработка трехжидкостной модели двухфазного потока для дисперсно-кольцевого режима течения в каналах. Препринт ОИВТРАН. М.: 2001. 53 с.

31. Valette М., Pouvreau J., Bestion D., Emonot P. Revisiting Large Break LOCA with the CATHARE-3 Three-Field Model // The 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (NURETH-13), Kanazawa City, Ishikawa Prefecture, Japan, September 27-October 2, 2009. CD. N13P1116.

32. Ishii M., Kim S., Uhle J. Interfacial Area Transport: Data and Models // OECD/CSNI Workshop on Advanced Thermal-Hydraulics and Neutronics Codes: Current and Future Applications, April 10-13, 2000, Barcelona, Spain (2000)

33. Wu Q., Kim S., Ishii M., Beus S.G. One-group interfacial area transport in vertical bubbly flow // Int. J. Heat Mass Transfer 1998 Vol.41 P.l 103-1112

34. Talley J., Kim S., Mahaffy J. Implementation and evaluation of one-group interfacial area transport equation in TRACE //Nuclear Engineering and Design. 2011. Vol.241 P.865-873

35. Нигматулин Р.И. Динамика многофазных сред, т.1,2 - М.: Наука, Гл. ред. физ.-мат. лит., 1987. - 464 с.

36. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Емельянов Д.А., Парфенов Ю.В. Разработка и валидация расчетного кода для моделирования пузырьковых течений на основе двухскоростной двухтемпературной модели с уравнением переноса межфазной поверхности // Фундаментальные исследования, №4 (часть 6), 2013, с. 319-322.

37. Morel С., Boudier Р. Validation of the CATHARE code against PERICLES 2D reflooding tests // The 9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (NURETH-9;, San Francisco, U.S.A., 1999.

38. Dor I., Morel С., Bazin P., Boudier P. Assessment of the CATHARE 3D module for LBLOCA simulation // The 1 Ith International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (NURETH-11), Avignon,France, October 2-6, 2005.

39. Мигров Ю.А., Коротаев В., Данилов И.Г., Владимиров A.B., Гудошников А., Вербицкий Ю.Г., Артемов В., Шемаев Ю. Совершенствование и модернизация PK КОРСАР/ГП в обеспечение расчётных анализов безопасности РУ ВВЭР // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

40. Алипченков В.М., Беликов В.В., Давыдов A.B., Емельянов Д.А., Мосунова H.A. Рекомендации по выбору замыкающих соотношений для расчета потерь давления на трение в контурах АЭС с ВВЭР// Теплоэнергетика, №5, 2013, С.28

41. Капустин A.B., Долганов К.С. Томащик Д.Ю. Моделирование тяжелоаварийных сценариев на АЭС ТРИ-МАЙЛ-АЙЛЕНД в рамках бенчмарка WGAMA TMI-2 BENCHMARK EXERCISE с помощью кода СОКРАТ // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

42. Долганов К.С., Томащик Д.Ю., Киселев А.Е., Цаун C.B. Результаты оперативного анализа аварии на АЭС "ФУКУСИМА-Г', выполненного в марте

2011 // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

43. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках // Теплоэнергетика, 1993, №6, с.54-60

44. Лабунцов ДА., Муратова Т.М. О моделировании аварий в системах ЯЭУ // Теплоэнергетика, 1992, №10, с.19-21

45. Гордон Б.Г., Ковалевич О.М. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках // Теплоэнергетика, 1992, №10, с.8-12

46. Эйгенсон Л.С. Моделирование. М.: Советская наука, 1952

47. Гухман А.А. Применение теории подобия к исследованию процессов тепло-и массообмена. М: Высшая школа, 1967

48. Гордон Б.Г., Гуцалов А.Т. Верификация программных средств для расчета аварийных режимов АЭС// Теплоэнергетика, 1993, №8, с.25-28

49. Виденеев Е.Н., Елкин И.В., Липатов И.А., Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В., Бычкова Г.В. Эксперимент с течью теплоносителя, выполненный на стенде // Теплоэнергетика, 2001, №12, с. 18-21

50. Melikhov O.I., Melikhov V., Parfenov Yu., Gavritenkova О., Lipatov I., Elkin I., Batless P., Analysis of the WER standard Problem INSC-PSBV1 "11% Coolant leak from upper plenum" with RELAP5/MOD3.2 Proceedings of the 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP'04 sponsors: ANS, Sociedad Nuclear Espanola, SNE, Société Française d'Energie Nucleaire, SFEN, Atomic Energy Society of Japan, AESJ, Korean Nuclear Society, KNS. Pittsburgh, PA, 2004. C. 1694-1704.

51. Блинков B.H., Мелихов О.И., Мелихов В.И., Елкин И.В., FIhkohob С.М., Парфенов Ю.В. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР. //Новое в российской электроэнергетике - 2010. - № 11.-С.21-33. 13

52. Melikhov O.I., Blinkov V.N., Melikhov V.I., Parfenov I.V., Lipatov I.A., Elkin I.V., Boltenko E.A. Thermal-Hydraulic Experimental Studies on Safety and Efficiency of NPP with VVER // Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering. - July 17-20, 2006. - Miami, Florida, USA-ICONE14-89192.

53. Seok Cho, Hyun-Sik Park, Ki-Yong Choi, Kyong-Ho Kang, Yeon-Sik Kim, Won-Pil Baek System-core hydraulic interaction during a reflood phase of a cold LBLOCA in the ATLAS integral effect test facility // Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering ICONE 17 July 12-16, 2009, Brussels, Belgium, CD. ICONE 17 - 75101

54. Гордон Б.Г. Эволюция безопасности АЭС // Электрические станции, №12, 2011, с.6-11

55. Bestion D., Neptune. An overview of the Project //Proceedings of the CATHARE-NEPTUNE International Seminar May 10-12, 2004 - Grenoble, IV-2 paper, CD

56. A.Bergeron A., Bestion D., Gamier J., Hervieu E., Noel В., Pascal-Ribot, Soussan D., Decossin E., Peturaud P., Pujet S. Neptune. Physical validation plan // Proceedings of the CATHARE-NEPTUNE International Seminar May 10-12, 2004 - Grenoble, V-3-paper, CD

57. U.S.NRC. Rod Bundle Heat Transfer Test Facility Test Plan and Design. The Pennsylvania State University, July 2010, NUREG/CR-6975

58. Geffraye G., Bazin P., Pichon P., Bengaouer A. CCFL in Hot Legs and Steam Generators and Its Prediction with the CATHARE code // Proceedings of the 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Septemberl0-15, 1995, pp.815-826

59. Prasser H.-M., ВцА^ег, A., Zschau, J. A New Electrode-Mesh Tomograph for Gas-Liquid Flows, Flow Measurement and Instrumentation 9, 1998, p.l 11-119.

60. Prasser H.M., Krepper E., Lucas D. Evolution of the Two-Phase Flow in a Vertical Tube - Decomposition of Gas Fraction Profiles according to Bubble Size

Classes using Wire-Mesh Sensors // International Journal of Thermal Sciences 41, 2002, pp. 17-28.

61. Prasser H.M., Misawa M., Tiseanu I. Comparison between wire-mesh sensor and ultra-fastX-ray tomograph for an air-water flow in a vertical pipe //Flow Measurement and Instrumentation 16, 2005, p.73-83.

62. Prasser, H.M., Beyer M., Bi;ttger A., Carl H., Lucas D., Schaffrath A., Schttz P., Weiü F.P., Zschau J. Influence of the pipe diameter on the structure of the gas-liquid interface in a vertical two-phase pipe flow // Nuclear Technology Vol.152, 2005, Oct, 3-22.

63. Vanga B.N., Zaruba A., KrepperE., Prasser H.M. Experimental investigation of the hydrodynamics of confined bubble plumes in water and viscous media //NURETH-11, Avignon, France, October 2-6, 2005, paper 456.

64. Prasser FI.M., Scholz D., Zippe C. Bubble-size measurement using wire-mesh sensors // Flow Measurement and Instrumentation 12/4, 2001, p.299-312.

65. Prasser, H.-M., Beyer, M., Carl, H., Gregor, S., Lucas, D., Pietruske, H., Schütz, P., Weiss, F.-P.: Evolution of the Structure of a Gas-Liquid Two-Phase Flow in a Large Vertical Pipe, NURETH-11, Avignon, France, October 2-6, 2005, paper 399.

66. Prasser H.M., Baldauf D., Fietz J., Hampel U., Hoppe D., Zippe C., Zschau J., Christen M., Will G. Time Resolving Gamma-Tomography for Periodically Changing Gas Fraction Fields // Flow Measurement and Instrumentation 14, 2003, Vol.3, pp. 119-125.

67. Prasser, H.-M., Baldauf, D., Fietz, J., Flampel, U., Hoppe, D., Zippe, C., Zschau, J., Christen, M., Will, G.: Time Resolving Gamma-Tomography for Periodically Changing Gas Fraction Fields, Flow Measurement and Instrumentation 14 (2003)3 pp. 119-125.

68. Saito Y., Mishima K., Tobita Y., Suzuki T., Matsubayashi M. Visualization and Measurements of Velocity Fields and Void Fraction in Gas-liquid Metal Two-Phase Flow by Neutron Radiography// 4th International Conference on Multiphase Flow, May 27 - June 1, 2001, New Orleans, USA, paper 866.

69. Gutz J., Zick K., Kreibich W. Possible optimisation of pastes and the according apparatus in process engineering by MRI flow experiments// Chemical Engineering and Processing 42, 2003, p.517-534.

70. Gladden L.F., Lim M.H.M., Mantle M.D., Sederman, A.J. Stitt E.H. MRI visualisation of two-phase flow in structured supports and trickle-bed reactors // Catalysis Today 79-80, 2003, 203-210.

71. Barnes E.C., Wilson D.I., Johns M.L. Velocity pro filing inside a ram extruder using magnetic resonance (MR) techniques // Chemical Engineering Science 61, 2006, pp.1357—1367.

72. Reyes J.N., Lafi A.Y., Saloner D. The use of MRI to quantify multi-phase flow patterns and transitions: an application to horizontal slug flow // Nuclear Engineering and Design V.184, 1998, 213-228.

73. Choo Y.J., Song C.H. PIV Measurements of Turbulent Jet and Pool Mixing Produced by a Steam Jet Discharge in a Subcooled Water Pool // Nuclear Engineering and Design, 2010, V.240, p.2215-2224.

74. Dominguez-Ontiveros E.E., Hassan Y.A. Non-Intrusive Experimental Investigation of Flow Behavior inside a 5x5 Rod Bundle with Spacer Grids using PIV and MIR // Nuclear Engineering and Design, 2009, V.239, p.888-898.

75. Tar D., Baranyai G., Ezsol G., Toth I. Experimental Investigation of Coolant Mixing in VVER Reactor Fuel Bundles by Particle Image Velocimetry // Proceedings of Workshop "Experiments and CFD Code Application to Nuclear Reactor Safety (XCFD4NRS), Grenoble, France, 10-12 September, 2008.

76. Dinh N., Mousseau V., Nourgaliev R., Youngblood R. A Next Generation of Nuclear Plant System Analysis Codes to Support Risk-Informed Safety Margin Characterization // The 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (NURETH-13), Kanazawa City, Ishikawa Prefecture, Japan, September 27-October 2, 2009. CD.N13P1363.

77. Cockburn В. An Introduction to the Discontinuous Galerkin Method for Convection-dominated Problems // SIAM J. Sci. Comput. 2001, Vol. 16, pp. 173261.

78. Dolejsi V. On the Discontinuous Galerkin Method for the Numerical Solution of the Navier-Stokes Equations // Int. J. Numer.Meth. Fluids.2004. Vol. 45, p. 10831106.

79. Бахвалов H.C. Численные методы. M.: Наука, 1973. 632 с.

80. Nurgaliev R., Mousseau V., Dinh N. Requirements, Architecture and Computational Platform of a Next Generation System Code // International RELAP User Group August 11-13, 2009, Park City, UT, USA.

81. Мигров Ю.А. Коротаев В. Румянцев С.Н. Быков М. Мохов В.В. Кудрявцев О.В. Создание и верификация объединенного комплекса программ КОРСАР/ГП-ЛОГОС в обеспечение ЗО-моделирования сопряженных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов ВВЭР// Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

82. Литышев А.В. Пантюшин С.И. Гаспаров Д.Л. Аулова О.В. Букин Н.В. Быков М.А. Долганов К.С. Томащик Д.Ю. Киселев А.Е. Результаты адаптации и опытного применения расчетного кода СОКРАТ с использованием суперкомпыотерных технологий // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

83. Гребенников А.Н., Деулин А.А., Маношина И.О., Денисова О.В., Циберева Ю.А., Кривонос А.С., Тарасова Н.В., Ялозо А.В., Салова И.Н., Быков М.А., Мохов В.А., Кудрявцев О.В., Шарапов Р.А., Масленникова О.В., Мигров Ю.А., Румянцев С.Н., Большухин М.А., Свешников Д.Н., Богатырев Д.П., Орехова Е.Е., Гоголев Н.А., Иванов М.А. Адаптация, верификация и использование пакета программ ЛОГОС для решения задач атомной энергетики // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

84. Безлепкин В.В. Кухтевич В.В. Образцов Е.П. Мигров Ю.А. Деулин А.А. Программно-технический комплекс «Виртуальный энергоблок АЭС с ВВЭР» (ПТК «ВЭБ») для проверки проектных решений АЭС-2006 // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, 28-31 Мая 2013 г., Сборник трудов на CD

85. Драгунов Ю.Г., Быков М.А., Блинков В.Н., Мелихов О.И., Мелихов В.И. Основные результаты и проблемы теплофизических экспериментальных исследований по обеспечению безопасности и эффективности АЭС с ВВЭР //Сборник трудов 4-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-25 мая 2005 г., Подольск

86. U.S.NRC. 10 CFR Part 50, Emergency Core Cooling Systems; Revision to Acceptance Criteria. US Federal Register, Vol.53, No 180, September 1988

87. Dmitriev A., Islamov R., Korotin V., Petrov D. Probabilistic Risk Assessment -Uncertainty Analysis. Report for US NRC. IBRAE RAS, 2003.

88. Исламов P.T., Дядюра C.C., Аржаев K.A., Филиппов А.С., Артемьева М.М. Сравнение двух методов определения дефектов технических систем // Атомная Энергия. 2011. Т. 110. Вып. 6. С. 303-307.

89. D'Auria F., Giannotti W. Development of Code with capability of Internal Assessment of Uncertainty //Nuclear Technology, vol. 131, 2000, p. 159

90. A.Petruzzi, F. D'Auria, W. Giannotti, K. Ivanov, "Methodology for Internal Assessment of Uncertainty and Extension to Neutron Kinetics/Thermal-Hydraulics Coupled Codes", Nuclear Science and Engineering, Vol. 149, No. 2, 2005, pp.211.

91.F.D.Auria The origin of uncertainties. Lecture 7A //Seminar and training on Scaling, Uncertainty and 3D Coupled calculations in nuclear technology, 3D SUNCOP (June 20 - July 8, 2005, Zagreb, Croatia), Сборник трудов семинара на CD

92. Bemuse Phase IV report. Simulation of a LB-LOCA in ZION Nuclear Power Plant, 2008, NEA/CSNI/R (2008) 26, November 2008

93. Glaeser H. Uncertainty Evaluation of thermal-hydraulic code results //Proceedings of International Conference "Best-Estimate Methods in Nuclear Installation Safety Analysis (BE-2000), Washington, DC, November,2000

94. Chojnacki E., Ounsy A. The IPSN method for uncertainty and sensitivity analysis and the assosiated software: SUNSET // Proceedings of ICONE 4, 1996,vol.3, p.550, Lousiana, USA.

95. Batet L. Outline of BEPU Spanish methodology (application to LOFT L2-5) //Lecture 15A, Seminar and training on Scaling, Uncertainty and 3D COuPled calculations in nuclear technology, 3D SUNCOP 2006 (January 23 - February 10, 2006, Barcelona, Spain), Сборник трудов на CD

96. F.D'Auria, Gianotti W. Development of Code with capability of Internal Assessment of Uncertainty // J.Nuclear Technology, Vol.131, Nol, pp.159-196, August 2000

97. Bemuse Phase II report, Re-analysis of the ISP-13 Exercize, Post Test Analysis of the LOFT L2-5 Test Calculation; NEA/CSNI/R(2006)2, May 2006

98. В.Г.Асмолов, В.Н.Блинков, В.И.Мелихов, О.И.Мелихов, Ю.В.Парфенов, Д.А.Емельянов, А.Е.Киселев, К.С.Долганов «Современное состояния и тенденции развития системных теплогидравлических кодов за рубежом»// Теплофизика высоких температур, 2014, том 52, № 1, с. 1-13

99. Федоров Л.Ф., Титов В.Ф., Рассохин Н.Г. Парогенераторы атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1992

100. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. — М.: Энергоатомиздат, 1987.-384 с

101. Б.ИЛукасевич, Н.Б.Трунов, Ю.Г.Драгунов, С.Е.Давиденко Парогенераторы реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004 - 391 с.

102. Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. - М.: Энергоатомиздат, 2001. - 316 с.

103. Н.Б.Трунов, Б.И.Лукасевич, В.В.Сотсков, С.А.Харченко Прошлое и будущее горизонтальных парогенераторов // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник Трудов Семинара, 3-5 октября 2006 года. ФГУП ОКБ «Гидропресс», Сборник трудов на CD

104. Мелихов В.И. Моделирование нестационарных теплогидравлических процессов на АЭС с ВВЭР. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Москва, 2004

105.Trunov N. Vertical steam generators for WER: Myths and reality // Proceedings of 6-th CNS International Steam Generator Conference. 15-17 November 2009, Toronto, Canada.

106. Драгунов Ю.Г., Лукасевич Б.И., Трунов Н.Б., Харченко С.А., Сотсков В.В. Парогенератор ПГВ-1500. Новые задачи и решения. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 9. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2005, с. 3 - 14.

107. Трунов Н.Б., Сотсков В.В., Агеев А.Г., Левченко Ю.Д. Исследование усовершенствованной сепарационной системы ПГВ-1500 //7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, 3-5 октября 2006, ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, Сборник тезисов докладов, с.81-82.

108. Трунов Н.Б., Драгунов Ю.Г., Башок Г.Ф. Основные вопросы эксплуатации и проектирования ПГ АЭС с ВВЭР // Шестой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 22-24 марта 2004 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

109. Н.Б.Трунов, Б.И.Лукасевич, В.В. , С.А.Харченко Прошлое и будущее горизонтальных парогенераторов // Седьмой Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник Трудов Семинара, 3-5 октября 2006 года. ФГУП ОКБ «Гидропресс», Сборник трудов на CD

110. Трунов Н.Б., Рыжов С.Б., Давыденко С.Е. Горизонтальные парогенераторы: вызовы и перспективы // Восьмой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 19-21 Мая 2010 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

111. Трунов Н.Б., Давиденко С.И., Попадчук B.C., Жуков Р.Ю., Давиденко H.H., Березанин A.A., Ловчев В.Н., Гуцев Д.Ф., Усанов Д.А. Современное состояние проблемы управления ресурсом ПГ АЭС с ВВЭР // Восьмой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 19-21 Мая 2010 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

112. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В., Трунов Н.Б. Верификация программного комплекса STEG на основе теплогидравлического расчета номинального режима работы ПГВ-1000 // Шестой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 22-24 марта 2004 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

113. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Неровное A.A., Трошин A.B. Валидация кода STEG на экспериментальных данных. // 8-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 19-21 мая 2010. Сборник докладов на CD.

114. Маргулова Т.Х., Зорин В.М., Горбуров В.И. Совершенствование внутрикорпусных устройств парогенератора ПГВ-1000. // Теплоэнергетика, 1988, №11, с.43-47.

115. Горбуров В.И., Зорин В.М. Моделирование на ЭВМ гидродинамики водяного объема парогенератора ПГВ-1000. // Теплоэнергетика, 1994, № 5, с.22-29.

116. Горбуров В.И., Зорин В.М., Рассохин Н.Г. Метод предельной оценки естественной циркуляции двухфазных сред в сложных пространственных контурах // Теплоэнергетика, 1992, №2, с.46-50.

117. Горбуров В.И., Зорин В.М., Каверзнев М.М. О естественной циркуляции в пучке труб, погруженном в объем кипящей жидкости // Теплоэнергетика, 1994, №1, с.33-39.

118. Горбуров В.И., Зорин В.М., Харитонов Ю.В. О контроле водного режима парогенерирующих устройств // Теплоэнергетика, 1994, №7, с.25-30.

119. Горбуров В.И., Зорин В.М., Харитонов Ю.В. Распределение растворимых примесей в водяном объеме парогенерирующих устройств // Вестник МЭИ, 1996, №3,с.41-50.

120. Зорин В.М., Горбуров В.И. Об организации водного режима в паропроизводящих установках // Теплоэнергетика, 2000, №6, с.41-45.

121. International Seminar of Horizontal Steam Generator Modelling, vol.1, 2, March 11-13, 1991, Lappeenranta, Finland.

122. Second International Seminar of Horizontal Steam Generator Modelling, September 29-30, 1992, Lappeenranta, Finland.

123. Third International Seminar on Horizontal Steam Generators, October 18-20, 1994, Lappeenranta, Finland.

124. Fourth International Seminar on Horizontal Steam Generators, September 2930, 1995, Lappeenranta, Finland.

125. Fifth International Seminar on Horizontal Steam Generators, March 20-22, 2001, Lappeenranta, Finland.

126. Шестой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 22-24 Марта 2004 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

127.Седьмой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 3-5 Октября 2006 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

128. Восьмой Международный Семинар по Горизонтальным Парогенераторам, 19-21 Мая 2010 года, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск

129. Нигматулин Р.И. Основы механики гетерогенных сред. М.: Наука, 1978.

130. Делайе Дж. и др. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. -М.: Энергоатомиздат, 1984.

131. Кузнецов 1СШ. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1989.

132. Крошилин В.Е. Гидродинамика парожидкостного потока в активной зоне энергетической установки в аварийных режимах работы. - Дисс. на соискание уч. степени д.ф.-м.н., М.: МГУ, 1991.

133. Веселовский А.Н., Животягин А.Ф., Крошилин А.Е., Крошилин В.Е. Анализ пространственных течений неравновесных двухфазных смесей // Теплоэнергетика, 1995, №5, с.26-31.

134. А. Е. Крошилин, В. Е. Крошилин, А. В. Смирнов Численное исследование трехмерных течений пароводяной смеси в корпусе парогенератора ПГВ-1000 // Теплоэнергетика. - 2008. - N 5. - С. 12-19 .

135. Z.V. Stosic, V.D. Stevanovic, Multiphasing CFD, Proceeding of ICONEIO, 10th International Conference of Nuclear Engineering, Arlington, USA, April 14-18, 2002, p.38. - электрон, опт. диск (CD-ROM).

136. Z.V. Stosic, V.D. Stevanovic, Advanced three-dimensional two-fluid porous media method for transient two-phase flow thermal-hydraulics in complex geometries, Numerical Heat Transfer, Part B: Fundamentals: An International Journal of Computation and Methodology, 2002, V.41, p 263-289.

137. Stevanovic V.D., Stosic Z.V., Kiera M., Stoll U. Horizontal Steam Generator Thermal-Hydraulics at Various Steady-State Power Levels. // Proceedings of ICONEIO, ICONE10-22451, 10th International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, VA, April 14-18, 2002.

138. Stevanovic V.D., Stosic Z.V., Kiera M., Stoll U. Numerical Simulation and Analyses of the Loss of Feedwater Transient at the Unit 4 of Kola NPP. // Proceedings of ICONEIO, ICONE 10-22452, 10th International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, VA, April 14-18, 2002.

139. B.B. Сергеев, A.A. Казанцев, 3D модель ПГВ-1000 на основе кода TRAC, Сборник трудов 6-го международного семинара по горизонтальным

парогенераторам, 22-24 марта 2004 г, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск. -электрон, опт. диск (CD-ROM).

140. B.B. Сергеев, B.B. Евстифеев, A.A. Казанцев, А.Н. Поздняков, 3D модель ПГВ-1500 на основе кода TRAC, Сборник трудов 4-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС», 23-26 мая, 2005 г., г. Подольск, Россия - электрон, опт. диск (CD-ROM).

141. Н.Б. Трунов, А.И. Фильчуков, Ю.К. Ситник, A.A. Казанцев, В.В, Сергеев, Модель для исследования теплогидравлики горизонтальных парогенераторов, исходные задачи и цели, Сборник трудов 7-го международного семинара по горизонтальным парогенераторам, 3-5 октября 2006, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск. - электрон, опт. диск (CD-ROM).

142. V. Hovi, М. Ilvonen, PORFLO Simulations of Loviisa Horizontal Steam Generator, Research report VTT-R-01406-10, 2010, p.36.

143. Трунов Н.Б., Сотсков B.B., Агеев А.Г., Левченко Ю.Д. Исследование усовершенствованной сепарационной системы ПГВ-1500 //7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, 3-5 октября 2006, ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, Сборник тезисов докладов, с.81-82.

144. Трунов Н.Б., Сотсков В.В., Агеев А.Г., Васильева Р.В. Расчетное обоснование сепарационной схемы парогенератора ПГВ-1500. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 13. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2006

145. Идельчик И.Е. Аэродинамика промышленных аппаратов, Издательство «Энергия», М.-Л, 1964 г. - 725 с.

146. Майзель С.С. Организация равномерной загрузки парового объема барабанов котлов, Электрические станции, № 6, 1954 г.

147. Трунов Н.Б., Сотсков В.В., Левченко Ю.В. Усовершенствованная сепарационная система ПГВ-1500 // Тяжелое машиностроение, 2008, №1 с.8-13

148. Липец А.У., Стекольников В.В., Титов В.Ф., Таранков Г.А., Локшин В.А., Малкис В.А. О возможности организации экономайзерного участка в горизонтальных парогенераторах//// 6-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, 22-24 марта 2004, ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, Сборник тезисов докладов, с.69.

149. Безруков Ю.А., Кабанова Л.С., Сотсков В.В., Трунов Н.Б., Воронин A.A., Ефанов А.Д., Колесник В.П., Левченко Ю.Д. Оптимизация перфорации пароприемного дырчатого листа ПГВ-1500. Четвертая международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", 23-25 мая 2005, сборник на CD-диске, с. 1-10.

150. Безруков Ю.А., Сотсков В.В., Трунов Н.Б., Ефанов А.Д., Левченко Ю.Д. Оптимизация перфорации пароприемного дырчатого листа ПГВ-1500. //7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, 3-5 октября 2006, ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, Сборник тезисов докладов, с.99.

151. Трунов Н.Б., Сотсков В.В., Агеев А.Г., Васильева Р.В. Расчетное обоснование сепарационной схемы парогенератора ПГВ-1500. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 13. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2006

152. Сергеев В.В., Евстифеев В.В., Казанцев A.A., Поздняков А.Н., Трунов Н.Б., Фильчуков А.И., Ситник Ю.К. Верификация кода TRAC на гидродинамической модели трубного пучка ПГВ-1500 // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, 3-5 октября 2006, ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, Сборник тезисов докладов, с.75-76.

153. Мелихов О.И., Нигматулин Б.И., Мелихов В.И., Маслова И.Н. Численное моделирование горизонтального парогенератора // Сборник докладов. Первая Российская национальная конференция по теплообмену. - Москва. - 1994. -Т.VI. -С.130-135.

154. Melikhov O.I., Melikhov V.I., Nigmatulin B.I. Mathematical Modeling of Horizontal Steam Generator // The 2nd International Conference on Multiphase Flow. - Kyoto, Japan, Proceedings. - April 3-7, 1995. - V.4. - P. P8-9- P8-15.

155. Melikhov O.I., Melikhov V.I., Nigmatulin В J. Thermal-Hydraulic Analysis of Horizontal Steam Generator. // The First International Symposium on Two-Phase Flow Modelling and Experimentation. - Rome, Italy. - 9-11 October, 1995. - V.l. -P.511-518.

156. Мелихов О.И. Нестационарные термогидродинамические процессы в двухфазных средах. // Диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук,- М.: ИПМ АН СССР, 1996 - 429 С.

157. Мелихов О.И. Нестационарные термогидродинамические процессы в двухфазных средах. // Автореферат докторской диссертации - М.: ИПМ АН СССР, 1997.-36 С.

158. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Урбан Т.В. Численное моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 // Тезисы докладов отраслевой конференции "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)». - Обнинск. - 29-31 мая 2001 г.-С. 122.

159. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Урбан Т.В. Анализ теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 с помощью кода STEG // Сборник тезисов докладов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". - г.Подольск. - 19-23 ноября, 2001 г. - С. 113.

160. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Урбан Т.В. Анализ теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 с помощью кода STEG // Сборник трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г.Подольск. - 19-23 ноября, 2001 г. -Т. 4. -С. 242-245.

161. Melikhov O.I., Melikhov V.l., Urban T.V. Thermal-Hydraulic Analysis of Horizontal Steam Generator PGV-1000 with STEG Code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2002. - 14-16 May, 2002. - Stuttgart, Germany. -P.121-124.

162. Мелихов О.И., Мелихов В.И., V.l., Урбан T.B. Математическое моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 // Теплоэнергетика. - 2002. - №5. - С.70-74.

163. Melikhov O.I., Melikhov V.l., Parfenov Yu.V., Trunov N.B. Comparative Analysis of Horizontal Steam Generators PGV-1000 with Corridor and Staggered Tube Bundles by STEG code // Proceedings of IAEA Workshop, Technical Meeting on Steam Generator Problems, Repair and Replacement, Rez, Czech Republic. - 4-6 February, 2003.

164. Melikhov O.I., Melikhov V.l., Parfenov Yu.V., Trunov N.B. Analysis of Thermal Hydraulics and Solubale Impurity Distribution in Horizontal Steam Generator PGV-1000 with STEG Code // Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engeneering, Tokyo, Japan. - April 20-23, 2003. - ICONE11-36156.

165. Melikhov O.I., Dragunov Ju.G., Trunov N.B., Blinkov V.N., Melikhov V.l., Parfenov I.V. Analysis of Thermal Hydraulics and Soluble Impurity Distribution in Horizontal Steam Generator PGV-1000 with Staggered and Corridor Tube Bundle with STEG Code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2003. -Berlin, Germany. - 20-22 May, 2003. - P.85-88.

166. Melikhov O.I., Trunov N.B., Melikhov V.l., Parfenov I.V. Analysis of Thermal Hydraulics and Soluble Impurity Distribution in Horizontal Steam Generator PGV-1000 with STEG Code // Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering Tokyo, Japan. - April, 20-23, 2003. - ICONE11-36156.

167. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Трунов Н.Б., Парфенов Ю.В. Анализ теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе с помощью

кода STEG // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник трудов на CD. - Подольск. - 3-5 октября 2006 г.

168. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. Математическое моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе с помощью кода STEG // Новое в российской электроэнергетике - 2008. - № 8. — С.21-33.

169. Parfenov Y.V., Melikhov O.I., Melikhov V.I., Elkin I.V. Thermal-hydraulic studies of the steam separation in horizontal steam generator at PGV test facility // Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engeneering, Brussel, Belgium. - June 12-16, 2009. - ICONE17- 75276.

170. Мелихов О.И., Трунов Н.Б.., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. Расчетно-теоретический анализ распределения теплогидравлических параметров и концентрации растворенных примесей в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000М с помощью кода STEG // Атомная энергия. 2004. Т.96, №6, с.448-450

171. Blinkov V.N., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Y.V., Nerovnov A.A. Analysis of thermal-hydraulic processes in the experimental model of horizontal steam generator with STEG code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2011. - Berlin, Germany. - 17-19 May, 2011

172. Dowlati, R., Kawaji., M., Chan, A.M.C. Pitch-to-diameter effect on two-phase flow across an in-line tube bundle. AIChE Jornal, Volume 36, Issue 5, pages 765772, May, 1990

173. Колбасников A.B. Разработка методов расчета гидродинамики двухфазной среды и теплообмена в поперечноомываемых поверхностях нагрева парогенераторов на основе экспериментальных исследований // Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук - М.: ОАО ВТИ, 2000 г.-216 С.

174. Ishii М., Zuber N. Drag coefficient and relative velocity in bubble, droplet and particulate flows // AIChE J.25, 843-855, 1979.

175. Simovic Z.R., Ocokoljic S., Stefanovic V.D. "Interfacial friction correlations for the two-phase flow across tube bundles", International Journal of Multiphase Flow 33 (2007)217-226

176. Лабунцов Д.А., Ягов B.B. Механика двухфазных систем // М.: Издательство МЭИ, 2000, 374 с.

177. Kataoka I., Ishii М. Mechanism and Correlation of Droplet Entrainment and Deposition in Annular Two-phase Flow // Argonne National Laboratory report ANL-82-44 (NUREG/CR-2885), 1982.

178. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения, М.: Издательство «Мир», 1972.-440.

179. М. Ishii, "One-Dimensional Drift-Flux Model and Constitutive Equations for Relative Motion Between Phases in Various Two-Phase Flow Regimes," Argonne National Laboratory Report ANL-77-47 (1977).

180. Ishii M., Chawla T.C., "Local Drag Laws in Dispersed Two-Phase Flow," Argonne National Laboratory report ANL-79-105 (NUREG/CR-1230) (December 1979).

181. Kataoka I, Ishii M., Mishima K. Generation and size distribution of droplets in annular two-phase flow // J. Fluids Eng. 1983. Vol. 105 №2. P. 230-238.

182. Ishii M., Hibiki T. Thermo-fluid dynamics of two-phase flow. New York, Springer, 2006, 462 p.

183.Неровнов A.A., Парфенов Ю.В., Мелихов В.И., Мелихов О.И. Сравнительный анализ расчетных выражений для двухскоростной модели при поперечном обтекании пучка труб двухфазным потоком пароводяной смеси // Теплоэнергетика - 2012. - №9. - С.77-80.

184. Blinkov V.N., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Y.V., Nerovnov A.A. Comparative analysis of the interfacial friction correlations for the two-velocity model of the two-phase flow across tube bundles // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2012. - Stuttgart, Germany. - 22-24 May, 2012. 10

185. Кузнецов Ы.В., Щербаков А.З., Титова Е.Я. Новые расчётные формулы для сопротивления поперечно обтекаемых трубных пучков. Теплоэнергетика, 1954, №9, с.27-32.

186. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям, М.: Машиностроение, 1992, с.

187. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы), М.: Энергоатомиздат, 1990, 360 с.

188. Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Неровное A.A., Парфенов Ю.В. Сравнение двух подходов для расчета силового взаимодействия двухфазного потока с трубным пучком // Известия Вузов. Ядерная энергетика -2012. - №3. - С.3-8.

189. Методические указания. Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС. РД 24.035.05-89. // Ленинград. Министерство тяжелого, энергетического и транспортного машиностроения СССР. 1991,211 с.

190. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Неровнов A.A. Влияние моделей межфазного сопротивления на расчеты течения пароводяной смеси в парогенераторе // Вестник МЭИ, 2012, №1, С.43-48.

191. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Якуш С.Е., Петросян A.B. Численное моделирование перемешивания потоков с различной концентрацией бора кодом REMIX // Ядерная энергетика. - 2005. - № 3. - С. 47-59.

192. А.А.Неровнов «Разработка и валидация математической модели пространственного течения двухфазной пароводяной среды в объеме парогенератора», Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.03- Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Москва, 2012

193. IAEA-TECDOC-1539. «Use and Development of Coupled Computer Codes for the Analysis of Accidents at Nuclear Power Plants Proceedings of a technical meeting held in Vienna, 26-28 November 2003», January 2007.

194. Papukchiev A., Lerchl G., Waata C., Frank Т., "Extension of the Simulation Capabilities of the ID System Code ATHLET by Coupling with the 3D CFD Software Package ANSYS CFX. The 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13), N13P1028, Kanazawa City, Ishikawa Prefecture, Japan, September 27-October 2, 2009.

195. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных электростанций: Учебник для вузов.-- М.: Энергоатомиздат, 1999, 928 с.

196. Gronenberg A.W., Benz R. (1980) Vapor explosion phenomena with respect to nuclear reactor safety assessment. - Advances in Nuclear Science and Technology, 1980, v.12, p.247-334.

197. Reid R.C. (1983) Rapid phase transitions from liquid to vapor. - Advances in Chemical Engineering, 1983, v. 12, p. 105-208.

198. Fletcher D.F., Andercon R.P. (1990) A review of pressure-induced propagation models of the vapour explosion process. - Progress in Nuclear Energy, 1990, v.23, N 2, p. 137-179.

199. Witte L.C. and Cox J.E. (1973) Thermal explosion hazards. - Advances in Nuclear Science and Technology, 1973, AP, v.7, p.329-364.

200. Theofanous T.G. (1993) The study of steam explosions in nuclear systems. - Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25-29 Oct. 1993, Tomakomai, p.5-26.

201. Fletcher D.F. (1993) Steam explosion triggering: a review of theoretical and experimental investigations. - Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25-29 Oct. 1993, Tomakomai, p.l 11-117.

202. El-Genk M.S., Matthews R.B., Bankoff S.G. (1987) Molten fuel-coolant interaction phenomena with application to carbide fuel safety. - Progress in Nuclear Safety, 1987, v.20, N 3, p.151-198.

203. М.В.Давыдов "Математическое моделирование процессов взаимодействия высокотемпературного расплава с охладителем в ходе тяжелой аварии на АЭС с водоохлаждаемой реакторной установкой", Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.03- Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Москва, 2010

204. Н.А.Ртищев «Определение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии расплава с теплоносителем», Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.03- Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Москва, 2013

205. Chu С.С., Sienicki J.J., Spencer B.W., Frid W. and Lowenhielm G. (1995) Ex-vessel melt-coolant interactions in deep water pool: studies and accident management for Swedish BWRs. - Nuclear Engineering and Design, 1995, v. 155, p. 159-213.

206. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1995) Breakup of melt jets as pre-condition for premixing. - Nuclear Engineering and Design, 1995, v. 155, p. 159213.

207. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1993a) Breakup of melt jets as pre-condition for premixing: modeling and experimental verification. - Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5-8, 1993, Santa Barbara, USA, p.54-69.

208. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1993b) Modeling of jet breakup as a key process in premixing. - Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25-29 Oct. 1993, Tomakomai, p.79-89.

209. Meignen R. and Berthoud G. (1996) Instabilities and fragmentation of very high temperature molten jets in water. - ANS Proceedings - 1996 National Heat Transfer Conference, August 3-6, 1996, Houston, Texas, USA, p.95-104.

210. Magallon D., Huhtiniemi I. and Hohmann FI. Lessons Learnt from FARO/TERMOS Corium Melt Quenching Experiments. - Proceedings of the

OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, May 19-21, 1997, Tokai-Mura, Japan, NEA/CSNI/R(97)26, Part II, p.431446.

211. Magallon D. and Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. - Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), October 3-8, 1999, San Francisco, California, USA.

212. Magallon D., Will H., Turland B.D., Annunziato A., Dobson G.P., Horvath G.L., Lummer M., Vath L., Valette M., Valist M. (1996) High temperature melt/water mixing: results and calculations of FARO, PREMIX and MIXA experiments. - FISA95-EU Research on Severe Accidents. Ed. G.Van Goethem, W Balz, E. Delia Loggia. Brussels Luxembourg, 1996, p.140-164.

213.Angelini S., Takara E., Yuen W. and Theofanous T.G.(1992) Multiphase transients in the premixing of steam explosions. - Proceedings of the NURETH-5, September 21-24, 1992, Salt Lake City, Utah, v.II, p.471-478.

214. Angelini S., Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1993) Premixing-related behavior of steam explosions. - Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5-8, 1993, Santa Barbara, USA, p.99-133.

215. Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Мелихов В.И. Численное моделирование процесса предварительного перемешивания струи расплава активной зоны с водой с помощью кода VAPEX-P // Теплоэнергетика. - 2003. -№11. — С.35-39.

216. Ishii М., Mishima К. Two-Fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations //Nuclear Engineering and Design. - v.82. - 1984. - p. 107-126.

217. Yuen W.W., Chen X. and Theofanous T.G. (1992) On the fundamental microinteractions that support the propagation of steam explosions. - Proceedings of the NURETH-5, September 21-24, 1992, Salt Lake City, Utah, v.II, p.627-636.

218. Angelini S., Theofanous T.G., Yuen W.W. Premixing-related behavior of steam explosions // Proc. 7th Int. Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics. -NURETH-7. - Saratoga Springs. - NY. - Sept. 10-15 - v.3 - 1995. - 1754-1778.

219. Мелихов О.И., Давыдов M.B., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. Анализ экспериментов MAGICO и QUEOS по перемешиванию облака частиц с водой

(паровые взрывы при тяжелой аварии) с помощью кода VAPEX // Ядерная энергетика. - 2001. - №3. - С.72-79.

220. Parfenov Yu.V., Melikhov O.I., Davydov M.V., Melikhov V.I. Validation of VAPEX Code on MAGICO and Queos Tests // Proceedings of International Conference "Nuclear Energy in Central Europe 2000". - Bled, Slovenia. - 11-14 September, 2000, Доклады на CD.

221. Meyer L. QUEOS, an Experimental Investigation of the Premixing Phase with Hot Spheres // Proc. of the OECD/CSNI specialists meeting on fuel-coolant interactions. - Tokai-Mura. - Japan. - May 19-21. - 1997.-P.155-165.

222. Magallon D., Huhtininiemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. - In: Ninth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, San Francisco, USA, October 3-8, 1999.

223. О.И.Мелихов, A.B Соколин, В.И.Мелихов, Ю.В.Парфенов Анализ эксперимента по взаимодействию расплава с охладителем на установке FARO с помощью кода VAPEX, Атомная энергия. 2001. Том 92, вып.2, с.91-95

224. Melikhov O.I., Melikhov V.I., Parfenov Yu.V., Sokolin A.V. VAPEX Code Analysis of FARO-L33 Test // Proceedings of International Conference "Nuclear Energy in Central Europe". - Portoroz, Slovenia. - 2001. - № 309. - P.23-32.

225. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В., Соколин A.B. Верификация кода VAPEX на результатах эксперимента FARO L-33 по взаимодействию кориума с водой // Сборник трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". - г.Подольск. - 19-23 ноября, 2001 г, Т. 4. - С.228-233.

226. Melikhov O.I., Melikhov V.I., Parfenov Yu.V., Sokolin A.V. Post-test Analysis of FARO L-33 Test by VAPEX Code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2002. - Stuttgart, Germany. - 14-16 May, 2002. - P.217-220

227. Мелихов О.И. Определение устойчивости и длины распада струи расплава в воде. -ПМТФ, 1995, N 1, с.99-106.

228. Annunziato A., Addabbo C., Hohmann H. e.a. Cometa Code Calculation of FARO Melt Quenching Tests. - In: Proc.of Intern.Conf. "New Trends in Nuclear System Thermohydraulics", Pisa, Italy, May 30-June 2,1994.

229. Ishii M. and Mishima K. Two-fluid model and hydrodynamic constitutive relations // Nuclear Engineering and Design, 1984, N 82, P. 107-126

230. Saito M. et al. Experimental study on penetration behaviors of Water Jet into Freon-11 and Liquid Nitrogen // ANS Proc. Nat.l Heat Transfer Conf., Houston, 1988

231. Асмолов В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаждаемых реакторов // Атомная энергия, 1994, том 76, вып.4, с.282-302.

232. Филиппов А.С. Разработка, верификация, применение программных средств расчетного анализа поздней стадии тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР// Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации, Москва, 2013

233. Plenry R.E., Fauske Н.К. Required Initial Conditions for Energetic Steam Explosions. Fuel-Colant Interactions, HTD-V19, American Society of Mechanical Engineers, 1981.

234. Corradini M.L., Swenson D.V. Probability of Containment Failure due to Steam Explosions Following a Postulated Core Meltdown in a LWR. NUREG/CR-2214, SAND-2132, Sandia National Laboratories, 1981.

235. Meyer J.F. et al. Preliminary Assessment of Core Melt Accidents at the Zion and Indian Point Nuclear Power Plants and Strategies for Mitigationg Their Effects. NUREG-0850, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1981.

236. Hicks E.P., Menzies D.C. Theoretical Studies on the Fast Reactor Maximum Accident. - In: Proceedings of the Conference on Safety, Fuels and Core Design in Large Fast Power Reactors, October 11-15, 1965.

237. Speis P.T., Basu S. Fuel-Coolant Interaction (FCI) Phenomena in Reactor Safety: Current Understanding and Future Research Needs - In: Proceedings of the

OECD/CSNI Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, May 19-24, 1997.

238. Theofanous T.G. et al. Lower Head Integrity under Steam Explosion Loads // Nuclear Engineering and Design. - 1998. - Vol.189. - P. 7-57.

239. Kolev N.I. In-Vessel Melt-Water Interaction Caused by the Failure of the Crust above the Core Support Plate under Molten Pool // Proceedings of the Ninth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9), San Francisco, California., 1999.

240. Vujic Z., Burger M., Buck M., Lohnert G. Investigation of Limitations to Steam Explosions Strength due to Water Depletion. - In: Proceedings of the 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15), Nagoya, Japan, April 22-26, 2007.

241. Vujic Z. Improvement and Verification of Steam Explosion Models and Codes for Application to Accident Scenarios in Light Water Reactors // PhD Thesis, Institute of Nuclear Technology and Energy Systems (IKE), University of Stuttgart, Germany, 2008.

242. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Ртищев Н.А., Боровкова Е.М. Оценка ударного воздействия на корпус реактора вследствие внутрикорпусного парового взрыва // Вестник МЭИ - 2012. - №2. С.50-57.

243. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Теплообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. 456 с.

244. Степанов Е.В. Физические аспекты явления парового взрыва // Препринт ИАЭ-5450, Москва, 1991, 96 с.

245. Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Давыдов М.В., Парфенов Ю.В., Ртищев Н.А., Тарасов А.В., Гудеменко Д.В., Климов П.С. Определение динамических нагрузок на контейнмент при внекорпусном паровом взрыве на АЭС с ВВЭР // Фундаментальные исследования - 2012. - №9. - С.889-893.

246. Таранов Г.С., Крушельницкий В.Н., Берковнч В.М., Семин Д.П. Обоснование пассивной системы фильтрации атомных станций нового поколения // Сборник трудов ФГУП «Атомэнергопроект», 2004, вып.5, с.3-11.

247. Григорьев М.М., Егорова JI.B. Расчетное обоснование характеристик пассивной системы фильтрации АЭС нового поколения в рабочем и послеаварийном режимах // 4-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-26 мая 2005 г., Подольск, Россия, Сб. трудов конференции, 14 с.

248. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В., Якуш С.Е. Анализ температурного режима работы фильтровальной установки // Прикладная механика и техническая физика. - 2007. - Т. 48, №6. - С.92-102.

249. Launder В.Е., Spalding D.B. Mathematical models of turbulence. Acad. Press, London, N.Y, 1972.

250. Jones W.P. Turbulence modeling and numerical solution methods for variable density and combusting flows. In: Turbulent Reacting Flows. Eds. P.A.Libby and F.A.Williams. Acad. Press, London, 1994, P.309-374.

251. Кутателадзе C.C. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление: Справочное пособие. Москва, Энергоатомиздат, 1990, 367 с.

252. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел А.С. Теплопередача. Учебник для вузов, Изд. 3-е, перераб. И доп. Москва, Энергия, 1975, 486 с.

253. Махвиладзе Г.М., Мелихов В.И. Численный метод исследования процессов медленного горения газов // Математическое моделирование, 1989, т.1, №6, с.146-157.

254. Makhviladze G.M., Roberts J.P., Melikhov V.I., Melikhov O.I. Numerical Modeling and Simulation of Compartment Fire Extinction by a Sprinkler Water Jet // Journal of Applied Fire Science, 1998-99, vol.8, N2, p.93-115.

255. Блинков B.H., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Никонов С.М., Елкин И.В., Трубкин Е.И., Якуш С.Е. Расчетно-экспериментальное исследование напорно-расходной характеристики эжектора для системы

аварийного охлаждения активной зоны АЭС с ВВЭР // Фундаментальные исследования - 2012. - №11. - С Л172-1175.

256. Соколов Е.Я., Зингер Н.М. Струйные аппараты // Москва — Энергоатомиздат. 1989. -352 С.

257. Парфенов Ю.В. Расчетно-экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики двухступенчатого эжектора для системы аварийного охлаждения активной зоны АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика, 2013, №9, с.53-55

258. Патент RU 2162968 С2 "Вихревой эжектор ", патентообладатель: Курский государственный технический университет, дата начала действия патента: 22.03.1999.

259. Экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики эжектора с тангенциальным подводом пассивной среды для системы аварийного охлаждения активной зоны АЭС с ВВЭР/ В.Н.Блинков, В.И.Мелихов, О.И.Мелихов, Ю.В.Парфенов, С.М.Никонов, Д.А.Емельянов, И.В.Елкин, Е.И.Трубкин //"Фундаментальные исследования" № 10 (часть 5) 2013, стр. 949-952.

260. F.D'Auria "The features of the UMAE methodology", Lecture 15A, Seminar and training on Scaling, Uncertainty and 3D COuPled calculations in nuclear technology, 3D SUNCOP (June 20 - July 8, 2005, Zagreb, Croatia)

261. F.D'Auria, A.Petruzzi "The code with the capability of Internal Assesment of Uncertainty", Lecture 16A, Seminar and training on Scaling, Uncertainty and 3D COuPled calculations in nuclear technology, 3D SUNCOP (June 20 - July 8, 2005, Zagreb, Croatia)

262. F.D'Auria "CIAU key applications", Lecture 18A, Seminar and training on Scaling, Uncertainty and 3D COuPled calculations in nuclear technology, 3D SUNCOP (June 20 - July 8, 2005, Zagreb, Croatia)

263. A.Petruzzi, F.D'Auria, K.Ivanov "A novel methodology of internal assessment of uncertainty for coupled three-dimensional neutronics/thermal-hydraulics system codes", Proceedings of NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-9, 2003

264. S.Y.Lee, C.H.Ban "Discussions on the experimental data covering (EDC) procedure", Proceedings of the International Meeting on Updates in Best Estimate Methods in Nuclear Installation Safety Analysis BE-2004, Washington, D.C., November 14-18, 2004, p.96

265. B.Boyack et al "Quantifying Reactor Safety Margins", NUREG/CR-5249, EGG-2552 (Idaho Falls, ID, December 1989)

266. F.D.'Auria, M.Leonardi, H.Glaeser, R.Pochard "Current status of methodologies evaluating the uncertainty in prediction of thermal-hydraulic phenomena in nuclear reactors", Proceedings of the First International Symposium on Two-Phase Flow Modelling and Experimentation, Rome, Italy, 9-11 October 1995

267. Yuri Orechwa "Best-Estimate Analysis and Decision Making Under Uncertainty", Proceedings of the International Meeting on Updates in Best Estimate Methods in Nuclear Installation Safety Analysis BE-2004, Washington, D.C., November 14-18, 2004, p.l

268. De Crecy A. "Determination of the uncertainties of the constitutive relationships in the CATHARE3 code", Proceedings of ICONE 4, 1996,vol.3, p.491, Lousiana, USA

269. Andrej Prosek, Borut Mavko "BEPU methods and Combining of Uncertainties", Proceedings of the International Meeting on Updates in Best Estimate Methods in Nuclear Installation Safety Analysis BE-2004, Washington, D.C., November 14-18, 2004, p. 103

270. M.G.Ortiz, L.S.Ghan "Uncertainty Analysis of Minimum Vessel Liquid Inventory During a Small-Break LOCA in B&W plant -An application of the CSAU Methodology Using RELAP5/MOD3 Computer code", NUREG/CR - 5818, EGC-2665, Idaho National Laboratory (1992)

271. E.F.Haskin, B.D.Staple, C.Ding, "Efficient uncertainty analysis using fast probability integration", Nucl.Eng.Des., 166, pp.225-248, 1996

272. Cesare Frepoli, Stephanie Y. Antoine, Xiaoping Li, Robert M.Kemper, Katsurhiro Ohkawa "API000 best estimate large break LOCA analysis performed

with Westinghouse automated statistical treatment of uncertainty method (AUSTRUM)", Proceedings of ICONE-13, ICONE13-50115, May 16-20, 2005, Beijing, China

273. Блинков B.H., Мелихов О.И., Мелихов В.И., Давыдов М.В., Соколин А.В., Щепетильников Э.Ю. Моделирование максимальной проектной аварии для ВВЭР-440/213 на стенде ЭНИЦ // Теплоэнергетика. - 2000.- №5. - С.21-24. 274 Ringer F .J Nachrechnung des Marviken-versuchs Nr. 22 mit dem Rechenprogramm ATHLET // GRS-A-1361. - 1987.

275. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. Анализ неопределенности и чувствительности результатов расчета кодом ATHLET экспериментального режима с большой течью теплоносителя на стенде БК В-213 //Всероссийский научно - практический семинар «Точность и неопределенность ПС, используемых для обоснования и обеспечения безопасности ОИАЭ». - НТЦ ЯРБ - Москва. - Сборник трудов - 13-14 марта 2007 г. - С.91-98. 11

276. Melikhov О., Melikhov V., Parfenov I. Uncertainty Evaluation of the Large Break LOCA Experiment Calculation for the ВС V-213 Test Facility // Proceedings of the International Conference "Nuclear Energy for New Europe". — Portoroz, Slovenia, 10-13 Sept. 2007. - P. 212.1-212.9. 12

277. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. Оценка неопределенности результатов расчета эксперимента с большой течью теплоносителя // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2007. - No 4. - С. 109-118.

278. Афремов Д.А., Журавлева Ю.В., Миронов Ю.В., Назаров B.C., Радкевич В. Е., Яшников Д.А. Анализ неопределенности расчетов аварий с потерей теплоносителя для 1-го энергоблока Курской АЭС, //Атомная Энергия. -2005. -Т.98.- Вып.6. - стр. 422-428.

279. С.Рыжов, В.Мохов, Н.Филь «От консерватизма до реализма», Росэнергоатом, №4, 2008, с. 16-19

280. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АЭС. ГТНАЭ Г-1-024-90. М., 1990

281. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ПНАЭ Г-1-011-89, М., 1997

282. Д.И. Козлов, С.А. Константинов, М.Б. Мальцев, В.Г. Пересадько, В.Б. Проклов, С.С Пылёв «Обеспечение локализующих функций защитной оболочки НВ АЭС-2 (АЭС-2006)при ЗПА с течами из реакторной установки В-392М», Конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 29 мая - 1 июня 2007 г., ОКБ «Гидропресс», Подольск

283. М. Perez, F. Reventos, R. Wagner, С. Allison "Integrated Uncertainty Analysis using RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0" NUTHOS-7: The 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety Seoul, Korea, October 5-9, 2008, paper 245