Анализ эффективности дополнительной системы пассивного залива активной зоны в условиях аварии с большой течью тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Никонов, Сергей Михайлович

• Никонов, Сергей Михайлович
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Никонов, Сергей Михайлович

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 Современное состояние систем пассивного залива активной зоны водо-водяных реакторов с водой под давлением и пути их дальнейшего развития.

1.1 Классификация систем пассивного залива активной зоны.

1.2 Системы пассивного залива A3 действующих АЭС.

1.3 Системы пассивного залива A3 разрабатываемых АЭС.

1.4 Экспериментальные исследования работы СПЗАЗ новых проектов РУ.

Выводы по главе 1.

ГЛАВА 2 Моделирование теплогидравлических процессов в РУ.

2.1 Обзор имеющихся способов моделирования.

2.1.1 Закон моделирования с сокращением времени (линейное моделирование).

2.1.2 Закон моделирования с сохранением времени (объемно-мощностное моделирование).

2.1.3 Закон моделирования однофазных течений (М. Ишии).

2.1.4 Закон моделирования двухфазных течений (М. Ишии).

2.2 Возможности имеющихся способов моделирования.

2.3 Применение объемно-мощностного способа моделирования для создания интегральных стендов и оценки качества моделирования.

2.4 Описание стенда ПСБ-ВВЭР.

2.4.1 Краткая характеристика стенда.

2.4.2 Оценка качества моделирования ПСБ-ВВЭР.

2.5 Новые специальные системы стенда ПСБ-ВВЭР.

2.5.1 Система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода

2.5.2 Система имитации контейнмента.

2.5.3 Система, имитирующая воздействие СПОТ.

2.5.4 Система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны.

2.5.5 Система сдувки парогазовой смеси.

2.6 Дополнительная система пассивного залива активной зоны.

2.6.1 ДСПЗАЗ прототипа.

2.6.2 Модель ДСПЗАЗ в составе стенда ПСБ-ВВЭР.

2.6.3 Моделирование ДСПЗАЗ.

Выводы по главе 2.

ГЛАВА 3 Адаптация сценария эксперимента.

3.1 Начальная мощность тепловыделяющей сборки.

3.2 Учет тепловых потерь стенда.

3.3 Расходы теплоносителя в первом контуре и давление второго контура.

3.4 Расход воды из ДСПЗАЗ.

3.5 Подача воды из штатных гидроемкостей САОЗ.

3.6 Масса подаваемого в первый контур азота и гелия.

3.7 Сценарий эксперимента.

3.7.1 Конфигурация систем стенда.

3.7.2 Начальные условия экспериментов.

3.7.3 Граничные условия экспериментов.

Выводы по главе 3.

ГЛАВА 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ ДСПЗАЗ.

4.1 Начальные и граничные условия экспериментов.

4.1.1 Начальные условия экспериментов.

4.1.2 Сценарий экспериментов.

4.2 Описание экспериментов.

4.2.1 Эксперимент ГТ-2х100-02.

4.2.2 Краткая информация по эксперименту ГТ-2х100-01.

4.3 Список явлений, зафиксированных в эксперименте.

Выводы по главе 4.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Анализ эффективности дополнительной системы пассивного залива активной зоны в условиях аварии с большой течью»

Объект и предмет исследования

Развитие атомной энергетики на современном этапе возможно лишь при разработке новых подходов к оценке безопасности АЭС и при пересмотре границ безопасности с технической точки зрения.

Атомная энергетика России базируется на использовании двух основных типов реакторных установок: с корпусными реакторами типа ВВЭР с водой под давлением и с канальными реакторами типа РБМК.

РУ с ВВЭР зарекомендовали себя как надежные аппараты и получили широкое распространение не только в России, но и в других странах (Болгарии, Финляндии, Украине, Венгрии, Чехии, Словакии; началось строительство АЭС с ВВЭР в Иране, Индии, Китае). Перспективы развития на ближайшее будущее связываются со строительством усовершенствованных РУ с ВВЭР мощностью 1000 и 1500 МВт.

Существенное повышение безопасности АЭС с реакторами ВВЭР не может быть достигнуто только путем наращивания числа технологически подобных каналов систем безопасности. Качественно новый уровень безопасности достижим только за счет использования системного разнообразия в выполнении критических функций безопасности.

Особенностью структуры систем безопасности новых проектов АЭС с реакторами ВВЭР явилось то, что при технической реализации принципа системного разнообразия в проектах использованы активные и пассивные системы безопасности.

Следует также отметить, что пассивные системы безопасности в проектах новых АЭС с реакторами ВВЭР вступают в работу, т.е. начинают выполнять свою проектную функцию, по наличию отклонения технологического параметра, а не по команде оператора или управляющей системы. В настоящее время к числу новых пассивных систем безопасности относятся: дополнительная система пассивного залива активной зоны (так называемая система гидроемкостей второй ступени), система пассивного отвода тепла от второго контура парогенератора (СПОТ), система пассивной фильтрации межоболочечного пространства, система удержания и охлаждения расплавленной активной зоны, система быстрого ввода бора и система подавления водорода.

Объектом исследования, выполненного в рамках этой работы, является дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ). Предметом исследования выступает температурное состояние оболочек имитаторов твэл в условиях большой течи при работе ДСПЗАЗ. Система ДСПЗАЗ предназначена для предотвращения осушения активной зоны и отвода остаточного тепла от активной зоны при течах из первого контура реакторной установки в условиях полной потери источников переменного тока, включая дизель генераторы, в течение максимально возможного периода времени (не менее 24 часов при совместной работе со СПОТ). В соответствии с "Техническим заданием на разработку технических проектов реакторной установки ВВЭР-1000 повышенной безопасности и дополнительных систем безопасности 392-T3-001" предусматривается оснащение АЭС-92 дополнительными системами пассивной безопасности -ДСПЗАЗ и СПОТ. По проекту АЭС-92 в настоящее время строится двухблочная атомная станция Куданкулам в Индии, в России этот проект будет реализован на площадке Нововоронежской АЭС-2.

Также новые пассивные системы безопасности ДСПЗАЗ и СПОТ используются в новом разрабатываемом проекте АЭС-2006.

Целью данной работы является экспериментальная проверка технических решений, заложенных в ДСПЗАЗ, а также исследование эффективности данной системы в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока. Под эффективностью ДСПЗАЗ понимается ее способность при совместной работе со СПОТ поддерживать безопасный температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.

Также целью работы является заполнение матрицы верификации для больших течей и банка данных для верификации системных теплогидравлических кодов, используемых для обоснования безопасности новых проектов АЭС.

Актуальность работы

Актуальность работы определяется необходимостью подтверждения функциональной работоспособности и правильности технических решений, заложенных в дополнительную систему пассивного залива активной зоны.

По международным требованиям безопасность АЭС должна быть подтверждена расчетами с использованием теплогидравлических системных кодов улучшенной оценки, верифицированных на экспериментальных данных.

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" ОПБ-88/97 указывают на то, что "технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов.".

Основная задача систем безопасности заключается в поддержании температурного режима оболочек твэл с целью выполнения условий критических функций безопасности.

Выполнение критических функций безопасности зависит от эффективности работы пассивных систем. Таким образом, исследование эффективности технических решений, используемых в пассивных системах, является актуальной задачей.

В настоящий момент отсутствуют эксперименты с моделированием работы новых пассивных систем (ДСПЗАЗ, СПОТ и т.д.) в условиях конкретной аварийной ситуации, направленные на исследование влияния данных систем на температурное состояние твэл применительно к РУ с ВВЭР.

В связи с тем, что РУ представляет собой сложную теплогидравлическую систему, выполнение таких экспериментов целесообразно лишь на интегральной установке, максимально точно структурно моделирующей реальную РУ.

Метод исследования

Метод исследования, который использовался в диссертации, это метод физического воспроизведения теплогидравлических процессов, протекающих в реакторной установке. Исследования проводились на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, который является ее структурно, гидродинамически и тепло физически подобной моделью.

Интегральный стенд ПСБ-ВВЭР - это интегральная теплофизическая установка, структурно подобная первому контуру АЭС с реактором ВВЭР-1000. Объемно-мощностной масштаб стенда — 1:300, высотные отметки расположения основного оборудования стенда соответствуют высотным отметкам прототипа. Для выполнения экспериментов на установке ПСБ-ВВЭР были дополнительно смонтированы следующие специальные системы:

- система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода;

- система имитации контейнмента (как граничное условие);

- система, имитирующая воздействие СПОТ (как граничное условие);

- система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны;

- система сдувки парогазовой смеси из "холодных" коллекторов парогенераторов.

При создании модели ДСПЗАЗ был изучен и обобщен предыдущий опыт создания моделей подобных систем.

Основные результаты и их научная новизна

1. Экспериментально проверены технические решения, используемые в системе пассивной подачи воды в реакторную установку.

2. Впервые получены экспериментальные данные, характеризующие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.

3. Получены новые экспериментальные данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.

Практическая значимость работы состоит в следующем:

1. Выполнены экспериментальные исследования по проверке технических решений, использованных для системы пассивной подачи воды в реакторную установку.

2. Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности. ^

3. Основные этапы работы выполнялись для новых проектов АЭС с ВВЭР, разработанных ведущими отечественными организациями ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».

4. Полученные данные переданы в ведущие организации отрасли -ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».

Автор защищает:

- конструкцию модели ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР;

- результаты проверки технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в реакторную установку;

- результаты экспериментальных исследований эффективности ДСПЗАЗ в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока.

Достоверность

Результаты получены на экспериментальной установке, построенной с использованием общепризнанных принципов моделирования. Экспериментальные исследования базировались на применении проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР.

Личный вклад автора

В подготовке и выполнении экспериментов на крупномасштабной исследовательской установке, каковой является стенд ПСБ-ВВЭР, участвует большой коллектив специалистов. Тем не менее, в качестве ответственного исполнителя автор принимал непосредственное участие:

- в разработке конструкции модели дополнительной системы пассивного залива A3;

- в подготовке описания геометрических характеристик системы пассивного залива A3;

- в составлении программы и методики выполнения экспериментальных исследований;

- в выполнении экспериментальных исследований.

Также автор участвовал:

- в курировании монтажных работ;

- в пуско-наладочных работах системы;

- в анализе и обработке полученных экспериментальных данных.

Публикации по теме диссертации

Результаты работы отражены в отчетах ФГУП «ЭНИЦ» и материалах российских и международных конференций.

Основные положения и результаты работы были представлены на 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение надежности АЭС с ВВЭР», ФГУП «Гидропресс», Подольск, 2007 г., и на Международной конференции "International Congress on Advances in Nuclear Power Plants" (ICAPP 2007), Ницца, Франция, 2007 г.

По теме данной работы автором в соавторстве выпущено 6 научно-технических отчетов и опубликовано 5 работ.

Структура диссертации

Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и цели исследования, а также кратко обозначен примененный метод исследования. Изложены основные положения, выносимые на защиту, подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В главе 1 представлен обзор пассивных систем безопасности, предназначенных для залива активной зоны в случае аварии для реакторных установок ВВЭР и PWR. На основании общих признаков сделана классификация действующих и проектируемых систем пассивного залива A3. Проведенный обзор 1 позволил выявить разнообразие конструкторских и схемных решений, использованных в системах пассивного залива, и сделать выводы о путях дальнейшего развития данных систем. Также в главе 1 рассмотрены имеющиеся экспериментальные установки, предназначенные для обоснования работоспособности и эффективности вновь вводимых пассивных систем безопасности, в частности ДСПЗАЗ, и получения экспериментальных данных для верификационных расчетов. Сделаны выводы о необходимости создания модели ДСПЗАЗ и проведении исследований в составе интегрального стенда, максимально точно моделирующего все основные элементы прототипа для учета влияния обратных связей.

В главе 2 приведен краткий обзор методов моделирования, используемых при разработке и создании интегральных теплофизических установок. Приведено обоснование применения объемно-мощностного способа моделирования для интегральных стендов. Приведено краткое описание интегральной установки ПСБ-ВВЭР и основных систем, задействованных в экспериментах по анализу эффективности ДСПЗАЗ. На основании сравнения качества моделирования явлений разными экспериментальными установками сделаны выводы о том, что стенд ПСБ-ВВЭР находится на уровне лучших зарубежных аналогов, и является на данный момент базовой установкой для выполнения экспериментальных исследований в области безопасности РУ с ВВЭР-1000. Также отмечается, что на данном этапе этот стенд по своим характеристикам лучше всего подходит для экспериментального исследования эффективности ДСПЗАЗ.

Также в главе 2 рассмотрены вопросы моделирования ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР. Описана конструкция модели системы и представлены результаты наладочных испытаний.

В главе 3 представлен подробный сценарий эксперимента и обоснование начальных и граничных условий. Выполнен анализ расчетных данных для обоснования начальной мощности на модели активной зоны. При подготовке сценария эксперимента особое внимание уделено вопросам компенсации повышенных тепловых потерь экспериментальной установки по отношению к реактору прототипу.

В главе 4 диссертации дан анализ полученных экспериментальных результатов, и сделаны выводы об эффективности работы новых пассивных систем безопасности (ДСПЗАЗ и СПОТ) с точки зрения выполнения критических функций безопасности, а именно поддержание температуры поверхности твэл на безопасном уровне.

В приложении А приведены графики, отражающие поведение основных теплогидравлических параметров в выполненных экспериментальных исследованиях.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Никонов, Сергей Михайлович

выводы

1. Выполнен обзор существующих и разрабатываемых систем пассивного залива A3, а также экспериментальных установок для исследования работы новой пассивной системы ДСПЗАЗ применительно к АЭС с ВВЭР. Показана неполнота имеющихся экспериментальных исследований и обоснована целесообразность проведения исследований на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР.

2. Разработана конструкция модели ДСПЗАЗ в соответствии с объемно-мощностным законом моделирования, которая смонтирована в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР.

3. В ходе наладочных экспериментов выявлено:

- при настройке расходной характеристики системы необходимо учитывать перепад давления между точками подачи воды и отбора пара;

- необходимо увеличить диаметр трубопроводов сливных и уравнительных линий;

- для уменьшения времени достижения устойчивой подачи воды необходимо выделить объем в верхней части сосудов для быстрого прогрева верхнего слоя находящейся в них воды.

4. На интегральном стенде ПСБ-ВВЭР выполнены экспериментальные исследования аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода. Экспериментально подтверждена правильность технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в активную зону.

5. Анализ полученных экспериментальных данных показал:

- системы ДСПЗАЗ и СПОТ эффективны для поддержания температурного режима оболочек твэл и выполнения условий критических функций безопасности;

- в сосудах ДСПЗАЗ увеличивается количество воды из-за конденсации пара, что приводит к увеличению времени работы системы;

- большое влияние мощности СПОТ на конечной стадии процесса (-30000-80000 с) на его развитие.

6. Получены новые данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.

7. Результаты исследований помещены в банк данных ФГУП «ЭНИЦ» и переданы в ведущие организации отрасли — ОКБ «Гидропресс», ФГУП «Атомэнергопроект» и РНЦ «Курчатовский институт».

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Никонов, Сергей Михайлович, 2008 год

1. Малышев Л.Б. Анализ совершенствования решений по обеспечению безопасности АЭС с реакторами водо-водяного типа // Сб. трудов АЭП. Вып. 2. 2001. С. 3- 17.

2. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for WER LOCA and Transients// A Report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, July 2000.

3. Драгунов Ю.Г., Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомной энергетики. М.: ИздАТ, 2002.

4. Westinghouse Worldview, № 1, January 2001, pp. 8 11.

5. Coryell E. W., Harvego E.A., Siefken L.J. The development and application of SCDAP-3D0 // Proceedings of ICONE 10: 10th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22638.

6. Tower S.N., Schulz T.L., Vijuk R.P. Passive and simplified system features for the advanced Westinghouse 600 MWe PWR // Nuclear Engineering and Design, 109, 1988, pp. 147- 154.

7. Munther R., Kalli Helkki, Kouhia J. Condensation during gravity driven ECC: experiments with PACTEL // Proceedings of Seventh International Topic Meeting in Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-7).

8. Cummins W.E., Wright R.F., Schulz T.L. API000 status overview // Proceedings of ICONE 9: 9th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 8 12, 2001, Nice, France, ICONE-9516.

9. Paulson C.K. Westinghouse АР1000 advanced plant simplification results, measures, and benefits // Proceedings of ICONE 10: 10* Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22784.

10. King K.J., Saiu G, Kallio H. European passive plant (EP1000) design status // Proceedings of ICONE 9: 9th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 8 12, 2001, Nice, France, ICONE- 9564.

11. Wright R.F., Wiseman D.A, Tabata H. et aL A 1200 MWe simplified pressurized water reactor // Proceedings of ICONE 5: 5th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, May 26 30, 1997, Nice, France, ICONE-2037.

12. Pottorf J., Bajorek S.M. Large break LOCA safety injection sensitivity for a СЕ/ABB system 80+ PWR // Proceedings of ICONE 10: 10* Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22519.

13. Sung Jae Cho, Byong Sup Kim, Myung Gi Kang et aL The development of passive design features for the Korean next generation reactor // Nuclear Engineering and Design, 201, 2000, pp. 259-271.

14. Chu I.C., Chung H.J., Park W .M. et al Performance evaluation of passive safety injection flow controllers for the APR 1400 reactor // Proceedings of

15. Tujikura Yonezo, Oshibe Toshlhiro, Kijima Kazuo et al. Development of passive safety systems for next generation PWR in Japan // Nuclear Engineering and Design, 201, 2000, pp. 61-70.

16. Афров A.M., Безлепкин B.B., Кухтевич И.В. и др. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 //Теплоэнергетика. 1996. № 11.-С. 16-21.

17. Беркович B.M., Малышев А.Б., Таранов Г.С., Мальцев М.Б. Влияние пассивных систем АЭС нового поколения на обеспечение локализующих функций контайнмента // Сб. трудов АЭП. Вып. 3.2002. С. 3 - 14.

18. Крушельницкий B.H., Беркович B.M., Швыряев Ю.В. и др. Оптимизация проектных решений по безопасности и экономике дляэнергоблоков АЭС с реактором ВВЭР нового поколения II Сб. трудов АЭП. Вып. 2. 2001.-С. 18-28.

19. Auban, D. Paladino, P. Candreia, M. Huggenberger, H. J. Strassberger. Overview of some New PANDA Tests Results: Effects of Light Gases on Passive Safety Systems, Proceedings of ICAPP '03, Cordoba, Spain, May 4-7, 2003, Paper 3004.

20. Chin-Jang Chang Chien-Hsiung Lee Wen-Tang Hong, Lance L. C. Wang. Investigation of the Performance of IIST Passive Core Cooling System for Steam Generator Tube Rupture, Proceedings of ICAPP '03, Cordoba, Spain, May 4-7, 2003, Paper 3205.

21. K.B. Weltera and S.M. Bajorek, B. Woods, J. Groome, J.N. Reyes, Jr. CONFIRMATORY TESTING INVESTIGATING ADVANCED PASSIVE PLANT THERMAL-HYDRAULICS, 13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, China, May 16-20, 2005, Paper 50035.

22. Экспериментальное обоснование расходной характеристики гидроемкостей второй ступени ГЕ-2: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ. - Инв. № 21.044/03. - Обнинск, 2002. - 120 с.

23. Система ГЕ-2. Проведение экспериментов на представительной модели: Отчет о НИОКР / ФГУП «Атомэнергопроект». Инв. № 116. -Москва, 2004. - 82 с.

24. Расчетный анализ запроектной аварии с разрывами главного циркуляционного трубопровода на входе и выходе реактора: Отчет о НИР / ОКБ "Гидропресс". Инв. № 392-Пр-095. - Подольск, 2002.

25. A.N.Nahavandi, F.S.Castellana, E.N.Moradkhanian. Scaling Laws for Modeling Nuclear Reactor Systems. Nuclear science and engineering, 1979, 72, 75-83.

26. M.Ishii, I.Kataoka, "Scaling criteria for LWR's under single-phase and two-phase natural circulation", ANL-83-32, NUREG/GR-3267, Argonne National Laboratory, Mar. 1983

27. R.L.Kiang. Scaling Criteria for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Nuclear science and engineering, 1985, 89, p.207-216.

28. N. Zuber, J.A. Findlay, "Average Volumetric Concentration in Two-Phase Flow Systems", J. Heat Trans., Vol. 87, p. 453, 1965.

29. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. О моделировании аварий в системах ЯЭУ. Теплоэнергетика, 1992, 10, с. 16-21.

30. Л.С. Эйгенсон. Моделирование. М., «Советская наука», 1952, 372 с.

31. A. Annuziato, L. Mazzocchi, G. Palazzi, R. Ravetta, "SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research". Energia Nucleare, № 1, 1984, p. 66-87.

32. ПСБ-ВВЭР: общее описание: Отчет о НИР (промежуточ.) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель Б.И. Нигматулин; 2.430. Электрогорск, 1995. -75 с. - Отв. исполн. Л.К. Тихоненко.

33. Геометрические характеристики элементов стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин. -2002282. Электрогорск, 2002. - 200 с. - Отв. исполнитель И.А. Липатов.

34. Гидравлические характеристики элементов первого контура стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин. 2002282. - Электрогорск, 2002. - 142 с. - Отв.исполнитель И.А. Липатов.

35. Экспериментальное определение тепловых потерь стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин. 2002156; № ГР 01.20 0.2 01485; инв. № 02.20 0.2 05346. -Электрогорск, 2002.

36. ПСБ ВВЭР. Система автоматизации. Автоматизированная система научных исследований: КИФЮ.425400.345 (ВВЭР) / ЭНИЦ ВНИИАЭС. -Электрогорск, 2000.

37. ПСБ ВВЭР. Система автоматизации. Автоматизированная система управления технологическим процессом: КИФЮ.425200.379 (ВВЭР) / ЭНИЦ ВНИИАЭС. Электрогорск, 2000.

38. Система измерений стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС Руководитель И.В. Елкин. 2002202. № ГР 01.20 0.1 16901; инв. № 02.20 2.0 04224. - Электрогорск, 2001.

39. Расчетный анализ аварийных процессов в реакторной установке и защитной оболочке АЭС с пассивными системами безопасности / Отчет РНЦ КИ, инв. №32/1-3-100, Москва, 2000.