Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Крючков, Дмитрий Вячеславович

• Крючков, Дмитрий Вячеславович
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Крючков, Дмитрий Вячеславович

ВВЕДЕНИЕ.

1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМ И ЦЕЛЕСООБРАЗНОСТЬ РАЗВИТИЯ МЕТОДОВ ИХ РЕШЕНИЯ.

1.1 Интегральные коды - инструмент современных методов анализа

1.2 Проблемы, связанные с разгерметизацией труб ТК и истечением теплоносителя в кладку реактора.

1.3 Проблема разрушения реактора («тяжелая» авария).

1.4 Процессы в здании АЭС при «тяжелой» аварии с разрушением реактора.

1.5 Концепция интегральных кодов.

2 КОД UJSTACK КЦТК ДЛЯ АНАЛИЗА ПРОЦЕССОВ В КЛАДКЕ РЕАКТОРА ТИПА РБМК В СЛУЧАЕ МАЛЫХ ТЕЧЕЙ.

2.1 Методология расчётного анализа.

2.1.1 Расчётная модель газового тракта реактора, включающая в себя контур

КЦТК.

2.1.2Принципы моделирования.

2.1.3Блочная схема модели.

2.1.4Центральныйрасчетный блок модели КЦТК - аварийная колонна.

2.1.5Расчетная ячейка - 81 колонна.

2.1 .бОстальная часть кладки (вся кладка, кроме ячейки КЦТК-81 колонна).

2.1.7Реализация граничных условий в процессе исполнения интегрального кода.

2.2 Структура кода и внутренняя организация его работы.

2.2.1 Функциональная диаграмма кода.

2.2.20сновной исполняемый раздел.

2.3 Эксплуатация кода.

2.3.1 Формирование объекта и постановка задачи средствами графической оболочки.

2.3.2Этап основного расчета.

2.3.3Выходные информационные потоки.

2.4 Результаты демонстрационных расчетов.

2.4.1 Стационарное состояние.

2.4.2 Малая течь (в стабилизированном режиме G=0.002 кг/с).

2.4.3Средняя течь (в стабилизированном режиме G=0.2 кг/с).

2.4.4Сравнительный анализ систем КЦТК Курск-5 и ЛАЭС.

2.5 ВЫВОДЫ.

3 КОД USTACK ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛО-ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И РЕШЕНИЕ ЗАДАЧ МЕХАНИКИ СТРУКТУР В КЛАДКЕ РЕАКТОРА ПРИ РАЗРЫВЕ ТРУБ ДАВЛЕНИЯ.

3.1 ФИЗИКО-МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ.

3.1.1 Формализация сценария аварии.

3.1.2 Механика.

3.1.3 Тепло-гидравлика.

3.2 ОПИСАНИЕ КОДА.

3.2.1 Внутренний интерфейс.

3.2.2Графический интерфейс.

3.2.3Внешний интерфейс.

3.3 РЕЗУЛЬТАТЫ ОТЛАДОЧНЫХ РАСЧЕТОВ.

3.3.1 Авария на 3-м блоке ЛАЭС 24 марта 1992.

3.3.2Эксперименты на стендах ТКР (ЭНИЦ).

3.4 ВЫВОДЫ.

4 РЕАКТОР ЭГП-6 БИЛИБИНСКОЙ АЭС. АНАЛИЗ «ТЯЖЕЛОЙ» АВАРИИ С РАЗРУШЕНИЕМ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРА.

4.1 Описание технической проблемы.

4.2 Средства моделирования.

4.3 Результаты моделирования "реперной" аварии.

4.4 Оценка послеаварийной ситуации.

4.5 Оценка возможностей уменьшения тяжести аварии.

4.6 Выводы.

5 ПРОЦЕССЫ В ЗДАНИИ АЭС И ЕГО СИСТЕМАХ ПРИ АВАРИЯХ ТИПА LOCA. ПЕРЕНОС АКТИВНОСТИ В СИСТЕМЕ ПОМЕЩЕНИЙ ЗДАНИЯ.

5.1 Постановка проблемы эксплуатирующей организацией.

5.2 Здание АЭС и его системы.

5.3 Аварийные процессы, порождающие распространение радиоактивного вещества.

5.4 Инструменты численного моделирования.

5.4.1 Две основные проблемы моделирования.

5.4.2Код n-RELAP.

5.4.3Особенности процессов распространения радиоактивности в здании и анализа этих процессов.

5.4.4Одиночный импульсный ввод радиоактивного вещества возмущения.

5.4.5Метод и код балансной оценки распространения радиоактивных веществ в здании АЭС и в его системах.

5.5 Результаты численного моделирования.

5.5.1 Сценарий аварии.

5.5.2Анализ результатов.

5.6 Выводы.

6 ВЫВОДЫ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАБОТЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб»

Данная работа посвящена решению проблем обоснования безопасности реакторных установок АЭС, преимущественно РУ РБМК и РУ ЭГП-6, т.е. АЭС с реакторами канального водографитового типа. Для реакторов этого типа, в сравнении с реакторными установками корпусного бакового типа (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-600), характерны: повышенная гетерогенность конструкции активной зоны, заключающаяся в наличии большого числа типов разнообразных элементов, выполненных из разнородных конструкционных материалов и большого количества этих элементов;

- наличие значительного числа гидравлических систем, часть трактов которых проходит непосредственно через активную зону. Указанные элементы конструкции и системы при нормальной эксплуатации, переходных режимах и при развитии аварийной ситуации находятся в сложном взаимодействии, характеризующемся взаимосвязанными нейтронно-физическими, тепло-гидравлическими, механико-структурными и термохимическими процессами. Адекватная оценка ядерной, технической, радиационной безопасности таких объектов может быть обоснована только при использовании совместного решения перечисленных взаимосвязанных задач.

Существующая практика расчетного моделирования обеспечила создание высокоэффективных кодов высокой или приемлемой точности, обеспечивающих решение отдельных проблем обоснования безопасности. На современном этапе развития и применения расчетных методов на первый план выдвигаются задачи создания интегральных компьютерных кодов на основе существующих с разработкой необходимых дополнительных компьютерных кодов, обеспечивающих комплексное решение. Технология верифицировалась на коде DYN3D+RELAP5MOD3.2 [39].

Актуальность работы обусловлена возрастающими требованиями к качественной адекватности и численной точности расчетного моделирования переходных и аварийных процессов для реально-сложных моделей объектов ядерной энергетики, включающих ядерные реакторы с набором технических систем безопасности и систем, важных для безопасности.

Цель работы

• разработка физико-математических моделей процессов, происходящих в активной зоне канального водографитового реактора типа РБМК и ЭГП-6 в условиях аварий с истечением высокопотенциального теплоносителя первого контура в кладку реактора,

• создание инструмента расчетного моделирования (интегрального компьютерного кода USTACK), обеспечивающего совместное решение задач тепло-гидравлики и механики структур применительно к процессам в кладке реактора и в реакторных системах, связанных с реакторным пространством.

Для достижения указанных целей были поставлены и решены следующие основные задачи:

1. разработка тепло-гидравлических моделей тракта ТК от раздаточного группового коллектора до барабан-сепаратора, включая связь с реакторным пространством в случае разгерметизации трубы ТК, течения и теплообмена в пространстве зазоров кладки реактора, течения и теплообмена в системах CJIA, СЗРП, КЦТК, в дренажных системах РУ;

2. разработка моделей механики структур: деформирование и разрушение трубы и блоков аварийной колонны, поступательные, вращательные движения графитовых блоков, прогиб труб ТК, СУЗ, KOXJI;

3. разработка алгоритмов и процедур численного совместного решения задач движения блоков и прогибов труб в пределах всей кладки реактора;

4. разработка универсального интегрального компьютерного кода USTACK для решения задач динамики параметров процессов тепло-гидравлики и механики структур при авариях с истечением высокопотенциального теплоносителя в кладку реактора;

5. разработка графической оболочки кода USTACK, обеспечивающей

- формирование баз данных описания объектов исследования,

- управление сценарием аварии и потоками данных;

6. выполнение расчетных исследований аварийных процессов с последующим анализом результатов, проверка удовлетворения критериям приемлемости с целью выработки рекомендаций, касающихся модификаций конструкций, параметров эксплуатационных уставок, аварийных и послеаварийных мероприятий.

Объектами исследования являются ЯЭУ преимущественно канального водографитового типа (ЭГП-6, РБМК-1000 первого и второго поколения, реактор РБМК-1000 блока №5 повышенной безопасности Курской АЭС), стенды ТКР (ЭНИЦ ВНИИАЭС), здания и системы Билибинской АЭС.

Предмет исследования - тепло-гидравлические процессы, процессы механики структур, перенос активности в условиях проектных и запроектных аварий.

Информационная база исследования включает проектную документацию и данные по эксплуатации российских АС.

Методологической и теоретической основой исследования являются: 1. теория неравновесных тепло-гидравлических процессов течения и теплообмена многофазных, многокомпонентных сред (газо- парожидкостной поток, переносящий взвешенные твердые частицы) в областях с деформируемой геометрией проточных частей; 2. теоретическая механика - динамика систем твердых тел.

Научная новизна диссертационной работы:

• создана интегральная модель кладки канального реактора в целом, обеспечивающая численное моделирование процессов течения паро-газо-жидкостной смеси в изначально заполненном инертным газом пространстве зазоров кладки с геометрией, изменяющейся соответственно параметрам смеси;

• установлены качественные особенности и характерные масштабы параметров аварийных процессов в кладке РБМК в случае одиночного разрыва трубы ТК.

Практическая ценность

1. Выполнена оценка параметров нагружения труб, определяющих возможность индуцированных вторичных повреждений труб, соседних с аварийным ТК. Не выявлено таких сценариев аварии, при которых наиболее напряженное состояние труб характеризовалось бы недостаточным запасом до механического разрушения.

2. В результате создания компьютерного кода USTACK осуществлена возможность широкомасштабных расчетных исследований аварий с истечением теплоносителя в кладку.

3. Обеспечена возможность анализа малых течей, включая оценку координат аварийного ТК и совершенствования диагностических систем КЦТК.

4. Установлен масштаб предельных разрушений для реактора типа ЭГП-6 в случае «тяжелой» аварии с наиболее неблагоприятными последствиями.

5. Оценен масштаб динамических параметров радиационной обстановки в здании Билибинской АЭС в условиях «тяжелой» аварии.

Работа проводилась в сотрудничестве с Генеральным конструктором РУ РБМК (НИКИЭТ), Главным конструктором РУ ЭГП-6 (ОКБ «Ижорские заводы»), непосредственно с руководством АЭС (Курская, Билибинская). Выполнялись работы в соответствии с хозяйственными договорами, целями которых были разработка и усовершенствование компьютерного кода USTACK, его применение для решения практических задач:

- договор №8422/8202 между ГНЦ РФ ФЭИ и ОЦРК по программе работ Отраслевого Центра расчетных кодов МАЭ для анализа тяжелых аварий реакторов РБМК «Создание тепло-гидравлического компьютерного кода USTACK для расчета процессов механики и тепло-гидравлики кладки водографитовых реакторов»;

- договор №8172/8214 между ГНЦ РФФЭИ и НИКИЭТ «Модернизация компьютерного кода для анализа процессов тепло-гидравлики и механики перемещений кладки РБМК при разрывах ТК»;

- договор №8249/8646 между ГНЦ РФ ФЭИ и НИКИЭТ по программе работ Отраслевого Центра расчетных кодов МАЭ для анализа тяжелых аварий реакторов РБМК «Код USTACK для решения проблем механики структур и тепло-гиравлики графитовой кладки типа РБМК»;

- «Расчётный анализ возможности развития множественного разрыва ТК в активной зоне реактора КуАЭС-5 при реализации аварийных сценариев с разрывом топливного канала с помощью комплексного кода USTACK»;

- договор № 869-03/2307 между ГНЦ РФ ФЭИ и НИКИЭТ «Доработка комплексного кода USTACK и анализ результатов верификационных расчётов для подготовки отчёта о верификации и обосновании программного средства»;

- TACIS PROJECT R2.03/97 «Software Development for Accident Analysis for VVER and RBMK Reactors». Part B: Development of a code system for severe accident analysis in RBMK reactors. 2.6 Thermal mechanical modeling of damages inflicted to pressure tubes and to graphite bricks, (committed code: USTACK);

- договор №99/41/332 между ГНЦ РФ ФЭИ и Билибинской АЭС «Расчет радиационных последствий реперной аварии на РУ ЭГП-6 в помещениях главного корпуса БилАЭС».

Личный вклад автора

- разработка методов расчета течения кладки реактора и решения задач механики структур для оценки перемещений, силовой обстановки кладки графитовых реакторов в условиях аварии с разрывами труб ТК;

- разработка методов, алгоритмов и SOFT-разделов интегральных кодов «UJSTACK» «МЕХАНИКА», «АКТИВНОСТЬ»;

- разработка графической оболочки универсального кода USTACK; численное моделирование и анализ состояний и аварийных процессов реакторов РБМК, ЭГП-6.

На защиту выносится

• системная постановка проблем анализа аварийных процессов, связанных с разрывами труб первого контура с истечением теплоносителя в кладку водографитового реактора, включающая:

- определение достаточного набора систем и конструкций реактора и учитываемых связей между этими объектами;

- набор физических явлений и параметров, существенных для анализируемых процессов и целей анализа;

- сценарные требования, обеспечивающие необходимый уровень однозначности постановки задач.

• использованные физико-математические модели описания процессов и связей между объектами:

-динамика зависимых поступательных движений с индивидуальным вращением множества графитовых блоков кладки, взаимодействующих между собой и с трубами реактора при определяющем воздействии переменного давления среды в зазорах между блоками;

- расчет прогиба колонны графитовых блоков с центральной металлической трубой, дистанционируемой с помощью концевых графитовых трубок с условием соблюдения гарантированного зазора, обеспечивающего относительно свободное поперечное смещение каждого графитового блока в направлении, перпендикулярном оси трубы; -применение тепло-гидравлических методов кода RELAP5/mod3.2 для описания нестационарных неравновесных течений газо- паро- водяных потоков в гидравлически связанной системе плоских и кольцевых зазоров в графитовой кладке реактора и в системе помещений здания АЭС;

- модель переноса распадающихся радиоактивных веществ от источника до конечных накопителей (тупиковые емкости, атмосфера) через системы (газовая, дренажная и вентиляционная) и помещения здания.

• универсальный интегральный компьютерный код USTACK с развитой графической оболочкой в качестве инструмента анализа, реализующий постановку проблемы и физико-математические методы описания, указанные в предыдущих пунктах,

• результаты исследований:

- выявление основных закономерностей динамики механических и тепло-гидравлических параметров процессов в кладке для диапазона от малых течей до возможных предельно больших;

- оценка масштабов разрушения реакторной установки ЭГП-6 и строительных конструкций Билибинской АЭС для случая реактивностной аварии с предполагаемыми наиболее тяжелыми последствиями; -оценка динамики массо-переноса, включая перенос радиоактивных веществ по помещениям здания и системам Билибинской АЭС в случае тяжелой аварии с разрушением конструкций удерживающих барьеров реактора;

- оценка эффективности системы КЦТК пятого блока Курской АЭС в сравнении с системами КЦТК РБМК 1-го и 2-го поколений.

Апробация работы Результаты работы были представлены на международных конференциях:

- Третий международный информационный форум. Analytical Methods and Computational Tools for NPP Safety Assessment. - Обнинск 1998 - 240/98,

- Пятый международный информационный форум. Анализ безопасности реакторов РБМК и ВВЭР - Обнинск 2003 - S.15,

- Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва 200423,24.

Опубликованы: статья в журнале Атомная Энергия, публикация в «сборнике трудов ФЭИ-1998г.», препринт НИКИЭТ, 2 препринта ФЭИ, 6 отчетов НИКИЭТ, 13 отчетов ФЭИ.

Публикации по работе По результатам выполненных по теме диссертации работ автором опубликованы 3 препринта, 2 статьи, 19 научно-технических отчетов. Основные результаты диссертации опубликованы в работах: [32]-[41].

Общая характеристика работы Диссертационная работа посвящена описанию комплексного исследования автора, включающего постановку и решение специфических задач обоснования безопасности канальных водографитовых реакторов типа РБМК, ЭГП-6. В частности автором выполнены: конкретизация совокупности физических явлений, существенных с точки зрения целей исследования, рациональное физико-математическое описание процессов, обеспечивающее их адекватное отображение при численном моделировании и реализация в форме интегральных компьютерных кодов, решающих взаимосвязанные задачи тепло-гидравлики, механики структур, переноса активности, а также результаты моделирования с использованием указанных кодов.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 60 наименований. Основной материал диссертации составляет 142 страницы текста, куда входит 84 рисунка, 5 таблиц.

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

6 Выводы по результатам работы.

1. Реализована концепция интегральных кодов, обеспечивающая анализ одновременно протекающих процессов тепло-гидравлики и механики структур применительно к аварийным условиям, определяемым истечением теплоносителя в кладку канальных водографитовых реакторов типа РБМК и ЭГП-6.

2. Разработаны инструментальные средства для детального моделирования систем КЦТК реакторов РБМК 1,2,3 поколения, позволяющие повысить качество диагностики в процессе ее выполнения, а также обеспечивающие возможность анализа эксплуатируемых систем с целью их совершенствования.

3. Разработаны инструментальные средства анализа аварийных процессов, протекающих в кладке реакторов РБМК при разрывах труб технологических каналов, основным из которых является код USTACK. Одна из главных задач кода является обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб, что представляет основную задачу обоснования безопасности РБМК.

4. Универсальный интегральный код USTACK обеспечивает решение ряда задач, связанных с истечением теплоносителя в кладку. Одна из основных задач кода - обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб существенна, прежде всего, для обоснования безопасности реактора РБМК. Код USTACK применим к решению аналогичных задач для реакторов ЭГП-6, АДЭ, а также для стенда ТКР. В основе кода положены алгоритмы расчетов неравновесных процессов течения и теплообмена в контурах реакторных систем и в системе зазоров графитовых кладок с геометрией, изменяющейся под воздействием аварийного деформирования труб, их разрыва и истечения теплоносителя в кладку реактора. Изменение геометрии моделируется численно процедурами оригинального раздела МЕХАНИКА. Управление потоками данных обеспечивается развитой графической оболочкой кода.

5. Ориентированный на исследования специфической проблемы динамики процессов разрушения реактора ЭГП-6 и примыкающих строительных конструкций интегральный код RELAP+MOVEMENTS обеспечил оценку протекания наиболее «тяжелой» реактивностной аварии до момента достижения конечного стационарного состояния. Полученные результаты обеспечивают методическую поддержку при разработке мероприятий по управлению аварией и ликвидации ее последствий.

6. Идеология интегральных кодов реализована также кодом RELAP+АКТИВНОСТЬ, который обеспечивает отображение тепло-гидравлических процессов, процессов механики структур и переноса активности в здании Билибинской АЭС и его основных технологических системах, включая оценку переноса радиоактивности. Полученные результаты обеспечивают оценку радиационных условий для основных обслуживаемых помещений станции для всего периода активного развития аварии.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Крючков, Дмитрий Вячеславович, 2005 год

1. U. Grundmann, D. Lucas, U. Rohde, "Coupling of the Thermohydraulic Code ATHLET with the 3-dimensional Core Model DYN3D", International Topical Meeting on VVER Safety September 21-23 1995, Prague, Czech Republic.

2. S. Kliem, "Definition of the Fifth Dynamic AER Benchmark A Benchmark for Coupled Thermohydraulic System/Three Dimensional Hexagonal Neutron Kinetics Core Models", 7-th AER Symposium September 23-26 Germany, 1997, pp. 429-438.

3. Состояние ячеек активных зон реакторов ЧАЭС-1 и ЛАЭС-3 до и после инцидентов с единичным разрывом ТК// Вероятностный и детерминистский анализ безопасности 2-го энергоблока ЛАЭС/ Задача 6/ Подэтап 2.2.-НИКИЭТ, 1997.

4. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор.- М.: Атомиздат, 1980.- 208 с.

5. Ф.П. Боуден, Д.Тейбор. Трение и смазка твердых тел.- М.: Машиностроение, 1968.- 544 с.

6. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике.- 2-е изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1994.-256 с.

7. Ривкин Е.Ю., Родченков Б.С., Филатов В.М. Прочность сплавов циркония.- М.: Атомиздат, 1974.- 168 с.

8. Исследование механических свойств сплава Zr-2,5%Nb при температурах 20-1200 °С// Отчет 23.42370т, инв.№ 230-315-2930. НИКИЭТ,- 1988.

9. Ползучесть технологических каналов реакторов РБМК из сплава Zr-2,5Nb/ П.А.Платонов, А.Н.Иванов, И.А.Фролов и др.// Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы,- 1990.-Выпуск 2(36).- С.22-33.

10. Радиационное формоизменение оболочечных и канальных труб из сплавов циркония при высоких флюенсах нейтронов/ Г.П.Кобылянский, В.К.Шамардин, З.Е.Островский и др.// Радиационное материаловедение:

11. Труды международной конференции по радиационному материаловедению, г.Алушта, 22-25 мая 1990 г.- Харьков, 1990.- Т.4.-С.64-72.

12. Кобылянский Г.П., Шамардин В.К., Григорьев В.М. Особенности радиационного роста циркония и сплава Н-2,5 при высоких флюенсах нейтронов.- М.: ЦНИИатоминформ, 1989.- 34 с. (Препринт НИИАР-9(772)).

13. Прочность труб технологических каналов/ Б.С.Родченков, Е.Ю.Ривкин, А.М.Васнин и др.// Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы.- 1990.- Выпуск 2(36).- С.14-21.

14. Экспериментальные исследования процессов генерации водорода при взаимодействии циркониевых и стальных оболочек твэлов с паро-азотной средой в условиях, имитирующих тяжелые аварии : отчет о НИР (промежуточный) / ФЭИ, инвентарный №8634 1993 43 стр.

15. Уикс К.Е. Блок Ф.Е. Термодинамические свойства 65 элементов их окислов, галогенидов, карбидов и нитридов, Металлургия, 1965 г.

16. Программа КАТРАН 1. Описание применения 74.051 ОТ 01-ЛУ.-НИКИЭТ, 1998.- 33 с.

17. Малинин Н.Н. Прикладная теория пластичности и ползучести.- М.: Машиностроение, 1975.- 399 с.

18. Новосельский О.Ю., Филинов В.Н., Крючков И.И. Исследование поведения технологических каналов РБМК в условиях аварийного разогрева//Атомная энергия.- 1995.- Т.78, вып.З.- С. 155-160.

19. Shewfelt R.S.W., Lyall L.W., Godin D.P. A high temperature creep model for Zr+2.5wt%Nb pressure tubes// Jornal of Nuclear Materials.- 1984.- V.125.-P.228-235

20. Новосельский О.Ю., Филинов B.H. Критерии разрушения труб топливных каналов РБМК при аварийном нагреве//Атомная энергия.-1997.- Т.82, вып.4.- С.277-282

21. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых реакторов// Отчет НГР-01-90. Инв.№ Е 230-2536.- НИКИЭТ, ИАЭ им. И.В.Курчатова, НИИГРАФИТ, ЧПИ, 1990.- 255 с.

22. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86).- М.: Энергоатомиздат, 1989.- 525 с.

23. Александров А.В., Потапов В.Д. Основы теории упругости и пластичности. М.: Высш. шк., 1990.- 400 с.

24. Исследования поведения канальных труб РБМК и переходников сталь-цирконий в условиях аварии с потерей теплоносителя// Отчет 26.1860т, инв.№ 270-370-3913. НИКИЭТ.- 1992

25. RELAP5/MOD3.2 CODE MANUAL. Volume I/ NUREG/CR-5535. INEL-95/0174. June 1995

26. RELAP5/MOD3.2 CODE MANUAL. Volume I-VII/ NUREG/CR-5535. INEL-95/0174. June 1995

27. ENDF-B/VI Summary Document. Compiled and edited by P.F.Rose, ENDF-201 (National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY, 1991

28. Парафило JI.M.,Крючков Д.В., Абрамьян Р.И., Использование интегрального кода RELAP5/MOD3.2+МО VEMENT для анализа процессов разрушения канального водографитового реактора ЭГП-6 под воздействием множественных разрывов ТВС // Analytical Methods and

29. Computational Tools for NPP Safety Assessment. — г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1998 -240/98

30. Крючков Д.В., Парафило JI.M., Интегральный код DYN3D+RELAP5/mod3.2 Стандартная проблема AER-5 для парного кода. «Термогидравлическая система/гексагональная 3D нейтроннокинетическая модель активной зоны»: Препринт № 3004. г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2004

31. Крючков Д.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова, Моделирование физических процессов в реакторных системах и здании БилибинскойАЭС при «тяжелой» аварии: Препринт № 3003. г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2004

32. Крючков Д.В., Парафило JI.M., Абрамьян Р.И., Интегральный код RELAP5/mod3.2+MOVEMENTS для анализа разрушения канального водо-графитового реактора / Сб. «Труды ФЭИ-1998». г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1998.

33. Расчетный анализ влияния «мокрой» аварии в активной зоне одного реактора на активную зону смежного реактора: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9757. - г. Обнинск, 1998 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова, В.В. Долгов

34. Разработка рекомендаций по уменьшению последствий реперной аварии реактора ЭГП-6: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9799. - г. Обнинск, 1998 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

35. Код ТАПВГР. Методы, процедуры, константы: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9891. - г. Обнинск, 1998 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

36. Анализ эксплуатационного и аварийного тепловых режимов БВ-3 при доуплотнении размещения ОТВС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9928. - г. Обнинск, 1999 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

37. Код ТАПВГР. Методы. Верификация: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9987. - г. Обнинск, 1999 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

38. Развитие и верификация программ физического расчета ВВЭР с плутониевым топливом, включая динамические расчеты с учетомпервого контура: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; JI.M. Парафило. Инв. № 10145. - г. Обнинск, 2000 - Д.В. Крючков, Ю.В. Матвеев

39. Методы и процедуры кода USTACK для расчета процессов механики итеплогидравлики кладки водографитовых реакторов: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10591. - г. Обнинск, 2000 - Д.В. Крючков, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов

40. Код USTACK для решения проблем механики структур и теплогидравлики графитовой кладки типа РБМК, руководство пользователя: Отчет о НИР/ ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10648. - г. Обнинск, 2001 - Д.В. Крючков

41. Графическая оболочка кода USTACK для решения проблем механики структур и теплогидравлики графитовой кладки типа РБМК: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10754. - г. Обнинск, 2001 -Д.В. Крючков

42. Код TAnBrP+RELAP5/mod3.2. Верификационный отчет: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10859. - г. Обнинск, 2001 -Д.В. Крючков

43. Расчет радиационных последствий реперной аварии на РУ ЭГП-6 в помещениях главного корпуса БиАЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 11532. - г. Обнинск, 2004 - Д.В. Крючков

44. Моделирование физических процессов в реакторных системах и здании Билибинской АЭС при «тяжелой» аварии: Отчет о НИР/ ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 2898. - г. Обнинск, 2003 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

45. Разработка расчётной модели кладки реактора КуАЭС-5 на основе комплексного кода U STACK: Отчет о НИР / ФГУП НИКИЭТ им. Н.А.

46. Доллежаля; JI.M. Парафило. Инв. № 74.117. - М., 2002 - Д.В. Крючков,г

47. О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов

48. Разработка компьютерной модели стенда ТКР на базе комплексного кода UJSTACK: Отчет о НИР / ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля; Л.М. Парафило. Инв. № 740-274-6308. - М., 2004 - Д.В. Крючков, О.Ю. Новосельский, В.Н.Филинов

49. Разработка методики проведения верификационных расчётов: Отчет о НИР / ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля; Л.М. Парафило. Инв. № 740-0т-6377.-м.,2004-Д.В.Крючков, О.Ю.Новосельский, В.Н.Филинов