Экспериментальные исследования гидродинамического кризиса противоточных потоков пара и воды в элементах оборудования АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Алексеев, Сергей Борисович

• Алексеев, Сергей Борисович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Алексеев, Сергей Борисович

Введение.

1 Анализ состояния проблемы.

1.1 Обзор экспериментальных исследований явления «захлебывание» в противоточных газо-жидкостных потоках в вертикальных каналах различной геометрии.

1.1.1 Исследования «захлебывания» в одиночных цилиндрических каналах и щелевых каналах прямоугольного сечения.

1.1.2 Обзор исследований «захлебывания» в системах параллельных каналов

1.1.3 Обзор исследований «захлебывания» в стержневых сборках.

1.2 Расчетно-теоретические работы.

1.3 Исследования кризиса теплообмена в каналах различной геометрии при отсутствии циркуляции теплоносителя.

1.3.1 Кризис теплообмена в одиночных цилиндрических каналах.

1.3.2 Кризис теплообмена в щелевых каналах прямоугольного и кольцевого сечения.

1.3.3 Кризис теплообмена в системах параллельных каналов и в стержневых сборках.

1.4 Краткий обзор исследований истинного объемного паросодержания в вертикальных трубах и пучках стержней при отсутствии циркуляции теплоносителя.

1.5 Основные критерии подобия, характеризующие состояние двухфазного потока в вертикальных каналах.

1.6 Выводы из обзора литературы и постановка задачи исследования.

2 Экспериментальные установки и методика проведения опытов.

2.1 Описание экспериментальных участков.

2.1.1 Электрообогреваемая 80-стержневая модель TBC.

2.1.2 Необогреваемая 40-стержневая модель TBC.

2.1.3 19-стержневые необогреваемые модели TBC.

2.2 Методика проведения экспериментов.

2.3 Методика измерений.

2.4 Оценка погрешности определения основных величин.

2.5 Выводы.

3 Исследование «захлебывания» при противоточном движении потоков пара и воды в вертикальных каналах различной геометрии.

3.1 «Захлебывание» в одиночных цилиндрических каналах.

3.2 Противоточное течение газа и воды в перфорированных пластинах.

3.3 Выводы.

3.4 Противоточное движение газа и воды в стержневых сборках при "захлебывании".

3.4.1 Взаимосвязь противоточных расходов газа и воды.

3.4.2 Гидродинамические характеристики противоточного кольцевого течения в стержневых сборках.

3.5 Выводы.

4 Исследование кризиса теплообмена в вертикальных каналах при отсутствии циркуляции теплоносителя.

4.1 Механизм возникновения и параметры кризиса теплообмена в, парогенерирующих каналах.

4.2 Критическая мощность парогенерирующих каналов различной геометрии

4.3 Истинное объемное паросодержание в вертикальных ПГК при отсутствии циркуляции теплоносителя.

4.3.1 Результаты экспериментов.

4.3.2 Выводы.

5 Практическое применение полученных зависимостей для параметров явления «захлебывание».

5.1 Расчет критической мощности TBC реакторных установок.

5.2 Верификация компьютерных кодов КОРСАР и RELAP5/MOD3.2 по моделированию «захлебывания» в каналах различной геометрии.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экспериментальные исследования гидродинамического кризиса противоточных потоков пара и воды в элементах оборудования АЭС»

Современное общество характеризуется неуклонным ростом потребления электрической и тепловой энергии. Существенную долю в производство необходимых объемов потребляемых мощностей вносят ядерные энергетические установки (ЯЭУ).

Расположение ЯЭУ вблизи крупных населенных районов и специфика происходящих в ЯЭУ процессов предъявляют к эксплуатации этих установок особые повышенные требования по обеспечению безопасности. Основной задачей комплекса защитных устройств и мероприятий на атомных станциях является предотвращение попадания радиоактивных веществ в окружающую среду при любых аварийных ситуациях.

Выход радиоактивных продуктов распада возможен при сильном повреждении оболочки тепловыделяющих элементов или при расплавлении топлива. Такое разрушение твэлов возможно при перегреве топливной композиции в результате ухудшения интенсивности теплоотвода. Тепловой дисбаланс в активной зоне (АЗ) реактора может возникнуть, например,, при аварии с разгерметизацией первого контура и частичной потерей теплоносителя.

Современные концепции развития реакторов повышенной безопасности (в частности ВВЭР-1000 проекта В-428, ВВЭР-1200 проекта АЭС-2006 и перспективного проекта с ВВЭР-640), в соответствии с требованиями МАГАТЭ, диктуют необходимость обоснования теплотехнической надежности тепловыделяющих элементов в различных аварийных ситуациях.

Анализ аварийных режимов показывает, что на заключительной стадии аварии с потерей теплоносителя первого контура в реакторных установках с ВВЭР при функционировании системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) возможно сохранение АЗ под уровнем воды. При этом охлаждение АЗ осуществляется теплоносителем в режиме естественной циркуляции с образованием- гидравлических контуров различной конфигурации. Так, в реакторных установках (РУ) с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 циркуляция устанавливается в петлях главного циркуляционного контура (ГЦК) между реактором и парогенераторами (рис. В.1), а на РУ с ВВЭР-640 (после опорожнения баков САОЗ) - между реактором, топливным и аварийным бассейнами через специальные соединительные трубопроводы и сечение разрыва ГЦК [1] (рис. В.2). Предельным случаем таких режимов явЛяется полное прекращение направленного движения теплоносителя через АЗ при разрыве контура естественной циркуляции.

2- опускной канал реактора;

3- главный циркуляционный насос;

4- парогенератор;

5- «горячая» нитка главного циркуляционного контура;

6- «холодная» нитка главного циркуляционного контура.

Рис. В.1 — Гидравлическая схема контура естественной циркуляции npü аварийном расхолаживании РУ с ВВЭР-1000 (1200)

Охлаждение тепловыделяющих сборок (TBC) в условиях pcir3^>blBa контура циркуляции осуществляется теплоносителем, поступающим в АЗ как снизу из напорной камеры, так и сверху из сборной камеры навс1~речУ выходящему пару (рис. В.З). При этом в сборках в зависимостхз: от соотношения основных режимных параметров могут осуществЛ^'г:ься различные гидравлические процессы: межканальная циркуляция с опусьсЕЗ^^»13*1 и подъемным течением в соседних TBC, противоточное движение потоков ззара и воды или многократное реверсирование потока в отдельных сборках. В переходных аварийных состояниях эти процессы имеют неустойчивый случайный характер и могут периодически сменять друг друга.

Особенностью рассматриваемых теплогидравлических процессов являются низкие скорости циркуляции теплоносителя, а также то, что они протекают в основном при низком давлении в АЗ (Р=0.1-1.0 МПа).

1—напорная капера:

2—активная зона,

3—верхняя смесительная камера;

4— подреакторное пространство;

5,в—отсеки топливного бассейна:

7—парогазовый объем:

8—аварийный бассейн:

9—защитная оболочка. 10-систеыа отвода тепла от защитной оболочки.

Рис. В.2 - Гидравлическая схема аварийного расхолаживания РУ с ВВЭР-640 при разрыве «горячей» нитки ГЦК после опорожнения баков САОЗ [1] 1 V V I

3>2 = АЗ 1 / + в0

Рис. В.З - Схема охлаждения АЗ в аварийных ситуациях при естественной циркуляции теплоносителя в ГЦК

В предшествующих исследованиях противоточных течений газа и жидкости главное внимание уделялось движению фаз в отдельном канале. В основном это связано с тем, что в рассматриваемых условиях может иметь место кризисное гидродинамическое явление «захлебывание», ограничивающее поступление жидкости в TBC при определенном расходе пара, выходящего из неё. Вследствие этого происходит нарушение баланса входящих расходов теплоносителя и выходящего потока пара:

G2=/G1/+G0 (В-1) где Gi - расход воды, поступающей в TBC сверху;

G2 - расход пара, генерируемого в TBC;

Go - расход теплоносителя, поступающего в TBC снизу.

Нарушение баланса расходов генерируемого пара и поступающей в A3 воды происходит при определенной критической тепловой мощности TBC (NKp). Наименьшие значения Нф будут наблюдаться при полном прекращении направленного движения воды в A3 снизу (G0=0), что создает наихудшие условия охлаждения теплопередающих поверхностей A3. При тепловых мощностях TBC, превышающих NKp, в результате ограничения поступления воды в канал сверху, на поверхности твэлов может возникнуть кризис теплообмена, вызывающий перегрев и разрушение оболочки стержней, с последующим выходом радиоактивных веществ за пределы 1-го контура.

В соответствии с концепцией безопасности современных проектов АЭС обоснование теплотехнической надежности TBC выполняется с помощью расчетных и экспериментальных исследований. В- результате таких работ должно быть показано, что на всех временных стадиях аварийного процесса с разуплотнением 1-го контура мощность остаточных тепловыделений A3 не превысит значений критической мощности NKp, т.е. не будут созданы условия для возникновения кризиса теплообмена на поверхности твэлов.

До недавнего времени количество рекомендаций по определению как взаимосвязи расходов противоточных потоков фаз при «захлебывании», так и значения критической мощности было весьма ограниченным. Кроме того, они были не универсальны, для каналов разных форм и геометрических размеров, не охватывали широкого диапазона изменения давления пароводяной смеси. Так практически отсутствовали рекомендации по определению* рассматриваемых параметров при низком давлении (Р=0.1-1.0 МПа) и в каналах с относительно малым поперечным сечением. Существовавшие зависимости были неприменимы к системам параллельно включенных каналов, а также к сложным системам, представителем которых являются»TBC водоохлаждаемых реакторов, содержащие как стержни, так и элементы их дистанционирования. Для ликвидации в определенной степени этих пробелов и была проведена представленная работа.

Цель работы состояла в разработке соотношений для определения взаимосвязи расходов фаз и расчета критических мощностей каналов разных форм и геометрических характеристик при «захлебывании» в широком диапазоне давлений, а также в разработке методики расчета предельных нагрузок TBC водоохлаждаемых реакторов. Для решения поставленных задач использовались результаты экспериментальных исследований каналов различной геометрии при пониженном давлении, полученных в рамках настоящей работы, а также опытные данные предшествующих работ автора и трудов других исследователей.

Актуальность работы обусловлена необходимостью адекватного описания характеристик «захлебывания», оказывающих значительное влияние на безопасность АЭС с водоохлаждаемыми реакторами.

Исходя из общей цели, в работе решались следующие задачи:

- получение нового экспериментального материала по взаимосвязи расходов потоков воды и пара при «захлёбывании» и по значениям ]Чкр;

- разработка соотношений, описывающих рассматриваемые процессы в каналах разной геометрии для широкого диапазона давления, на основе анализа полученных опытных данных и результатов других исследований;

- верификация расчетных теплогидравлических кодов, применяемых при обосновании безопасности АЭС, по моделированию «захлебывания» с использованием полученных экспериментальных данных.

В работе применялся следующий методический подход:

- эксперименты проведены на 7-ми вертикальных каналах разной геометрии, включая трубы диаметром В=30-80*мм, 19-, 40- и 80-стержневые сборки с гексагональной и квадратной упаковкой при наличии или- отсутствии затеснения верхнего сечения дистанционирующей решеткой;

- наряду с достаточно исследованным рассмотрен и малоисследованный г диапазон низких давлений (Р=0.1-1.0 МПа), при котором наиболее вероятно возникновение «захлебывания» в элементах оборудования АЭС при авариях.

Автор защищает следующие результаты работы:

- экспериментальные данные по взаимосвязи расходов противоточньгх потоков воды и пара при «захлебывании» 01^(02) и значениям Икр* полученные на 7-ми приведенных выше каналах при давлении 0.2-1.6 МПа;

- разработанные на основе обобщения полученного экспериментального материала с привлечением результатов других исследований соотношения по взаимосвязи расходов пароводяных потоков при «захлебывании» О^^г) 11 Нф=ЦР) для каналов разной геометрии;

- усовершенствованную методику расчета промежутка времени между наступлением гидродинамического кризиса в заглушённом снизу парогенерирующем канале (Ы>Ккр) и началом ухудшения охлаждения его теплоотдающей поверхности;

- опытные данные по истинному объемному паросодержанию (ф) в вертикальной трубе D=80 мм и 80-стержневом пучке при Р=0.1-0.2 МПа.

Научная новизна работы обусловлена следующим:

- на 7-ми каналах разной геометрии получены новые экспериментальные данные по зависимости Gi=f(G2) при «захлебывании» и NKp;

- получены новые экспериментальные данные по истинному объемному паросодержанию (ф) в парогенерирующих обогреваемых каналах;

- на основе анализа экспериментального материала настоящей работы с привлечением данных других исследований:

• « получены универсальные соотношения для определения параметров «захлебывания» в вертикальных каналах разной геометрии: одиночных каналах (трубы, концентрические кольцевые каналы, щели прямоугольного сечения, стержневые сборки с дистанционирующими элементами и без. них). Зависимости применимы в диапазонах изменения* гидравлического диаметра канала ф=3-80 мм и давления Р=0.2-8.0 МПа;

• получено соотношение для расчета взаимосвязи расходов противоточных потоков пара и воды в системах параллельно включенных каналов разного диаметра и разной степени перфорации общего сечения. Соотношение применимо в диапазоне давленшгР=0.1-4.0 МПа; разработан метод определения критического, в гидродинамическом смысле, сечения стержневой сборки с элементами дистанционирования, т.е. сечения, определяющего значение NKp TBC в условиях «захлебывания»;

• предложена усовершенствованная методика расчета промежутка времени между наступлением «захлебывания» в заглушённом снизу ПГК (N>NKp) и началом ухудшения охлаждения теплоотдающей поверхности канала. Методика включает полученные автором соотношения по взаимосвязи расходов фаз при «захлебывании» и определению (ф) в вертикальных каналах.

Достоверность научных положений основывается на следующем:

- эксперименты выполнены на двух экспериментальных установках с семью каналами разных форм и геометрических характеристик по проверенным методикам подобных экспериментальных исследований;

- эксперименты выполнены как в малоизученном диапазоне низких давлений двухфазных потоков Р=0.1-1.0 МПа, так и в достаточно исследованном интервале более высоких значений;

- предлагаемые выводы и соотношения базируются на результатах экспериментов, проведенных как автором, так и другими исследователями;

- разработка расчетных соотношений проводилась на основе апробированных зависимостей, полученных другими авторами в работах по данной тематике;

- в экспериментах использованы современные, апробированные и метрологически аттестованные средства измерения;

- предложенные физические модели и соотношения согласуются с современными представлениями о процессах теплообмена и гидродинамики.

Практическая' ценность> работы состоит в том, что полученные экспериментальные данные использовались при верификации отечественных расчетных кодов СОКРАТ и КОРСАР, применяемых при обосновании безопасности РУ с ВВЭР-1200 и ВВЭР-640, а также зарубежной программы RELAP5/MOD3.2. Предложенные соотношения могут быть использованы при оптимизации геометрических характеристик новых TBC для создаваемых водоохлаждаемых реакторов.

Личный вклад автора. В> диссертации представлены результаты работ, выполненных автором самостоятельно и совместно с сотрудниками лаборатории № 106 «НПО ЦКТИ» и ОАО «СПб АЭП», в число которых он входил и входит на разных этапах своей деятельности. Автор принимал непосредственное участие в создании экспериментальных установок и проведении экспериментов на них. Автором, лично проведен анализ результатов опытов и разработаны.предложенные соотношения.

Апробация результатов работы. Основные положения диссертации докладывались на: международной конференции «Теплофизика 98» (Обнинск, 1998); конференции «Молодые специалисты об» актуальных вопросах развития атомной энергетики (С.-Петербург, 2001); международной научно-технической конференции (МНТК) «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2007); МНТК «Безопасность, эффективность и экономика- атомной энергетики» (Москва, 2010); научно-технических советах СПб АЭП и ЦКТИ. Результаты работы представлены на международных конференциях по ядерной энергетике ICONE: Nice, France, May 26-30, 1997; Tokyo, Japan, April 19-23, 1999; Baltimore (MD), USA, April 2-6, 2000; 3-й Балтийской конференции по теплопередаче, Gdansk, Poland, сентябрь 1999.

По результатам представленных исследований опубликовано 17 печатных работ, включая 9 статей в журналах, рекомендованных ВАК.

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

Выводы, сделанные по результатам верификации^ кодов

КЕЬАР5/МСЮ3.2 и КОРСАР, показывают, что тестируемые программы в основном неточно описывают явление «захлебывание». Кроме устранения возможной расчетной? неустойчивости1 процессов^ необходима корректировка заложенных в модели явления зависимостей для противоточного расхода фаз.

В моделях «захлебывания» компьютерных кодов рекомендуется использовать следующие зависимости, предложенные в настоящей работе: д/к7 + О.Зд/К^ = 1.2Во°'125(р2/р1 )0 05- ^р • , (5.2)

1Т# ГЬОЗШОУБ)0'25, 0.25<Ь/Б<20 гдеТ, =< — поправка на высоту участка;

1, Ь/Б>20<

Ь - длина участка, м;

Ч'р =1-0.1 ехр[-300(р2/р!)]^ — поправочный коэффициент для низких давлений;

Чо- поправочный коэффициент для малых чисел Во:

1 38

1 + 0.5Во • ехр(-0.55Во) - для щелевых участков и стержневых сборок; 1, для цилиндрических участков.

Зависимость (5.2) может быть использована в диапазоне давлений Р = 0.3 - 8.0 МПа и при 1<Во<40. В данных условиях ограничение по массовой л скорости пара составляет: 80 кг/(м с).

Переход от равенства О^Ог к взаимосвязи расхода фаз в условиях «захлебывания» по зависимости (5.2) осуществляется при критическом расходе параС2кр:

С2ьр =1.44Рпр[о8р'(р1 -р2)] 025(р2/р1)01Во025^ь%2^/[о.8 + (р2/р1)025]2 , где БПр — проходное сечение участка, м2.

6 Заключение

В представленной диссертационной работе получены следующие основные результаты:

1. Проведено экспериментальное исследование противоточных потоков пара и воды в вертикальных каналах. Опыты проведены на двух созданных экспериментальных установках с 7 каналами разной геометрии, включая трубьь диаметром 30-80' мм и 19-, 40- и 80-стержневые сборки с гексоганальной и квадратной упаковкой' при наличии или< отсутствии затеснения верхнего сечения, элементами дистанционирования»

2. Получены экспериментальные данные по противоточным расходам фаз' в условиях «захлебывания», критическим мощностям исследуемых каналов, и параметрам' кризиса теплообмена в ПГК, а также данные по истинному объемному паросодержанию в. ПГК диаметром.D=80мм и обогреваемой 80-стержневой сборке.

3". Разработаны на основе обобщения полученного экспериментального материала* с привлечением, результатов* других исследований универсальные соотношения по определению взаимосвязи, расходов противоточных потоков- фаз при «захлебывании» и критических мощностей для? каналов* разной? геометрии. Полученные зависимости применимы в диапазонах изменения гидравлического- диаметра каналов dr=3-80 мм и давления Р=0.2-8.0 МПа. Для систем параллельно включенных каналов создано отдельное уравнение «захлебывания», применимое в диапазоне давлений Р=0.[ 1-4.0 МПа; На основе' полученных результатов и данных предшествующих работ обоснована возможность рассматривать дистанционирующие решетки TBC, как системы параллельных каналов, длина которых сопоставима, с их гидравлическим диаметром: Данное обстоятельство позволяет устанавливать взаимосвязь расходов фаз при «захлебывании» в элементах дистанционирования TBC по зависимостям для многоканальных систем. С использованием полученных зависимостей предложена методика определения критического, в гидродинамическом смысле, сечения стержневой сборки с элементами дистанционирования.

4. Подтверждено, что взаимосвязь противоточных расходов фаз при «захлебывании» и критические мощности каналов различной геометрии - труб, щелевых участков, стержневых сборок, могут быть выражены зависимостями одного вида. При этом левые части предлагаемых безразмерных соотношений применимы к каналам разной формы (трубы, щелевые каналы, стержневые сборки, системы параллельно включенных каналов малой, высоты, включая дистационирующие решетки TBC водоохлаждаемых реакторов): Правые части соотношений^ различны для? осесимметричных (цилиндрические каналы) и; неосесимметричных (щели прямоугольного' сечения« и пучки стержней) каналов; а также для систем параллельно включенных каналов. Это связывается с кольцевой? структурой5 потоков при «захлебывании» в осесимметричных каналах и разной; структурой потока по сечению неосесимметричных каналов? или вариациями: этих структур в системах параллельно включенных каналов.

5. Показано на основе экспериментального исследования; что соотношения для: истинного? объемного паросодержания; (ср), полученные на адиабатических каналах, могут быть использованы для« определения, ср в обогреваемых каналах. Это означает,, что: в условиях низких тепловых потоков? наличие массопереноса; связанного с генерацией пара на обогреваемой« поверхности, не оказывает существенного влияния; на* гидродинамику двухфазного потока. При более высоких тепловых потоках можно ожидать более существенного влияния генерации пара на протекающие процессы.

6. Усовершенствована и верифицирована в экспериментах с заглушённым: снизу ПГК методика расчета временного интервала между наступлением «захлебывания»- в канале вследствие превышения; критической мощности; и началом; ухудшения» охлаждения; теплоотдающей поверхности ПГК. Методика включает предложенные автором соотношения по взаимосвязи; расходов противоточных потоков воды и пара при «захлебывании» и определению истинного объемного , паросодержания (ср) в обогреваемых вертикальных каналах.

7. Полученные экспериментальные результаты были использованы для верификации теплогидравлических кодов КОРСАР и

RELAP5/MOD3.2, применяемых для обоснования безопасности водоохлаждаемых реакторных установок. Верификация показала, что тестируемые программы не совсем точно описывают исследуемые процессы. В одних случаях в расчетах некорректно определяется критическое значение расхода паровой фазы, в других не моделируются характерные, свойственные явлению «захлебывание», механизмы взаимодействия фаз. Таким образом, для адекватного описания исследуемых процессов в реальных парогенерирующих каналах (включая TBC) с помощью теплогидравлических кодов требуется корректировка и доработка заложенных в них гидродинамических моделей явления «захлебывание» с помощью рекомендованных в работе соотношений.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Алексеев, Сергей Борисович, 2011 год

1. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения М.: Мир, 1972.

2. Хыоитт Дж., Холл-Тейлор П. Кольцевые двухфазные течения: Пер. с англ.— М.: Энергия, 1974, 407 стр.

3. Кутателадзе С.С., Сорокин Ю.Л. О гидродинамической устойчивости некоторых газожидкостных систем. В кн. "Вопросы; теплоотдачи и гидравлики сред",-М.; Л.: Госэнергоиз дат, 1961, с. 315-324.

4. Кутателадзе С.С., Накоряков В.Е. Теплообмен и волны в газожидкостных системах. "Наука", 1982, 301 с.

5. Кутателадзе С.С., Стырикович М.А. Гидравлика газо-жидкостных систем. — М.: Госэнергоиздаг, 1985, 285 с.

6. Сорокин ЮШ:, КирдяшкиніА.Г., Покусаев Б;Р!.Исследование устойчивости пленочного- режима течения жидкости в. вертикальной? трубе при восходящем движении газа. — "Химическое и нефтяное машиностроение", 1985, №5, с. 35-39.

7. Сорокин; ЮЛ., Сорокин: МЛО: Критическая; скорость пара (газа) для процесса "захлебывание" в вертикальных трубах. — "Энергомашиностроение", 1985, № 6, с. 5-9.

8. Безродный М.К., Волков, С.С. Гидродинамические характеристики двухфазного гіротивоточного течения в замкнутом; термосифоне. — В кн. "Гидродинамика и: теплообмен в конденсирующихся средах". Новосибирск, Институт Теплофизики СО АН СССР, 1981, с. 121-127.

9. Wallis G.B. Flooding velocities for air and water in vertical tubes.— AEEW, Report R—123, Winfrith, England;. 1961, 11 p.

10. Chung K.S., Lin C.P., Tien C.L. Flooding in two-phase countercurrent flows — 11. Experimental Investigation "Physiko Chemical Hydrodynamics Journal", 1980, №1, p.p. 209-220.

11. Tien C.L. Simple analytical model for countercurrent flow limiting phenomena with vapor condensation. "Letters in Heat and Mass Transfer", №4, p.p. 231-238; 1977.13; Тьен К.Л., Чанг К.С. PTK, 1979, т.17, № 6, с.112.

12. Валунов Б.Ф., Смирнов E.JI. Критические потоки при отсутствии расходов теплоносителя в вертикальных парогенерирующих каналах. — "Атомная энергия", 1981, вып.4 (октябрь), с. 222-224.

13. Илюхин Ю.Н., Смирнов E.JL, Валунов Б.Ф. Охлаждение вертикальных тепловыделяющих каналов в условиях встречного движения пароводяных потоков. — "Энергомашиностроение", 1985, № 1, с. 5-8.

14. Валунов Б.Ф., Илюхин Ю.Н., Смирнов E.JI. Кризис теплообмена в каналах с заглушённым нижним торцом. — ТВТ, 1987, т.25, N 1, с. 116-124.

15. Илюхин Ю;Н., Валунов Б.Ф., Смирнов Е.Л., Готовский М.А. Гидродинамические характеристики двухфазных кольцевых противоточных потоков в вертикальных каналах. — ТВТ, 1988, т.26, N 5, с.923-931.

16. Исследование гидродинамических характеристик тепловыделяющих сборок реактора при низких скоростях циркуляции теплоносителя. Автореферат диссертации канд. тех. наук: защищена (ОАО НПО ЦКТИ)./ С.В. Светлов. СПб.: 1998.-24 с.

17. Пушкина О.Л., Сорокин Ю.Л. Опрокидывание движения пленки жидкости в вертикальных трубах. "Труды ЦКТИ", вып.96, 1969, с.34-39.

18. Сорокин Ю.Л., Анисимова О.Л. Критическая скорость газа для процесса опрокидывания^ течения пленки и нижней границы^ дисперснокольцевого режима. — "Энергомашиностроение", 1984, №11, с. 11-14.

19. Торопов О.В., Сорокин Ю.Л. Критическая скорость газа или пара в отверстиях барботажных дырчатых листов. "Труды ЦКТИ", вып. 202, с. 38-45.

20. Wallis G.B., Karlin A.S., Clark C.R., Bhanathar D., Hagi I., Richter H. Countercurrent gas-liquid flow in parallel vertical tubes — Int. Journ. Multiphase Flow, 1980, v. 7, p. 1-19.

21. Bankoff S.G., Tankin R.S., Yuen M.C., Hsieh C.L. Countercurrent flow of air/water and steam/water trough a horizontal perforated plate. — Int. J. Heat and Mass Transfer, 1981, vol. 24, p.p. 1381-1395.

22. Sun K.H. Flooding correlations for BWR bundle upper tie plates and bottom side-entry orifices. — 11-nd Multi-Phase Flow and Heat Transfer Work-Shop, Miami Beach, p.p. 399-402.

23. Piggot B.D., Ackermann M.L. A Study of countercurrent flow and flooding in parallel channels. — Seminar Heat Transfer in Nuclear Reactor Safety. Dubrovnik, 1-5 sept., 1980.

24. Liu C.P., Tien C.L. A review on gas-liquid flow through multiple paths. -Seminar Heat Transfer in Nuclear Reactor Safety. Dubrovnik, 1-5 sept., 1980.

25. Liu C.P., McCarthy G.E., Tien C.L. Flooding in vertical gas-liquid countercurrent flow trough multiple short paths. — Int. J. of Heat and Mass Transfer, 1982, vol. 25, № 9, p.p. 1301-1312.

26. Cervenka I., Kolar V. Hydrodynamics of plate columns. X. Analysis of operation of sieve plates without down comers. Collection Czech. Chem. Commun., vol. 38, p.p. 3749-3761, (1973).

27. Lee H.M., McCarthy G.E. Liquid carry-over in air-water countercurrent flooding. 7 Int. Heat Transfer Conf., Munich (September, 1982); ЕРШ-NP-2344 (1982).

28. Murase M., Suzuki H!. Evaluation of countercurrent gas/liquid flow in parallel channels with restricted ends. Nuclear Technology, 1985, vol. 68, №3, p.p-408-417.

29. Светлов C.B., Илюхин Ю.Н., Алексеев С.Б. Гидродинамика противоточного движения пара и воды в вертикальных параллельных каналах. Тезисы докладов 8-ой Всесоюзной- конф. "Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах", Ленинград, 1990.

30. Светлов С.В., Илюхин Ю.Н., Алексеев С.Б. Гидродинамика противоточного движения пара и воды в системах вертикальных параллельных каналов. Сибирский* физико-технический журнал- 1992, вып. 4, с. 121-128.

31. Jacoby I.K., Mohu С.М. Final Report on 3-D Experimental Project Air-Water Upper Plenum Experiments. E. G. and G. Report RDW-100-78, 1978.

32. Tobin R.I. Countercurrent Flow Limitation Test Results. Phase 1. TLTA 7x7 Bundle. General Electric Company. Nuclear Energy Division. BWR BD ECC Program, 7-th Monthly Report (March 1977).

33. Sun K., Fernandes R. Countercurrent Flow Limitation Correlation for BWR Bundles during LOCA. ANS Transaction, 1977, v.27, p.695-606.

34. Jones D.D. Subcooled Countercurrent Flow Limiting Characteristics of Upper Region of BWR Fuel Bundle. General Electric BWR/ECC Program, ISTEDC-NUREG-23549.

35. Naitoh M., Chino K., Kawabe R. Restrictive Effect of Ascending Steam on Falling Water during Top Spray Emergency Core Cooling. J. Nucl. Sci- and Technol., 1978, v.15, N 11, p. 806-815.

36. Sun К. Flooding Correlations for BWR Bundle Upper Tieplates and Bottom Side-Entry Orifices. Proc. of 2-th Multiphase Flow and Heat Transfer Symp., Miami Beach, Florida, 1979, v.3, p. 1615-1635.

37. Hawighorst A., Kroning H., Mayinger F. Fluid Dynamic Effects in the Fuel Element Top Nozzle Area during Refilling and Reflooding. Nucl. Science and Engineering, 1984, v.88, N 3, p. 376-385.

38. Kokkonen I., Tuomisto H. Countercurrent Flow Limitation Experiments with Full-Scale Fuel Bundle Structures. 4-th Int. Topical Meeting on Nucl. Reactor Thermal-Hydr. (NURETH-4), 10-13 October, 1989, Karlsruhe, vol.1, p.82-87.

39. Spatz R., Laoke H.I., Mewes D:, Mayinger F. Counter-Current Flow Behaviour of Steam Saturated, Water and Steam Subcooled Water in the Fuel Element Top Nozzle Area. Nucl. Eng. and Des., 1987, v. 99; p. 131-139.

40. Khabensky V.B., Malkin S.D., Shalia V.V., Ilukhin Yu.N., Nigmatulin B.I: Critical heat flux prediction in vertical bottom-closed rod bundles. Nucl. Eng. and Des., 1998, v. 182, p. 203-224.

41. Ковалев A.H. О' скорости всплытия газового снаряда в кольцевых и прямоугольных вертикальных каналах. ИФЖ, 1987, т. 53, N 4, с.557-560.

42. Imura Н., Kusuda Н. Flooding Velocities in a Counter-current Annular Two-phase Flow, Chemical Engineering Science, 1977, N 32, p.p. 78-87.

43. Lin I.S.K., Collier R.P., Cudwik R.A-. Flooding of Countercurrent Steam-Water Flow in an Annulus. Topic in Two-Phase Heat Transfer and Flow, ASME, 1978, p.p. 107-113.

44. Tien C.L., Chung K.S., Lin' G.P. Flooding in two-phase countercurrent flows -Analytical modeling. Physicochem. Hydrodynam., 1, 1980, p.p. 195-207.

45. Chu K.I., Dukler A.E. Statistical Characteristics of Thin Wavy Films. Structure Longer Waves and their Resistance to Gas Flow. AIChE, 1975, N 21, p.583.

46. Webb D.R., Hewitt G.F. Downwards to Current Annular Flow. Int. J. Multiphase Flow. 1978, N 2, p. 35.

47. Richter H.J. Flooding in Tubes and Annuli. Int. J. Multiphase Flow, 1981, vol. 7, p.p. 647-658.

48. Taitel Y., Barnea D., Dukler A.E. A film model for the prediction-of flooding and flow reversal for tubes. Int. J. Multiphase Flow, 1982, vol. 8, p.p. 1-10.

49. Канцырев Б.Д., Нигматулин Б.И. Противоточное течение в активной зоне ВВЭР. ТВТ, 1993, т. 31, N 2, с. 330-333.

50. Nejat Z. Effect of density ratio on critical heat flux in closed end vertical tubes. Int. J. Multiphase Flow, 1981, vol. 7, p.p. 321-327.

51. Tien C.L., Chung K.S. Entrainment limits in heat pipes. AIAA Journal, 1979, v. 17, p.p. 643-646.

52. Безродный M.K., Алабовский A.H. Исследование гидродинамических характеристик двухфазного потока в условиях замкнутого термосифона. — "Известия ВУЗов. Энергетика", 1980, N 2, с. 116 121.

53. Безродный М.К., Волков С.С. Гидродинамические характеристики двухфазного противоточного течения в замкнутом термосифоне. — В кн.: "Гидродинамика и теплообмен в конденсирующих средах". Новосибирск, институт теплофизики СО АН СССР; 1981, с. 121 127.

54. Imura Н., Kusuda Н. Critical heat fluxes in open and closed thermosyphons. — Mem. Fac. Engng., Kumamoto Univ., vol. 24, No 3, p.l, (1979).

55. Imura H., Sasaguchi K., Kozai H. Critical heat flux in a closed two-phase thermosyphon. Int. J. Heat Mass Transfer, 26, p.p. 1181-1188, (1983).

56. Mishima K., Nishihara H. Flooding velocities for countercurrent air-water flow in thin rectangular channels. — Annu. Rep. Res. Reactor Inst. Kyoto Univ., 1984, vol. 17, p.p. 1-14.

57. Chang Yung, Yao Shi-Chune. Critical heat flux of narrow vertical annuli with closed bottoms. Trans. ASME. Journ. of Heat Transfer. 1983, vol. 105, N 1, p.p. 192-195.

58. Mishima K., Nishihara H. The effect of flow direction and magnitude on CHF for low pressure water in rectangular channels. — Nuclear Engineering and Design, 1985, vol. 86, p.p. 165-181.

59. Sudo Y., Kaminaga M. A CHF characteristic for downward flow in a narrow vertical rectangular channel heated from both sides. Int. J. Multiphase Flow, vol. 15, No 5, p.p. 755-766, 1989.

60. Алексеев С. Б., Балунов Б. Ф., Илюхин Ю. Н., Светлов С. В., Смирнов E.JI. Гидродинамика и кризис теплообмена при противоточном движении пара и воды в вертикальных щелевых каналах прямоугольного сечения. — ТВТ, 1990, Т. 28, No 6, с. 1171-1175.

61. Shires G. L., Pickering A. R., Blacker P. T. Film cooling of vertical fuel rods. -AEEW-R-343, United Kingdom Atomic Energy Authority, p. 22, 1964.

62. Болтенко Э. А., Пометько P. С., Песков О. Д. Кризис теплоотдачи в стержневой сборке при отсутствии циркуляции воды (в условиях натекания тепла из графитовой кладки). Препр. ФЭИ, Обнинск, No 1464, с. 11, 1983.

63. Торопов.О.В. Влияние предвключенного объема газа на отрывной диаметр пузыря. -ИФЖ, 1986, т.50, № 4, с.554-560.

64. Alexeev S.B., Svetlov S.V., Ilyukhin Yu.N., Kuhtevich V.O.«, Sidorov V.G. Heat Transfer Crisis in Vertical Steam-Generating Channels in Absence of Coolant Circulation. Proc. of 3rd Baltic Heat Transfer Conference, Gdansk, Poland, Sept. 1999.

65. Хабенский В.Б., Мигров Ю.А., Токарь O.B. Особенности использования модели дрейфа фаз в расчетных динамических реакторных программах. -ИФЖ, 1994, т.67, N 3-4, стр.209-218.

66. Y.N.Ilyukhin, S.V.Svetlov, S.B.Alexeev, V.O. Kuhtevich, V.G. Sidorov. Void Fraction in Vertical Tubes and Rod Bundles at Vapour Bubbling Proc. of Int. Conf. on Nucl. Engng, ICONE5-2436, Nice, France, May 1997.

67. Barnea D. Stability Analysis of Annular Flow Structure Using a Discrete Form of the "Two-Fluid Model". Int. Journal Multi phase Flow, 1991, v. 17, N 6, p.705-716.

68. Зубер H., Финдлей Д.А. Средняя объемная концентрация фаз в системах с двухфазным потоком. Теплопередача, Серия С, 1965, N 4, с.29-47.

69. Бартоломей Г. Г., Алхутов С. М. Определение истинного паросодержания при барботаже на участке стабилизации. Теплоэнергетика, 1967, N 12, с. 80-81.

70. Sudo Y. Analytical Study of Critical Heat Flux under Countercurrent Flow Limitation in Vertical Channels. Trans.Japan Soc.Mech.Eng., 1994, v.60, N 580, p.4222-4228.

71. Katto Y., Hirao T. Critical Heat Flux of Counter-flow Boiling in a Uniformly Heated Vertical Tube with a Closed Bottom. — Int. J. Heat Mass Transfer, 1991, v.34, N 4/5, p.993-1001.

72. Monde M., Mitsutake Y., Kurihara A., Mihara S. Analytical Study of Critical Heat Flux in Two-Phase Thermosyphon (Relationship between Maximum Falling Liquid Rate and Critical Heat Flux). JSME Int. Jour., Ser. B, 1996, v.39, p.768-779.

73. Светлов C.B., Илюхин Ю.Н., Алексеев С.Б., Сидоров B.F., Кухтевич В.О., Парамонова И.Л. Истинное объемное паросодержание в пучках стержней при низких скоростях циркуляции и барботаже. — ТВТ, 1999, т.37, N 2, с.326-332.

74. Кутателадзе С.С. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление. М., «Энергоатомиздат», 1990.

75. Zuber N., Staub F.W. Int. J. Heat Mass Transfer, 1996, v. 9, N 9, p. 897.

76. Wilson et al. Primary separation of steam from water by natural separation. Part 1. ANCP-65002 (April 1965).

77. Kataoka I., Ishii M. Drift flux model for large diameter pipe and new correlation for pool void fraction. Int. J. Heat Mass Transfer, 1987, vol.30, № 9, p. 1927-1939.

78. Chexal В., Lellouche G., Horowitz I., Healzer I. Avoid Fraction Correlation for Generalized Applications. 4-th Int. Topical Meet, on Nucl. React. Therm.-Hydr. (NURETH-4) oct. 10-13, 1989, Karlsruhe, vol. 2, p. 996-1002.

79. Миропольский З.Л., Шнеерова Р.И., Карамышева А.И. Паросодержание при напорном движении пароводяной смеси с подводом тепла и в адиабатических условиях. — Теплоэнергетика, 1971, № 5, стр. 60-62.

80. Svetlov S.V., Ilyukhin Yu.N., Alexeev S.B., Kuhtevich V.O., Sidorov V.G. Hydrodynamics of the countercurrent two-phase flow in vertical channels. -Proc. of 7-th Int. Conf. on Nucl. Eng., ICONE-7021, Tokyo, Japan, April 19-23, 1999.

81. Cunningham I., Yeh H.C. Experiments and Void Correlation for PWR Small Break LOCA Conditions. Trans. Am. Nucl. Soc. 1973, v. 17, p. 369 - 370.

82. Алексеев С. Б., Илюхин Ю. Н., Кухтевич В.О., Светлов С. В., Сидоров С.Г. Критическая мощность парогенерирующих каналов-при низких скоростях циркуляции теплоносителя. — Материалы конференции «Теплофизика-98», г. Обнинск, 1998, т. 1, с. 278.

83. Ohkawa К., Lahey R. The Analysis of CCFL Using Drift-Flux Model: Nucl. Eng. And Design, 1980, v. 61, N 2, p. 245-255.

84. Касандрова O.H., Лебедев B.B. Обработка результатов наблюдений. М:, "Наука", 1970 г.

85. Алексеев С.Б., Илюхин Ю.Н., Кухтевич В.О. и др. Истинное объемное' паросодержание в вертикальных трубах в условиях барботажа. ТВТ. 1999. Т. 37. №4. с. 590-596.

86. Алексеев) С.Б., Илюхин Ю.Н., Кухтевич В.О., Светлов С.В:, Сидоров В.Г. Противоточное течение газа и воды в перфорированных пластинах. — ТВТ, 2000; т.38, N4, с. 607-613.

87. Балунов Б.Ф., Бабыкин А.С., Светлов С.В., Алексеев С.Б. Фальков. А.А., Гусева А.С. Обоснование надёжности охлаждения активной* зоны- водо-водяных реакторов при авариях с разгерметизацией первого контура'. — Теплоэнергетика, 2008, 1, с. 25-31.

88. Алексеев С.Б., Безлепкин В.В., Светлов С.В:, Сидоров В.Г. Разработка моделей явления- «захлебывание» для компьютерных теплогидравлических кодов. Атомная энергия, 2010; т. 108, вып. 6, с. 333-340.

89. Волкова С.Н., Мигров Ю.А., Юдов Ю.В. Замыкающие соотношения теплогидравлической модели расчетного кода КОРСАР. — Теплоэнергетика, 2002, №11, с.22-29.

90. КОРСАР/В 1.1. Теплогидравлический расчетный код. Методика расчета контурной теплогидравлики. НИТИ, Инв. № Т-1028, 2001.

91. Верификация программы RELAP5/MOD3 применительно к РУ.с ВВЭР. Промежуточный отчет, РНЦ КИ, 1997.

92. RELAP5/MOD3. Code Manual, Vol. IV: Models and correlation, NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, Idaho National Engineering Laboratory, Idaho Falls, Idaho 83415, June 1995.