Исследование эффективности естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 при аварии с малой течью теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Дремин, Георгий Иванович

• Дремин, Георгий Иванович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Дремин, Георгий Иванович

СОДЕРЖАНИЕ.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ВОПРОСЫ ПОДОБИЯ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ В МОДЕЛИ И В ПРОТОТИПЕ.

1.1 Состояние проблемы и постановка задачи исследования.

1.2 Аналитическое описание ЕЦ в первом контуре РУ.

1.2.1 Однофазная естественная циркуляция.

1.2.2 Двухфазная естественная циркуляция.

1.3 Критерии подобия однофазной ЕЦ в РУ и ее модели.

1.4 Подобие движущего напора ЕЦ двухфазного потока.

1.5 Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ОБОСНОВАНИЕ ДОСТОВЕРНОСТИ МОДЕЛИРОВАНИЯ ОДНОФАЗНОЙ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ НА СТЕНДЕ ПСБ

ВВЭР.:.

2.1 Анализ условий однозначности.

2.1.1 Геометрические масштабные критерия подобия.

2.1.2 Анализ условий гидравлического подобия.

2.2 Эксперимент с ЕЦ на АЭС с реактором ВВЭР-1000.

2.2.1 Данные эксперимента с ЕЦ на блоке VI АЭС "Козлодуй".

2.2.2 Граничные условия эксперимента с ЕЦ на стенде ПСБ-ВВЭР.

2.3 Достоверность моделирования естественной циркуляции.

2.3.1 Подобие состояния с принудительной циркуляцией.

2.3.2 Подобие состояния с естественной циркуляцией.

2.4 Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ЕСТЕСТВЕННАЯ ЦИРКУЛЯЦИЯ ПРИ ПОШАГОВОМ

УМЕНЬШЕНИИ МАССЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

3.1 Основные задачи эксперимента ЕЦ-1.

3.2 Начальные и граничные условия эксперимента.

3.3 Контроль массы теплоносителя в первом контуре.

3.4 Последовательность событий в эксперименте ЕЦ-1.

3.5 Анализ результатов эксперимента.

3.5.1 Однофазная естественная циркуляция.

3.5.2 Двухфазная естественная циркуляция.

3.5.3 Режим испарения-конденсации.

3.5.4 Распределение теплоносителя по объему первого контура.

3.5.5 Сравнение результатов четырех экспериментов с ЕЦ.

3.6 Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. ЭФФЕКТИВНОСТЬ ЕЦ ПРИ АВАРИИ С ТЕЧЬЮ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА ВО ВТОРОЙ.

4.1 Особенности аварии с течью из первого во второй контур.

4.2 Начальные и граничные условия эксперимента ПВ-1.3-05.

4.3 Результаты эксперимента с течью из первого контура во второй.

4.4 Расчетный анализ эксперимента ПВ-1.3-05.

4.5 Влияние подачи воды САОЗ на движущий напор ЕЦ.

4.6 Застой естественной циркуляции.

4.7 Выводы к главе 4.

ВЫВОДЫ.

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование эффективности естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 при аварии с малой течью теплоносителя»

Предмет и задачи исследования

Естественная циркуляция (ЕЦ) теплоносителя это одно из тех ключевых явлений, на которых основывается безопасность водоохлаждаемых реакторных установок (РУ). В реакторах типа ВВЭР естественная циркуляция, наряду с принудительной циркуляцией, широко используется как резервное средство теплоотвода, как при нормальной эксплуатации РУ, так и в режимах с отклонениями от нормальной эксплуатации. Значительная часть переходных и аварийных режимов в своем развитии проходят через стадию однофазной, а затем и двухфазной естественной циркуляции /1-3/. Однофазная и двухфазная естественная циркуляция включены в матрицы верификации расчетных кодов в качестве явлений, серьезно влияющих на безопасность реакторных установок с ВВЭР /2/.

Естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре реакторной установки на первый взгляд представляется явлением хорошо изученным. Однако в связи с тем, что механизмы теплоотвода в активной зоне и в трубчатке парогенераторов в разнообразных аварийных ситуациях могут принимать самые разные формы, современное понимание этого явления, которое включает в себя ряд взаимосвязанных теплогидравлических процессов, нельзя считать исчерпывающим. Примером такой не до конца изученной проблемы может служить проблема отвода остаточного тепловыделения от топливных сборок на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя, когда значительная часть теплоносителя теряется из первого контура. Между тем, ясное понимание и корректное моделирование всех особенностей переноса тепла от активной зоны к парогенераторам в условиях ЕЦ является обязательным для анализа безопасности РУ.

Целью работы является исследование эффективности естественной циркуляции при уменьшении количества теплоносителя в первом контуре реакторной установки ВВЭР-1000 в режиме аварии с малой течью. Под эффективностью естественной циркуляции понимается ее способность отводить остаточные тепловыделения от активной зоны, предотвращая повышение температуры твэл в остановленном реакторе. Термин «малая течь» обозначает такой размер течи, при которой давление в первом контуре РУ не опускается ниже давления во втором контуре. Кроме того, в работе изучается эффективность ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй контур, как частном случае аварии с малой течью.

В диссертационной работе поставлено несколько задач. В связи с тем, что исследование естественной циркуляции было выполнено на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, первая задача, которая решается в настоящей работе, касается обоснования адекватности и достоверности моделирования на интегральном стенде естественной циркуляции в РУ ВВЭР-1000. Основной задачей этого исследования является экспериментальное определение характера изменения расхода ЕЦ через активную зону при уменьшении массы теплоносителя, остающегося в первом контуре в режиме малой течи и идентификация режимов охлаждения сборки с имитаторами твэл. Особое внимание уделяется режиму испарения-конденсации, обеспечивающему отвод остаточных тепловыделений на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя. Еще одной задачей, которая решается в настоящей работе, является исследование эффективности естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 в условиях аварии с течью из первого контура во второй контур.

Актуальность задачи

Проблема естественной циркуляции оказывается в центре внимания при рассмотрении широкого круга вопросов, касающихся безопасности как действующих, так и проектируемых реакторных установок. Актуальность задачи, решаемой в диссертационной работе, обусловлена тем, что безопасность реакторной установки с ВВЭР напрямую зависит от способности естественной циркуляции отводить остаточные тепловыделения от активной зоны при авариях с потерей теплоносителя. Для обоснования безопасности действующих блоков и разработки новых проектов с повышенным уровнем безопасности в настоящее время используются российские теплогидравлические расчетные коды, такие как ТРАП, КОРСАР, БАГИРА. Явления однофазной и двухфазной естественной циркуляции включены в матрицы верификации этих расчетных кодов в качестве явлений, серьезно влияющих на безопасность реакторных установок с ВВЭР. Поэтому для успешной верификации расчетных кодов крайне необходимы экспериментальные данные, воспроизводящие естественную циркуляцию в том числе в условиях, когда значительная часть теплоносителя теряется из первого контура РУ.

В связи с тем, что на естественную циркуляцию возлагается роль основного механизма отвода тепла в тех случаях, когда насосы в силу каких-то причин останавливаются, необходимо исчерпывающее понимание этого явления, а также всех факторов, влияющих на него. Согласно принципам, сформулированным в /3/, для исчерпывающей характеристики естественной циркуляции в реакторной установке необходимо:

- идентифицировать условия возникновения естественной циркуляции в первом контуре РУ;

- выявить всю совокупность параметров, которые могут влиять на интенсивность ЕЦ;

- определить границы изменения этих параметров, за пределами которых эффективный отвод остаточного тепловыделения в режиме ЕЦ становится невозможным;

- установить причины, приводящие к прерыванию естественной циркуляции, ее застою или к нарушению ее стабильности.

Для поддержания естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР определяющими являются следующие параметры:

- критическое минимальное количество теплоносителя в первом контуре РУ, ниже которого механизм ЕЦ не может быть реализован;

- критическая минимальная разность давления между первым и вторым контуром, при которой в условиях двухфазной ЕЦ прекращается теплообмен в трубках парогенератора;

- критический максимальный уровень мощности АЗ, выше которого теплоотвод в режиме ЕЦ перестает быть эффективным; критический минимальный уровень котловой воды в парогенераторах, ниже которого интенсивность теплообмена между первым и вторым контуром уменьшается и ЕЦ в первом контуре значительно ослабевает;

- критическое содержание неконденсирующихся газов в теплоносителе, выше которого происходит нарушение теплообмена между первым и вторым контуром.

Диссертационная работа посвящена изучению эффективности естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР в таких условиях, когда первые два из перечисленных выше параметров приближаются к своим критическим значениям.

Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых для верификации расчетных теплогидравлических кодов и для анализа безопасности реакторной установки ВВЭР-1000, поэтому обоснование достоверности моделирования на стенде естественной циркуляции, то есть одного из ключевых явлений, обеспечивающих безопасность энергоустановки, является крайне актуальной задачей.

Характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре в режиме малой течи отражает внутренне присущую данной реакторной установке способность к пассивному расхолаживанию без вмешательства внешних систем. Предметом особого интереса является изучение механизма охлаждения АЗ на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя.

Для обоснования безопасности РУ с ВВЭР важным является вопрос о надежности ЕЦ при аварии с течью из первого во второй контур, когда давление в объединенной системе двух контуров достаточно быстро выравнивается, оставаясь на опасно высоком уровне, а действие основного движущего механизма ЕЦ - стока тепла во второй контур практически прекращается. В этой связи достаточно актуальным является исследование механизмов, способствующих поддержанию ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Методы исследования

Основным методом, который использовался в диссертационной работе для решения сформулированных выше задач, был метод физического воспроизведения теплогидравлических процессов, протекающих в реакторной установке с ВВЭР-1000, на интегральном стенде, который является ее структурно, гидродинамически и теплофизически подобной моделью.

Наряду с основным методом применялись и вспомогательные методы. Так для обоснования достоверности физического моделирования естественной циркуляции на стенде были использованы некоторые положения теории подобия и выполнен анализ безразмерных критериев, характеризующих процессы в модели и прототипе. Критериальный анализ подобия естественной циркуляции в модели и натурном объекте был дополнен прямым сравнением экспериментальных данных, полученных на стенде, с данными реальной энергоустановки.

При исследовании эффективности ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй, наряду с физическим моделированием на стенде использовалось также математическое моделирование аварийного режима с помощью кода RELAP5/MOD3.2. Для того, чтобы выявить воздействие отдельных факторов на интенсивность естественной циркуляции, в работе применялся метод вычисления движущего напора ЕЦ и его сравнения при изменении граничных условий.

Основные результаты и их научная новизна

Впервые на интегральной установке большого масштаба, моделирующей ВВЭР-1000, определен характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре в режиме малой течи. Характер изменения расхода естественной циркуляции при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре отражает внутреннюю способность, присущую данной реакторной установке к пассивному расхолаживанию без вмешательства внешних систем и поэтому является важной характеристикой ее безопасности.

Впервые в привязке к массе теплоносителя, остающейся в первом контуре, определены границы между основными режимами теплоотвода от АЗ, а именно: переход от однофазной к двухфазной ЕЦ и переход к режиму испарения-конденсации.

Впервые экспериментально определено минимальное количество теплоносителя, которое обеспечивает надежное охлаждение топливных сборок при аварии с малой течью.

Впервые экспериментально подтверждено, что на поздней стадии аварии с малой течью часть конденсата из трубок ПГ стекает в холодные трубопроводы.

Впервые экспериментально подтверждена высокая степень безопасности реактора-прототипа, а также эффективность теплоотвода остаточных тепловыделений в режиме ЕЦ при протекании запроектной аварии, вызванной течью из первого контура во второй, сопровождаемой полным обесточиванием энергоблока.

Практическая значимость работы

Доказана достоверность моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР естественной циркуляции, чем практически подтверждена правильность концепции моделирования, реализованной в конструкции стенда.

Определены характеристики, практически важные для безопасности реактора-прототипа, а именно, зависимость расхода ЕЦ от массы теплоносителя в первом контуре, границы существования трех режимов теплоотвода от активной зоны и минимальное количество теплоносителя, которое обеспечивает надежное охлаждение активной зоны при аварии с малой течью.

Экспериментально подтвержден факт стока конденсата из трубок ПГ в нижнюю камеру реактора, что практически важно для нашего понимания процессов, протекающих на поздней стадии аварии с малой течью.

Установлено, что при аварии с течью из первого контура во второй подача воды из одного канала активной части САОЗ способствует поддержанию устойчивого расхода через активную зону и является необходимым условием для длительного отвода тепла от реактора в режиме ЕЦ.

Получены экспериментальные данные, которые используются в ведущих организациях отрасли, таких как ФГУП ОКБ «Гидропресс», ФГУП «НИТИ», ИПБ РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП «Атомэнергопроект», ФГУП «ВНИИАЭС». Полученные данные используются для верификации как российских теплогидравлических кодов ТРАП, КОРСАР, БАГИРА /82/, /99/, так и западных кодов ATHLET, CATHARE, RELAP.

Автор защищает:

-доказательство достоверности моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР однофазной естественной циркуляции;

-экспериментальные данные, характеризующие изменение расхода ЕЦ через A3 при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре; -результаты исследования режима испарения и конденсации, обеспечивающего отвод остаточных тепловыделений на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя после прекращения двухфазной ЕЦ; -результаты исследования эффективности расхолаживания РУ за счет естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Структура диссертации

Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и задачи исследования, а также кратко обозначены примененные методы исследования. Здесь же изложены основные положения, выносимые на защиту, и подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В главе 1 приведен обзор публикаций, посвященных исследованиям естественной циркуляции в реакторах с водой под давлением. Здесь сформулированы основные проблемы, касающиеся безопасности как действующих, так и проектируемых реакторных установок, при рассмотрении которых в центре внимания оказывается естественная циркуляция. Здесь же приведен обзор существующих теоретических моделей, описывающих естественную циркуляцию в замкнутом контуре реакторной установки. Из одномерных уравнений сохранения энергии и количества движения аналитически получены выражения для стационарного расхода однофазной ЕЦ и перепада температуры на нагревателе. Также получены выражения для нивелирных напоров в участках циркуляционного контура с подъемным и опускным течением, одинаково справедливые как для однофазного, так и для двухфазного потока. Приведено выражение, которое в дальнейшем используется для вычисления движущего напора ЕЦ в первом контуре стенда ПСБ-ВВЭР при анализе аварии с течью теплоносителя из первого контура во второй.

В этой главе рассмотрены также вопросы, касающиеся подобия естественной циркуляции в реакторной установке и исследовательском стенде. Сформулированы условия, соблюдение которых необходимо для подобия физических явлений, реализующихся при естественной циркуляции в модели и прототипе. Опираясь на подход, предложенный М. Ыш и I. Ка1аока /58/, приведен набор численных критериев подобия, которые в следующей главе используются для обоснования достоверности моделирования явления ЕЦ на стенде ПСБ-ВВЭР.

Глава 2 посвящена обоснованию достоверности моделирования на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР однофазной естественной циркуляции. Для этого произведен обстоятельный анализ условий геометрического и гидравлического подобия модели и прототипа. Подробно рассмотрено соответствие конструкции стенда ПСБ-ВВЭР геометрическим масштабным критериям подобия. В этой главе также анализируются результаты эксперимента, выполненного на стенде ПСБ-ВВЭР, в котором моделировался переходный режим РУ ВВЭР-1000 с отключением четырех ГЦН и переходом к режиму однофазной ЕЦ. На основании сравнения экспериментальных данных и анализа безразмерных критериев подобия сделан вывод о достоверности физического моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР стационарных состояний с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя.

В главе 3 диссертационной работы изложены результаты исследования естественной циркуляции в условиях пошагового уменьшения количества теплоносителя в первом контуре РУ с ВВЭР-1000. Здесь представлены результаты эксперимента, выполненного на стенде ПСБ-ВВЭР для изучения различных механизмов отвода остаточного тепла от активной зоны в режиме ЕЦ в зависимости от количества теплоносителя, остающегося в первом контуре. Определены границы существования различных режимов охлаждения топливных сборок в реакторе ВВЭР-1000 в зависимости от массы теплоносителя, участвующего в охлаждении.

В главе 4 диссертационной работы изложены результаты исследования эффективности естественной циркуляции в РУ с ВВЭР-1000 в условиях аварии с течью из первого контура во второй. На основании экспериментальных данных и результатов расчетов с помощью кода RELAP5 показано, что при условии подачи воды хотя бы из одного канала активной САОЗ естественная циркуляция способна эффективно отводить остаточные тепловыделения от A3 даже после того, как происходит выравнивание давления в первом и втором контуре.

В приложении А приведено краткое описание экспериментальной установки. Здесь представлена общая характеристика стенда ПСБ-ВВЭР, кратко описано основное оборудование и система измерения стенда. Информация о размещении датчиков в модели реактора и в циркуляционных петлях необходима при анализе экспериментальных данных.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Дремин, Георгий Иванович

7. Результаты исследования двухфазной естественной циркуляции, полученные на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР используются для верификации как российских, так и западных теплогидравлических кодов. В настоящее время данные используются в ведущих организациях отрасли — Гидропрессе, НИТИ, Курчатовском институте, Атомэнергопроекте, ВНИИАЭС.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Дремин, Георгий Иванович, 2004 год

1. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблоков Запорожской АЭС. Энергодар, 2003.

2. Validation matrix for the assessment of thermal-hydraulic codes for VYER LOCA and transients. A report by the OECD support group on the WER thermal-hydraulic code validation matrix, NEA/CSNI/R(2001)4, 01 June 2001.

3. Compendium of ECCS research for realistic LOCA analysis. Final report NUREG 1230 R4. Washington, 1988.

4. G. Yadigaroglu. Passive core and containment cooling systems: Characteristics and state of the art. NURETH-9, San-Francisko, California, October 3-8, 1999.

5. N.V.Bukin, L.N.Borisov, A.L.Gromov, N.S.Fil, A.M.Shumsky. Effect of passive safety systems on typical beyond design basis accidents for WER-1000/V-392 plant. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-11, 2003.

6. Tay-Jian Liu. Reflux condensation behavior in U-tube steam generator with or without noncondensables. NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

7. K. Vierow, T. Nagae, T. Wu. Experimental investigation of reflax condensation heat transfer in PWR in the presence of noncondensible gases. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-9, 2003.

8. K. Umminger, W. Kastner, J. Libert, T. Mull. Thrmal hydraulcs of PWRs with respect to boron dilution phenomena. NURETH-9, San-Francisko, California, October 3-8, 1999.

9. K. Umminger, T. Mull, B. Schoen. Experiments on boron dulation in the integral test facility PKL. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-11, 2003.

10. Л.И. Зайчик, Б.И. Нигматулин, A.M. Скибин, Р.Х. Хасанов. Нестационарная одномерная модель для анализа неравномерности разбавления борной кислоты в первом контуре АЭС с ВВЭР. Атомная энергия, т.83, вып. 4, октябрь 1997.

11. F. D'Auria, M. Frogheri, U. Monasterolo. Removable power by natural circulation in PWR systems. ICONE-5, Nice, France, May 26-30, 1997.

12. F. D'Auria, M. Frogheri. Use of a natural circulation map for assessing PWR performance. Nuclear Engineering and Design, vol. 215, 111-126, 2002.

13. F. D'Auria, G. Galassi. Use of LOBI data for scaling of thermalhydraulic phenomena. LOBI seminar, 31 March-2 April, 1992, Arona, Italy.

14. A. Galastri, F. D'Auria, G. Galassi. Scaling of natural circulation in PWR systems. Eurotherm seminar №16 "Natural circulation in industrial applications", Pisa, Italy, October 11-12, 1990.

15. Jyrki Kouhia. Short description of the PACTEL facility and ISP 33. The 3th Meeting of the Working Group on Verification Matrix for Thermahydraulic System Codes applied for VVER Analysis, Borovoe, March 21-23, 1994.

16. F. De Pasquale, V. Faluomi. Analysis of a PACTEL Natural Circulation Experiment ISP 33 using the Relap5/Mod2.5 Code. New Trends in Nuclear System Termalhydraulics. May 30 June 2,1994, Pisa, Italy.

17. J. Steinborn, S. Nikonov. Results of Pre- and Postest calculations with ATHLET for International Standard Problem ISP-33 on PACTEL Test Facility. New Trends in Nuclear System Termalhydraulics. Pisa, Italy, May 30 June 2, 1994.

18. E. Krepper. Natural circulation experiments at the ISB-VVER integral test facility and calculations using the code ATHLET. Forschungszentrum Rossendorf, Report FZR-190, August 1997.

19. G. De Santi, G. Leva. Quick Look Report on LOBI-MOD2 Test A2-77A. Confidential Communication № 4029, December 1985.

20. J. Sanders, E. Ohlmer. Experimental data Report on LOBI-MOD2 Test A2-77A. Confidential Communication № 4024, April 1985.

21. D. Juhel, P. Bazin, G. Briday, D. Dumont. BETHSY natural circulation program and present results. Note SETh/LES/90-124, Decembre 1990.

22. Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на реакторной установке: 00.ПТ.ГТ.ИЭ.05А/ЗАЭС.- 1999.

23. Я. Щурек. Анализ аварии с малой течью теплоносителя из коллектора парогенератора реактора ВВЭР-440 с помощью кода Relap4/mod6. Труды международного семинара "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", 25-28 сентября 1990 г, Обнинск, 1991.

24. В. Борисенко, И. Каденко и др. Моделирование течи из первого контура во второй в РУ с ВВЭР-440. 5-й международный информационный форум по анализу безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК, Обнинск, 16-20 октября, 2000.

25. P. Groudev, М. Pavlova. Steam Generator Collector Rupture. Fifth International Information Exchange Forum on Safety Analysis for NPP of VVER and RBMK Types, Obninsk, 11-15 Oct, 2000.

26. И. Елкин, С. Пылев, А. Девкин. "Оценка масштабного фактора" Отчет РНЦ "Курчатовский институт" № 90-12/1-13-00, Москва, 2000.

27. N. Bukin, N. Fil, A. Gromov, Т. Brantova. Analysis and related recovery measures for WER-1000 primary-to-secondary leak. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-11,2003.

28. Y.N. Blinkov, I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremin, S.A. Galchanskaya. Investigation of primary-to-secondary leakage accident in the PSB-WER integral test facility. Jarestagung Kerntechnik, Berlin, Germany, 20-22 May, 2003.

29. И. Звирин и др. Экспериментальное и аналитическое исследование естественноциркуляционной системы с параллельными контурами. Теплопередача, 1981, т. 103, №4, стр. 44-54.

30. Yoram Zvirin, A review of natural circulation loops in pressurized water reactors and other systems. Nuclear Engineering and Design, 67 (1981), p203-225.

31. James J. Sienicki. Feasibility of natural circulation heat transport in the ENHS. Proceedings of ICONE 10, Arlington, VA, April 14-18, 2002.

32. D. A. Botelho and others. Realistic analysis of natural circulation in passive nuclear reactor cooling system. Proceedings of ICAPP'03, Cordoba, Spain, May 47,2003.

33. М.Е. Дейч, Г.А. Филлипов. Газодинамика двухфазных потоков. М.: Энергия, 1968.

34. Гидравлический расчет котельных агрегатов. Нормативный метод. Под редакцией В.А. Локшина, Д.Ф. Петерсона, A.JI. Шварца. М.: Энергия, 1978.

35. И.К. Лебедев. Гидродинамика паровых котлов. М.: Энергоатомиздат, 1987.

36. И.Е. Идельчик. Справочник по гидравлическим сопротивлениям / Под ред. М.О. Штейнберга. М.: Машиностроение, 1992.

37. М.В. Кирпичев, М.А. Михеев. Моделирование тепловых устройств. — М.: Изд. АН СССР, 1936.

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

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

40. A.N. Nahavandi, F.S. Castellana, E.N. Moradkhanian, "Scaling Lows for Modeling Nuclear Reactor Systems", Nuclear Science and Engineering, 72, 75-83, 1979.

41. R.L. Kiang, "Scaling criteria for nuclear reactor thermal hydraulic", Nuclear Science and Engineering, 89, № 3, pp 207-216, March 1985.

42. Б.И. Нигматулин. Современные методы обоснования теплогидравлических аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах. Теплоэнергетика. 1990, №8, стр.21-27.

43. Д.А. Лабунцов. Физические основы энергетики. Избранные труды по теплообмену, гидродинамике, термодинамике. М.: Издательство МЭИ, 2000.

44. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках. Теплоэнергетика, 1993, 6, с. 56-60.

45. М. Ishii, I. Kataoka. Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR's Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation. NUREG/CR-3267, ANL-38-82, Argonne National Laboratory Argonne, Illinois, March, 1983.

46. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. Исследование принципов моделирования аварийных ситуаций в элементах и системах ЯЭУ. Отчет о НИР по заказу ЭНИС. М., 1991,40 с.

47. Д.А. Лабунцов, Т.М. Муратова. Концепция моделирования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах АЭС с ВВЭР на интегральных стендах безопасности. Отчет о НИР по заказу ЭНИС. М., 1993,41 с.

48. Создание полномасштабного стенда безопасности ПСБ-ВВЭР-2 (10 МВт). ПСБ ВВЭР: Общее описание: Отчет о НИР (промежуточ.) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель Б.И. Нигматулин; 2.430 Электрогорск, 1995. -Отв. исполн. Л.К. Тихоненко.

49. Исходные данные для проведения теплогидравлических расчетов реакторной установки ВВЭР -1000 типа В-320. Отчет ВНИИАЭС № ОЭ -2145.86, Москва, 1986.

50. Установка реакторная В-428. Перечень исходных данных для теплогидравлических расчетов. Материал ОКБ "Гидропресс" 428Д 8 / Подольск.- 1998.

51. Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности. 320.00.00.00.0000 Д61 / ОКБ Гидропресс.- 1987.

52. Основные исходные данные для проведения расчетного обоснования СОАИ для РУ В-320. Балаковская АЭС, энергоблок №4 / Балаково.- 1996.

53. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. Издание международного хозяйственного объединения ИНТЕР-АТОМЭНЕРГО, Москва, 1989 г.

54. Аварии и инциденты на атомных электростанциях: Учебное пособие. — Под ред. С.П. Соболева. Обнинск: изд. ИАТЭ, 1992.

55. В.В. Стекольников, В.Ф. Титов. Причины повреждения коллекторов теплоносителя и меры повышения надежности парогенераторов ПГВ-1000. Атомная энергия, т.71, вып. 4, октябрь 1991.

56. Анализ эксперимента "Течь из первого контура во второй": Отчет о НИР / ИЛЬ ИЯЭ РНЦ "Курчатовский институт"; Руководитель И.В. Елкин.-90-12/1-11-01.-М.,2001.-93 с.-Отв. исполн. С.С. Пылев.

57. П.Л. Кириллов, Т.П. Богословская. Тепло- массообмен в ядерных энергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 2000.

58. Программа экспериментальных исследований на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР. М.: Электрогорск, 2000.

59. A.V. Kapustin, G.I. Dremin. Relap5 analysis of PSB-WER natural circulation experiment with various primary inventories. Proceedings of the IYNC 2004, Toronto-Canada, May 9-13, 2004.

60. И.В. Елкин, И.А. Липатов, Г.И. Дремин, С.А. Галчанская, В.И. Гудков и др. Экспериментальные исследования аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 на крупномасштабной установке ПСБ-ВВЭР. Годовой отчет ЭНИЦ за 2001 год. Электрогорск, 2002.

61. И.А. Липатов, Г.И. Дремин, С.А. Галчанская, С.М. Никонов, А.А. Ровнов, И. В. Елкин и др. Эксперименты на стенде ПСБ-ВВЭР в 2002 году. Годовой отчет ЭНИЦ за 2002 г.- Электрогорск, 2003.

62. V.N. Blinkov, O.I. Melikhov, G.I. Dremin, I.A. Lipatov, S.A. Galchanskaya, A.V. Kapustin, I.V. Elkin. PSB-WER natural circulation experiment. Proceedings of the ICAPP-2004, Pittsburgh, PA USA, June 13-17, 2004.

63. S.K. Moussavian, F. D'Auria, M. Salehi. Investigation of Natural Circulation Phenomena in WER-1000 Reactors. 11-th International Conference on Nuclear Engineering, Tokyo, Japan, April 20-23, 2003.

64. S.K. Moussavian, F. D'Auria, M. Salehi. Analysis of Natural Circulation Phenomena in WER-1000. Nuclear Engineering and Design, 229,2004, p. 25-46.

65. И.В. Елкин, Г.И. Дремин И.А. Липатов, С.А. Галчанская, А.В. Капустин и др. Естественная циркуляция теплоносителя при пошаговом дренировании первого контура стенда ПСБ-ВВЭР. Годовой отчет ЭНИЦ за 2003 год -Электрогорск, 2004.

66. Б.А. Дементьев. Ядерные энергетические реакторы— М.: Энергоатомиздат, 1990.

67. С.С. Пылев, И.В. Елкин, В.Л. Рогинская. Верификация кода КОРСАР на результатах экспериментов на стенде ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (заключительный) / ИПБ ЯЭ РНЦ КИ. инв. № 90-12/01-10-03. - Москва,2003.

68. В.И. Горбуров, В.М. Зорин, Н.Г. Рассохин. Метод предельной оценки естественной циркуляции двухфазных сред в сложных пространственных контурах//Теплоэнергетика. 1992. №2. С.46-49.