Исследование теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с реактором ВВЭР-1000 при аварии с течью теплоносителя на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Липатов, Игорь Александрович

• Липатов, Игорь Александрович
• кандидат технических наук
• 1999

Оглавление диссертации кандидат технических наук Липатов, Игорь Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ.

1.1 Матрицы верификации.

1.1.1 Предпосылки и история возникновения матриц верификации.

1.1.2 Матрицы верификации применительно к реакторам ВВЭР.

1.2 Способы моделирования реакторных установок.

1.2.1 Обзор имеющихся способов моделирования.

1.2.2 Закон моделирования с изменением масштаба по времени (линейное моделирование).

1.2.3 Закон моделирования с сохранением масштаба по времени (объ-емно-мощностное моделирование).

1.2.4 Закон моделирования однофазных течений (М.Ишии).

1.2.5 Закон моделирования двухфазных течений (М.Ишии).

1.2.6 Возможности имеющихся способов моделирования.

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

1.3 Классификация аварий с течью теплоносителя.

1.3.1 Компенсируемые малые течи (< 0.3 - 0.4%).

1.3.2 Некомпенсируемые малые течи (от 0.3-0.4% до 1.5-2%).

1.3.3 Средние течи (от 1.5-2% до 9-11 %).

1.3 А Большие течи (>9-11%).

ГЛАВА 2. ИНТЕГРАЛЬНЫЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ

УСТАНОВКИ.

2.1 Общие положения.

2.2 Интегральные установки, моделирующие Р\¥11.

2.3 Интегральные установки, моделирующие ВВЭР.

2.4 Место ПСБ-ВВЭР в ряду экспериментальных установок.

2.5 Оценка качества моделирования ПСБ-ВВЭР.

ГЛАВА 3. КРУПНОМАСШТАБНЫЙ ИНТЕГРАЛЬНЫЙ СТЕНД

ПСБ-ВВЭР.

3.1 Схема стенда. Основные характеристики ПСБ-ВВЭР.

3.2 Краткое описание основного оборудования.

3.2.1 Модель реактора.

3.2.2 Трубопроводы петель, патрубки, циркуляционные насосы.

3.2.3 Система компенсации давления.

3.2.4 Второй контур.

3.2.5 Система аварийного охлаждения зоны (САОЗ).

3.2.6 Система имитации течи.

3.3 Система измерений.

3.4 Погрешности измерений.

3.5 АСНИ.

3.6 АСУ ТП.

ГЛАВА 4. АНАЛИЗ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ, ПОЛУЧЕННЫХ НА СТЕНДЕ ПСБ-ВВЭР.

4.1 Задачи экспериментальных исследований.

4.2 Конфигурация систем стенда.

4.3 Начальные условия экспериментов.

4.4 Граничные условия экспериментов.

4.5 Результаты экспериментов.

4.5.1 Описание эксперимента ВКС-4.0-05.

4.5.2 Сопоставление основных событий, возникающих в процессе аварий с течью теплоносителя.

4.5.3 Поведение давления в I и II контурах.

4.5.4 Распределение теплоносителя по контуру циркуляции.

4.5.5 Асимметричное поведение петель циркуляции.

4.5.6 Аккумулированное тепло и тепловые потери.

4.6 Явления, воспроизведенные на ПСБ-ВВЭР.

ВЫВОДЫ.

Список используемой литературы ПРИЛОЖЕНИЕ А.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование теплогидравлических процессов в первом контуре АЭС с реактором ВВЭР-1000 при аварии с течью теплоносителя на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР»

Непрерывный рост потребности в электрической энергии во всем мире и экономические соображения, связанные с прямыми затратами на производство этой энергии и с косвенными затратами, направленными на сохранение окружающей среды, обеспечение безопасности производства и т.д., требуют внимательного подхода к рациональному использованию имеющихся источников энергии, включая ядерные.

Развитие атомной энергетики на современном этапе возможно лишь при разработке новых подходов к оценке безопасности АЭС и при пересмотре границ безопасности с технической точки зрения. Это неизбежно ведет к росту капиталовложений в обеспечение безопасности атомной энергетики и, соответственно, к удорожанию вырабатываемой ими электроэнергии.

Атомная энергетика в России базируется на двух основных направлениях: корпусные реакторы типа ВВЭР с водой под давлением в качестве теплоносителя и замедлителя и канальные графитовые реакторы типа РБМК.

Реакторы ВВЭР зарекомендовали себя как надежные аппараты и получили широкое распространение не только в России, но и в других странах (Болгарии, Финляндии, Украине, Венгрии, Чехии, Словакии, началось строительство АЭС с ВВЭР в Иране, Индии, Китае).

В настоящее время под эгидой международной организации OECD во многих странах, заинтересованных в безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР, развернута широкая работа, направленная на исследование теплогидравличе-ских аспектов безопасности этого типа реакторов в соответствии с общепризнанными на Западе нормами. Основная цель работы - совершенствование и верификация имеющихся компьютерных теплогидравлических программ (кодов) применительно к реакторам ВВЭР. На первом этапе работы разрабатываются так называемые Матрицы верификации.

В Матрицах верификации содержится следующая информация: - перечень теплогидравлических явлений, инициируемых в элементах АЭС различными переходными и аварийными режимами;

- информация о том, насколько то или иное явление специфично для реакторной установки ВВЭР-440 либо ВВЭР-1000;

- перечень основных типов аварий с указанием того, какие явления при этом могут возникнуть;

- перечень интегральных теплофизических стендов, моделирующих реакторные установки типа ВВЭР с указанием возможности моделирования на. них тех и или иных явлений;

- перечень установок для исследования отдельных эффектов так же с указанием явлений, которые они могут воспроизводить;

- перечень интегральных теплофизических стендов с указанием того, моделью какого типа реактора является данная установка, и какие типы аварий на ней уже исследованы из приведенного перечня.

Всего было разработано три матрицы: Матрица I - для аварий с большой течью теплоносителя из первого контура; Матрица II - для аварий с малой и средней течью теплоносителя из первого контура;

Матрица III - для переходных режимов.

В результате создания Матриц вырисовывается ясная картина и становиться очевидным, на исследование каких явлений требуется направить большие усилия.

Экспериментальные исследования теплогидравлических явлений в реакторных установках разделены на две большие группы: исследования с помощью установок отдельных эффектов и с помощью так называемых интегральных стендов.

Установки отдельных эффектов обычно моделируют тот или иной элемент исследуемого реактора, на них изучается одно или несколько явлений, присущих данному элементу. Они имеют свои преимущества и недостатки.

Относительная простота установок позволяет:

- хорошо оснастить их системой измерения и получать более качественные результаты;

- четко выставлять начальные и граничные условия, свойственные изучаемому явлению, и, следовательно, с хорошей степенью однозначности воспроизводить требуемые процессы.

- быстро создавать стенды различного масштаба, выявляя влияние масштабного фактора на исследуемый процесс.

К недостаткам установок отдельных эффектов относится неопределенность изменения входных параметров в течение эксперимента, связанная с невозможностью симитировать ход процесса аналогично тому, как он происходит в реакторе, из-за невозможности учета влияния явлений, происходящих в других элементах.

Интегральные установки, как правило, имеют в своем составе полный набор основных элементов реактора: модель корпуса реактора, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы и компенсатор давления, а так же другие системы оказывающие влияние на ход аварийного процесса.

Интегральные стенды не предназначены для исследования тегаюгидрав-лических явлений с той тщательностью, как это делается на установках отдельных эффектов, но на них воспроизводится уже большой комплекс явлений и их взаимосвязь друг с другом. Здесь возникает другой класс явлений - называемых системными явлениями. С помощью этих стендов можно полностью проследить ход аварийного процесса и изучить влияние того либо иного оборудования на поведение системы в целом.

Как будет показано в "Главе 1", результаты, полученные на интегральных стендах, нельзя непосредственно экстраполировать на реакторную установку Они в основном предназначаются для верификации теплогидравлических кодое в условиях, весьма приближенных к тем, что существуют в реакторе-прототипе.

После заполнения всех пустующих клеток в Матрицах верификации экспериментальными данными и получения адекватных результатов расчета с помощью кодов можно будет с большой степенью уверенности сказать, что кодь прошедшие данную процедуру, способны с хорошей достоверностью рассчитать переходные и аварийные процессы реакторной установки.

Установок отдельных эффектов за последние 40 с лишним лет существования «атомной эры» было построено огромное множество как у нас в стране, так и за рубежом. В Матрицы верификации было включено небольшое их количество, только те стенды, которые способны более качественно представить информацию, как с точки зрения моделирования явлений, так и с точки зрения качества, достоверности и достаточности измерений.

Что касается интегральных стендов, необходимость их создания была понята с некоторым опозданием. После аварии на АЭС Три Майл Айленд в США была развернута обширная программа по теплогидравлическим исследованиям с использованием большого количества интегральных установок разных масштабов, с использованием различных способов моделирования и моделирующих различные типы реакторов. Наиболее известная из них - крупномасштабная установка LOFT, в которой использовалось ядерное топливо. Во всех других интегральных установках, когда-либо сооруженных и эксплуатируемых, в качестве источника тепла в модели активной зоны используется электрическая энергия.

В европейских странах, а так же в Японии в восьмидесятых годах был создан ряд интегральных установок, моделирующих различные модификации самых распространенных на Западе реакторов с водой под давлением - PWR и кипящих корпусных реакторов - BWR.

Что касается интегральных стендов, моделирующих установки с реактором ВВЭР, то может сложиться впечатление о том, что имеется достаточное их количество. При более детальном рассмотрении (п. 2.3 - данной работы) видно, что представительность и качество моделирования большинства установок, моделирующих ВВЭР, находятся на уровне, не соответствующем сегодняшним требованиям.

В 1985 г. Министерством атомной энергетики в соответствии с комплексной программой по безопасности АЭС было начато финансирование сооружения двух интегральных установок в ЭНИЦ, имитирующих первый контур АЭС с ВВЭР-1000:

- интегрального стенда - ИСБ-ВВЭР, масштаб: 1:3000

- интегрального стенда - ПСБ-ВВЭР, масштаб: 1:300.

В 1992 г. при научном руководстве РНЦ "Курчатовский Институт" был создан первый в России полноценный интегральный стенд (ИСБ-ВВЭР), отвечающий требованиям Госатомнадзора РФ. Стенд ИСБ-ВВЭР структурно подобен реальной АЭС и предназначен для исследования теплогидравлической обстановки в стационарных, переходных и аварийных режимах в первом контуре АЭС с реактором типа ВВЭР-1000.

Однако этот стенд имеет свои недостатки, к которым можно отнести: наличие двух петель циркуляции из четырех имеющихся в реакторе-прототипе. Соотношение объемов петель 1:3; малый объемный масштаб моделирования, ведущий к ряду существенных искажений.

Стенд ПСБ-ВВЭР, сооруженный в ЭНИЦ, и начавший эксплуатироваться в 1998 году, лишен перечисленных выше недостатков и в настоящее время является базовым интегральным стендом для исследования теплогидравлической обстановки в реакторной установке ВВЭР-1000.

Анализу теплогидравлических характеристик этого стенда, а так же анализу первых экспериментальных результатов, полученных на этом стенде, и посвящена эта работа.

Актуальность.

В настоящее время Россия включается в международную рыночную кооперацию и предлагает другим странам, решившим развивать у себя атомнук энергетику, свои услуги. И здесь сталкивается с жесткой конкуренцией.

Наиболее конкурентоспособным российским реактором на сегодняшний день является реактор ВВЭР-1000. При достаточно хороших экономически) показателях за десятилетия эксплуатации многих блоков показана высокая на дежность этого типа реактора.

К сожалению, на сегодняшний день нет полноценного расчетного доказа тельства безопасности АЭС российской конструкции с использованием тепло гидравлических системных кодов улучшенной оценки, верифицированных н; экспериментальных данных (международные требования к безопасности АЭС). Это затрудняет их продвижение на международном рынке.

Интегральная установка ПСБ-ВВЭР наилучшим образом отвечает задачам получения требуемых экспериментальных данных и является важным элементом в обосновании безопасности, как ВВЭР-1000, так и реакторных установок нового поколения.

В Западных странах процесс верификации кодов в том виде, в котором он существует сейчас, начался 10-15 лет назад. За это время такие коды, как RELAP, CATHARE, ATHLET, TRAC прошли ряд тщательных проверок и подтвердили свою пригодность для оценки безопасности западных типов реакторов. В настоящее время эти коды включились в процесс верификации применительно к Российским типам реакторов.

Конечно, при обосновании безопасности реакторной установки можно обойтись уже имеющимися Западными кодами. Но в этом случае неизбежны экономические потери и некоторая потеря самостоятельности как для случая обоснования безопасности существующих, так и вновь создаваемых реакторных установок.

Наличие собственного хорошо развитого кода предполагает наличие соответствующей экспериментальной базы и, конечно, собственных интегральных стендов, на которых можно проверить его адекватность. С этой задачей хорошо могут справиться созданные в ЭНИЦ теплофизические стенды ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

Научная новизна. На интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, являющемся единственной в мире четырехпетлевой, крупномасштабной установкой, структурно-подобной первому контуру реакторной установки ВВЭР-1000, исследованы те-плогидравлические процессы при авариях с малыми и средними течами теплоносителя из разных мест первого контура реакторной установки.

Исследовано влияние отказов оборудования системы аварийного охлаждения зоны, включая множественные отказы.

В процессе обезвоживания первого контура обнаружено явление стабилизации уровня в ВКС, важное для безопасности реактора.

Установлено существенное влияние асимметричного поведения петель на ход аварийного процесса.

Впервые в практике экспериментальных исследований на интегральных стендах было использованы новые измерения - датчики теплового потока, установленные на наружных поверхностях различных элементов стенда. Применение этих датчиков показало их эффективность и полезность полученной информации для изучения теплогидравлических процессов.

Достоверность полученных данных, выводов и рекомендаций обеспечивается обоснованностью методик экспериментального исследования; большим числом экспериментов с хорошей воспроизводимостью экспериментальных данных; автоматизацией экспериментов и процесса обработки опытных данных; расчетом погрешностей измерений, которые были того же порядка, что и дисперсии тестовых результатов; использованием результатов характеристических экспериментов и расчетов.

Практическая ценность работы. Все основные этапы работы, включая проектирование, сооружение, выполнение экспериментов, обработку и анализ экспериментальных данных выполнялись по согласованным техническим заданиям и договорам с 27 ГУ Минатомэнергопром, с концерном «Росэнергоатом» и с ОКБ «Гидропресс».

Результаты экспериментов переданы в концерн «Росэнергоатом» и Генеральному конструктору реакторов ВВЭР-1000 ОКБ «Гидропресс» для выполнения верификации теплогидравлического кода ТРАП.

Один из экспериментов используется для верификации кодов в рамках Международного контракта TACIS.

Системный анализ инициируемых в первом контуре явлений и их зависимость от отказа либо от задержки срабатывания того либо иного оборудования системы аварийного охлаждения зоны помог понять их эффективность, важность времени задержки срабатывания и позволил наметить дальнейшие пути для развития процедур управления авариями.

Полученные на стенде ПСБ-ВВЭР экспериментальные данные по исследованию теплогидравлических процессов при авариях с течью теплоносителе пополнят банк экспериментальных данных для верификации теплогидравличе-ских кодов.

Личный вклад автора. Начиная с 1994 года, автор участвовал в процессе сооружения стенда ПСБ-ВВЭР в качестве ответственного исполнителя, а затем руководителя группы. Непосредственно участвовал в постановке и формулировании проблем исследования, проектировании отдельных элементов стенда, системы измерения и управления стендом. Под руководством автора и при его непосредственном участии проводились характеристические эксперименты по определению теплофизических свойств стенда, разрабатывались сценарии и выполнялись эксперименты, а так же проводился анализ и обобщение экспериментальных данных.

Апробация работы. Результаты работы докладывались на совещаниях международной группы поддержки стенда ПСБ-ВВЭР под эгидой OECD в 1995 г., 1996 г., 1997 г.; на заседаниях международной Рабочей Группы IPSN/GRS по верификации системных теплогидравлических кодов: июнь, 1994 г. - Москва; ноябрь, 1997 г. - Будапешт; на научно-техническом совещании в Центре Ядерных Исследований CENG - Гренобль, Франция, 1996 г.; на международной выставке Ядерных Технологий - Пекин, Китай, 1998 г.; на отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС «Теплофизика-99» - Обнинск, 1999 г.; на Международном Информационном Форуме по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК - Обнинск, 1999 г.; на научно технических семинарах в ЭНИЦ ВНИИАЭС.

По теме данной работы автором в соавторстве выпущено 17 научно технических отчетов и опубликовано 6 работ.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Липатов, Игорь Александрович

выводы

1. На основании проведенного анализа методов моделирования, используемых при создании интегральных экспериментальных установок и сравнения характеристик лучших установок, сделан вывод, что стенд ПСБ-ВВЭР отвечает современным требованиям и пригоден для получения качественной информации для верификации теплогидравлических кодов.

2. Выполненные экспериментальные исследования на модели РУ ВВЭР-1000, показали сложность и взаимосвязанность теплогидравлических процессов в режимах с разгерметизацией первого контура и имитацией отказов различного оборудования. Выявлено влияние места и размера течи на время обезвоживания активной зоны. Показана эффективность системы САОЗ для сохранения температурного режима твэл при течи 4 %, что соответствует диаметру реального трубопровода 170 мм.

3. Установлено, что в режимах с 1 % течью из холодного трубопровода, при отказе двух из трех линий активной САОЗ высокого давления, в первом контуре давление не снижается до уставки работы ГЕ, что приводит к обезвоживанию АЗ и последующему разогреву имитаторов твэл. Работы двух, а тем более трех линий активной САОЗ высокого давления достаточно для расхолаживания РУ при данном типе аварии.

4. Во всех исследованных режимах зафиксирована работа БРУ-А. Выявлено, что интенсивность работы БРУ-А зависит: во первых от размера течи (чем больше течь, тем меньше срабатываний БРУ-А); во вторых от работоспособности активной САОЗ высокого давления. В режиме с течью из холодного трубопровода, при работе одной линии САОЗ, БРУ-А работала 8 раз и тем не менее обезвоживание АЗ произошло, а в режиме с работой 3 линий САОЗ БРУ-А работала 3 раза.

5. Во всех экспериментах, вне зависимости от места и размера течи, обнаружено явление длительной стабилизация уровня теплоносителя в ВКС. Явление связано с противоборством гидростатической силы весовых столбов в опускном участке и в модели зоны с одной стороны и силы выдавливания паром весового уровня в ВКС для обеспечения свободного выхода пара в горячие трубопроводы с другой стороны. Данное явление важно с точки зрения безопасности, так как обеспечивает достаточные условия теплообмена в активной зоне, при аварии с течью теплоносителя из первого контура.

6. Установлено, что асимметрия поведения петель циркуляции (вызванное подсоединением КД к петле циркуляции, работой БРУ-А, возможными отказами систем второго контура одного или нескольких ПГ, работой активной системы САОЗ) серьезно влияет на ход аварийного процесса. В частности, именно благодаря асимметричному поведению петель в режиме ГЗ-0.1-03 произошла очистка гидрозатворов в двух петлях, что позволило продолжить охлаждение активной зоны.

7. Впервые на интегральном стенде использованы датчики теплового потока, установленные на внешней поверхности основных элементов первого контура. Датчики предоставляют важную информацию о ходе аварийного процесса и позволяют более качественно проводить верификацию теплогидравлических кодов. Проанализирован вклад аккумулированного тепла и тепловых потерь на поведение теплогидравлических параметров в различных элементах первого контура в ходе аварийного процесса. Показано, что при быстрых темпах снижения температуры влияние аккумулированного тепла намного превосходит влияние тепловых потерь. При стабилизации температуры определяющими становятся тепловые потери.

8. Результаты экспериментального исследования используются:

- генеральным конструктором РУ ВВЭР-1000 ОКБ «Гидропресс» при выполнении верификации теплогидравлического кода ТРАП (договора № 95-99/4 и № 1/9428-99/4/98);

- концерном «Росэнергоатом» (договора № 99/32/1363 и № 99/32/658)

- при верификации кодов ATHLET и CATHARE в рамках программы TACIS (контракт SC98/53-98-0196);

- для пополнения банка данных ЭНИЦ

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Липатов, Игорь Александрович, 1999 год

1. Нигматулин Б.И. Современные методы обоснования теплогидравлических аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных интегральных стендах // Теплоэнергетика.- 1990,- № 8 С. 21-27.

2. Verification Matrix for Thermal-hydraulic System Codes Applied for VVER Analysis: Common Report / IPS, GRS; No.25.- 1995. (July). - Liesch K. (GRS), Reocreux M. (IPSN).

3. CSNI code validation matrix of thermalhydraulic codes for LWR LOCA and transients: CSNI Report 132 - 1987. (March).

4. CSNI Integral Test Facility Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients: CSNI Report.- 1996. (July).

5. Верификация комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР «ТРАП-97»: Отчет / ОКБ «Гидропресс». ДЭ-108. - 1998. - Исполн.: С.И. Зайцев, Ю.В. Беляев, Ю.А. Безруков, В.И. Щекол-дин, А.А. Вавилина, Ю.Н. Корниенко.

6. Development of a WWER specific validation matrix for the assessment of thermalhydraulic codes. / K. Liesch, M. Reocreux, A. Suslov, S. Zaytzev // International Seminar, Kouku Kaikan, Tokyo, Japan, 8-9 July 1997. - Tokyo, 1997.

7. Российская стандартная проблема безопасности N1 (СПБ-1) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 2.4% из выходной камеры реактора: Отчет о НИР / ЭНИЦ;

8. Руководитель М.П.Гашенко. 3.433. - Электрогорск, 1995. - 317 с. -Отв.исполн. И.А. Липатов.

9. D'Auria F., Karwat Н. OECD/CSNI state-of-the-art-report oh thermalhydraulics of emergency core cooling systems. Experimental programs. // Pisa University report -NT 138(89). 1989.

10. Валидация компьютерных кодов применительно к ВВЭР и РБМК. Окончательный план валидации кода RELAP5 применительно к ВВЭР. Совместный проект 6. Фаза 2: Отчет / МА и МЦЯБ WO № 974066401.- Москва, 1998.

11. Compendium of ECCS research for realistic LOCA analysis: Final report / NUREG. 1230 R4. - Washington, 1988.

12. Materials of OECD Working Group on Verification Matrix for Thermal-hydraulic System Codes Applied for VYER Analysis / OECD Working Group Budapest, 1997.

13. Гордон Б.Г., Ковалевич B.M. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках // Теплоэнергетика. 1992. - № 10, - С. 812.

14. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках. //Теплоэнергетика. 1993. - № 6,-С. 56-60.

15. Kline S.J. Similitude and approximation theory. Springer Verlog New York, NY 1986.

16. Сконкин А.Ю. Обзор литературы по теме: "Моделирование аварий с малыми течами на АЭС с реакторами типа ВВЭР с помощью интегральных стендов. Основные критерии моделирования" Электрогорск, 1986.

17. Kiang R.L. Scaling criteria for nuclear reactor thermal hydraulic // Nuclear Science and Engineering, 89. 1985. - № 3. - P. 207-216. (March).

18. Исаченко В.П., и др. Теплопередача / В.П. Исаченко, В.А. Осипова, А.С. Сукомел. 4-е изд., перераб. и дополн. - М.: Энергоиздат, 1981. - 416 с.

19. Rose R.P. Heat transfer problems associated with the LOFT (Loss of Fluid Test) Program. // Proc. ASME-AICHE Heat Transfer Conf., Los Angeles, California, August 8-11, 1965. Los Angeles, 1965. (American Society of Mechanical Engineers)

20. Carbiener W.A., Cudnic R.A. Trans. Am. Nucl. Soc. 1969. - № 12 - P. 361.

21. Yabarrondo L.J. et al. "Examination of LOFT Scaling," contributed by the Heat Transfer Division of the American Society of Mechanical Engineers at the Annual Winter Mtg., New York, November, 1974. New York, 1974.

22. Nahavandi A.N., Castellana F.S., Moradkhanian E.N. Scaling Lows for Modeling Nuclear Reactor Systems // Nuclear Science and Engineering. 1979. - № 72, - P. 7583,

23. Problems in Modeling of Small Break LOCA .Report / NRC NUREG 0724. -1980. -N. Zuber.

24. Исследование принципов моделирования аварийных ситуаций в элементах и системах ЯЭУ: Отчет о НИР по заказу ЭНИС / ЭНИН. М., 1991. - 40 с. -Исполн.: Д.А. Лабунцов, Т.М. Муратова.

25. Исследование гидрозатвора АЭС в аварийных и переходных режимах: Отчет о НИР по заказу ЭНИС / ЭНИН. М., 1992,- 47 с. - Исполн.: Д.А. Лабунцов, Т.М. Муратова.

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

27. Heisler М.Р., Singer R.M. Facility Requirements for Natural Convection Shutdown Heat Removal System Testing. // Decay Heat Removal and Natural Convection in Fast Breeder Reactors. / Hemisphere -1981.-P.113.

28. Heisler M.P. Development of Scaling Requirements for Natural Convection Liquid-Metal Fast Breeder Reactors Shutdown Heat Removal Test Removal Test Facilities // Nucl. Sci. Eng. 1982. - № 80. - P. 347.

29. Ishii M., Kataoka I. 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.

30. Kocamustafaogullari G., Ishii M. Reduced Pressure and Fluid to Fluid Scaling Lows for Two-Phase Flow Loop / NUREG/CR-4584, ANL-86-19, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, April, 1986.

31. Zuber N., Findlay J.A. Average Volumetric Concentration in Two-Phase Flow Systems, J. //Heat Trans. 1965. - Vol. 87. - P. 453.

32. Лабунцов Д.А., Муратова T.M. О моделировании аварий в системах ЯЭУ // Теплоэнергетика. 1992. - № 10. - С. 16-21.

33. Эйгенсон JI.C. Моделирование. М.: Советская наука, 1952. - 372 с.

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

35. Burchill W.E. Physical Phenomena of a Small-Break Loss-of-Coolant Accident in a PWR // Nuclear Safety 1982. - Vol. 23. - № 5, September-October.

36. Разработка матрицы переходных и аварийных режимов АЭС с ВВЭР-1000 для моделирования на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР / ЭНИЦ. -2.403. Электрогорск, 1993. - 64 с. - Исполн.: JT.K. Тихоненко, А.Ю. Сконкин, Н.Н. Фоминых.

37. Руководство по способам и средствам управления запроектными авариями. РЦ. 2.2.21. / Российский государственный концерн «Росэнергоатом», Калининская АЭС. 1993. - 202 с.

38. Reader D.L. LOFT System and test description (5.5 ft Nuclear Core 1 LOCE's) / NUREC/CR-0247, TREE-1208, July 1978.

39. Ball L.J. et al. Semiscale Program Description / EG&G Idaho Inc., TREE-NUREG-1210, May 1978.

40. Patton M.L. Semiscale Mod-3 System Description / NUREG/CR-0239, TREE-NUREG-1212, July 1978.

41. System Design Description for the Mod-2A Semiscale System, Addendum I, "Mod-2A Phase I Addendum to Mod-3 A System Description" / EG&G Idaho Inc., December 1980.

42. Riebold W.L., Staedtke H. LOBI Influence on PWR Primary Loops on Blow-down: First results / NUREG/CP-0024, Proceedings of the 9th Water Reactor Safety Research Information Meeting at Gaithersburg, Md., October 26-30, 1981.

43. Riebold W.L. LOBI-Mod 2 Program Status and Plans / Spec. Meet. On SBLOCA Analysis in LWR's, Pisa, June 23-27,1985.

44. ROSA-IV Large Scale Test Facility (LSTF) System Description / The ROSA-IV group // Japan Atomic Energy Research Institute, JAERI-M 84-237, 1985.

45. Brand B., Mandl R., Watzinger H. Experimental investigation of core cooling and system behavior following a loss of coolant accident in a PWR J. //Atom Kernenergie. Kerntechnik, Vol. 49, 1976.

46. Bazin P. BETHSY data base / Centre de'Etudes Nucléaires de Grenoble: Note. -March 1988.

47. Gully Ph. BETHSY data base. Update of the initial report and its addendum (Ref. SETh/LES/87-28) for the period May 88 until May 95 / Centre de'Etudes Nucleaires de Grenoble: Note STR/LES/95-237. - June 1995.

48. Cattadori G., Rigamonti M. SPES: Facility Description and Specification for OECD-CSNI International Standard Problem №22, (Vol. I). ENEA TERM-RISIL, HEAG 1 TP4B, November 1987.

49. Weiss P., Sawitzki M., Winkler F. UPTF, a full scale PWR loss-of-coolant accident experiment program. J. Atomkernenergie, Vol. 49, 1986.

50. Kervinen Т., Purhonen H., Haapalehto T. REWET-II and REWET-III facilities for PWR LOCA experiments: VTT Technical Note 929, Espoo, January 1989.

51. Purhonen H., Miettinen J. PACTEL-Parallel Channel Test Loop General Description for ISP // Nuclear Engineering Laboratory Technical report / Technical Research Centre of Finland. № 9/91. - Lappeenranta, 1991.

52. Korteniemi V., Virtanen E., Haapalehto Т., Kouhia J. Analysis of the PACTEL Loss-of-feedwater experiments // Third International Seminar on Horizontal Steam Generators. Lappeenranta 1995.

53. Ezsol Gy., Szabados L., Trosztel I. PMK-2. Experimental Study on Steam Generator Behavior // Third International Seminar on Horizontal Steam Generators. -Lappeenranta 1995.

54. Yuh-Ming Ferng. Evaluation of Inherent Distortions in the IIST Facility Using the RELAP%/MOD3 Code // Nuclear Science and Engineering. 1996. 123 . - № 2 -P. 190-205.

55. Lee C.H., Liu N.J., Chiang L.C., Hong W.T., Hsia D.Y. Investigation of loss of RHR during closed mid-loop operation: IIST experiments // ICONE-3, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995.

56. Экспериментальный теплофизический стенд для исследования переходных и аварийных режимов: Отчет о НИР (промежут.) / ЭНИС. -3.349. Электро-горск, 1988. - 92 с. - Отв.исполн.: М.П.Гашенко.

57. Моделирование аварий с малой течью на АЭС с ВВЭР. Критерии подобия для интегральных стендов: Отчет о НИР / ЭНИС. 23.336. - Электрогорск, 1987. - 46 с. - Отв.исполн.: А.Ю. Сконкин.

58. Полномасштабный стенд безопасности ПСБ-ВВЭР. Описание основного оборудования: Отчет о НИР / ЭНИС. 2.387. - Электрогорск, 1991. -Отв.исполн.: А.Ю. Сконкин.

59. Система основных измерений полномасштабного стенда безопасности (ПСБ-ВВЭР): Отчет о НИР / ЭНИС. 2.404. - Электрогорск, 1993. - 84 с. -Отв.исполн.: А.Ю. Сконкин.

60. Нигматулин Б.И., Лобачев А.Г., Тихоненко Л.К. Статус интегрального стенда безопасности ПСБ-ВВЭР Электрогорск, 1994. - Препринт LO 1-01/1995.

61. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000 / Международное хозяйственное объединение ИНТЕР-АТОМЭНЕРГО. Москва, 1989.

62. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М: Энергоатомиздат, 1988. - 356 с.

63. Борзов В.Л. и др. Анализ теплогидравлических исследований первого контура ЯППУ с ВВЭР-1000 // Атомные электрические станции: Сб.ст. / Под общ.ред. Л.М. Воронина. М: Энергоатомиздат, 1989. - С. 28.

64. Роль гидрозатвора в переходных режимах контура PWR при малых разрывах холодной ветви. Эксперимент и проблемы моделирования: Отчет о НИР / ЭНИЦ 2.396. - Электрогорск, 1992.

65. Некоторые аспекты моделирования максимальной проектной аварии ВВЭР-1000 на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР / ЭНИЦ. 2.412. - Электрогорск, 1994. -11 е.- Отв.исп.: Л.К. Тихоненко.

66. Status and Needs of the PSB-WER Experimental Project: Report / OECD Support Group on the PSB-WER Project. Rev.l, August 1994.

67. ПСБ-ВВЭР: Метрологическая характеристика измерительных каналов: Отчет о НИР (промежуточ.) / ЭНИЦ. 2.432. - Электрогорск, 1995. - 29 с. -Отв.исп.: Г.И. Дремин, С.А. Галчанская.

68. ПСБ-ВВЭР. Экспериментальное определение гидравлических характеристик элементов первого контура. Однофазная естественная циркуляция: Отчет о НИР / ЭНИЦ; Руководитель И.В.Елкин. 2.493. - Электрогорск, 1997. -Отв.исполн.: И.А. Липатов.

69. Система контроля и управления полномасштабного стенда безопасности ВВЭР-1000. Описание постановки комплекса задач СКУ ПСБ ВВЭР-ЮОО.ОР.П4 / ЭНИЦ. Электрогорск, 1998.

70. ПСБ-ВВЭР. Гидравлические характеристики первого контура: Отчет о НИР (промежут.). /ЭНИЦ; Руководитель Б.И. Нигматулин. 2.452. - Электрогорск, 1996. - Отв. исполн.: И. А. Липатов.

71. Система основных измерений стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежу-точ.) / ЭНИЦ; Руководитель И.В.Елкин. 2.508. - Электрогорск, 1999. - Отв. исполн.: Г.И. Дремин.

72. Течь 4,0 % из верхней камеры смешения с различными вариантами отказов САОЗ: Отчет о НИР (заключит.) / ЭНИЦ; Руководитель И.В.Елкин. 2.452. -Электрогорск, 1999. - Отв. исполн.: И.А. Липатов.

73. An Experimental Investigation of 4.0 % Upper Plenum Break Accident on PSB

74. WWER Test Facility (Test UP-4.0-05) / I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremm, S.A.th

75. Galtchanskaia, S.V. Zevalkin, Yu.S. Gorbunov // Proceedings of the 4 International Information Exchange Forum on Safety Analysis for Nuclear Power Plants of VVER and RBMK Types. Obninsk, 1999. - P. 633 - 637. Russia.