Моделирование динамических процессов энергоблоков АЭС в режиме реального времени тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Левченко, Валерий Алексеевич

• Левченко, Валерий Алексеевич
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Левченко, Валерий Алексеевич

ВВЕДЕНИЕ.

1 ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ МОДЕЛЕЙ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ, СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ ЭНЕРГОБЛОКА АЭС.

1.1 Общие требования к динамическим моделям.

1.2 Комплекс моделей энергоблока с ЯЭУ.

1.3 Особенности математических моделей теплового оборудования энергоблока.

2 МОДЕЛИ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ.

2.1 Нейтронно-физическая модель активной зоны реакторной установки.

2.2 Моделирование двухфазных систем.

2.3 Модель для расчета однофазных трубопроводных сетей.

2.4 Модель турбины.

2.5 Динамическая модель конденсатора.

2.6 Моделирование аварий с течью в контейнмент АЭС.

2.7 Модель эжектора.

2.8 Моделирование динамики синхронных машин.

2.9 Моделирование энергетической системы.

3 ПРОГРАММНЫЕ ИНСТРУМЕНТЫ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ ДИНАМИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ ЭНЕРГОБЛОКОВ.

3.1 Интегрированной среды разработки моделей.

3.2 Описание программной архитектуры среды разработки моделей.

3.3 Программные инструменты для создания моделей технологических систем энергоблока.

3.4 Исходные данные, требования к полноте и достаточности данных.

4. ПРИМЕНЕНИЕ МОДЕЛЕЙ ДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ, СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ ОПИСАНИЯ ПОВЕДЕНИЯ

ЭНЕРГОБЛОКОВ РАЗНЫХ ТИПОВ.

4.1 Моделирование активной зоны реактора типа PWR.

4.2 Моделирование динамики технологических систем.

4.3 Особенности моделирования энергоблоков различных типов. Энергоблоки АЭС.

4.4 Другие применения динамических моделей.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование динамических процессов энергоблоков АЭС в режиме реального времени»

В соответствии с перечнем перспективных научных исследований и критических технологий, сформулированных Министерством науки и образования РФ, ядерные технологии в настоящий момент имеют первостепенное значение.

Крупные техногенные аварии на АЭС «Три-Майл-Айлендс» США (29.03.79) и на Чернобыльской АЭС (26.04.86) заставили пересмотреть уровень требований к безопасности АЭС, на которые должны ориентироваться ядерные энергетические установки. Современная техническая политика в области безопасности АЭС основывается на том, что дополнительные затраты на предотвращение крупных аварий более эффективны, чем экономические потери при ликвидации таких аварий. Это означает, что атомная энергетика должна развиваться в условиях приемлемого риска, не превышающего по возможным последствиям риски, связанные с неядерными технологиями.

Необходимый уровень безопасности эксплуатации АЭС на всех режимах работы обеспечивается как техническими средствами, так и высокими требованиями к организации работ и квалификации эксплутационного персонала. Последнее обстоятельство ставит важнейшую проблему обеспечения безопасности эксплуатации АЭС - оптимизацию сочетания автоматизации и человеческого фактора. Суть ее состоит в том, что даже при безупречно работающей автоматике отсутствие глубокого понимания оператором механизмов протекания реальных технологических процессов может привести к авариям из-за ошибочной оценки развития событий, на которые могут быть не рассчитаны средства автоматики [1].

В этой связи практически во всех странах, в которых используются ядерные технологии, был взят курс на разработку средств и методов анализа протекания технологических процессов энергоблока ЯЭУ, для использования в проектных проработках и для тренажеров, которые позволяют улучшить теоретическую и практическую подготовку оперативного персонала [2].

Поэтому тема диссертации, связанная с разработкой новых вычислительных комплексов программ, моделирующих в режиме реального времени работу всех основных систем и оборудования энергоблока, тесно связана с обеспечением безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС и, исходя из вышесказанного, является весьма актуальной.

Цель работы состоит в создании комплекса моделей и программ, позволяющих проводить анализ поведения существующих и проектируемых энергоблоков в реальном масштабе времени в нормальных и аварийных режимах для обеспечения безопасного регламента эксплуатации, а также использовать в имитаторах и тренажерах для поддержания квалификации оперативного персонала действующих энергоблоков.

Для достижения этих целей решены следующие задачи:

- разработана концепция построения среды моделирования;

- создан комплекс нейтронно-физических, теплогидравлических, электрических, логико-динамических моделей реального времени систем и оборудования АЭС;

- разработаны программные инструменты контроля и управления и представления технологической информацией модели энергоблока с ЯЭУ;

- разработаны программные инструменты для создания динамических моделей систем и оборудования энергоблока с ЯЭУ;

- выполнено тестирование моделей путем сравнения с расчетными кодами, экспериментальными данными и проектными расчетами.

Содержание диссертации представлено в четырех главах и заключении. В первой главе рассмотрен комплекс моделей и концепция их построения. Автором предложена концепция построения программной среды моделирования динамических процессов их контроля и управления, комплекса программных инструментов, включающего математические модели реального времени, программные средства контроля и управления моделями, инструменты разработки моделей их применение при проектировании энергоблоков, в аналитических тренажерах и имитаторах [3-8].

Концепция основана на изучении реальных потребностей анализа безопасности, потребностей при проектировании энергоблоков, действий оперативного персонала АЭС [9,10] и содержит требования к комплексу взаимосвязанных динамических моделей:

- режим реального времени;

- моделирование всего спектра технологических систем, их взаимосвязей и влияния друг на друга;

- полное моделирование систем контрольно-измерительных приборов и аппаратуры;

- моделирование режимов нормальной эксплуатации, режимов с нарушением нормальной эксплуатации, аварийных режимов, максимальной проектной аварии;

- модель удобного графического интерфейса для управления.

В концепции представлены также требования к математическим моделям. Автором или с участием автора разработаны адекватные математические модели основных процессов и оборудования, в которых были учтены следующие требования:

- математические модели должны обеспечивать реальное время -используются упрощения на уровне, адекватном поставленной задаче;

- всережимность - модель создается не только для номинального режима, как в моделях проектных расчетов, но также для работы во всех переходных и аварийных режимах;

- устойчивость при любых изменениях параметров связанных систем и входных параметрах - обеспечивается применением двух методов линеаризацией 1 и 2 порядка, и блоков сглаживания возмущений от соседних систем;

- наличие двух шагов по времени - автоматический выбор внутреннего шага для обеспечения счета от числа Куранта и большой шаг выдачи параметров на другие модели;

- точность моделирования, удовлетворяющая стандартам и не хуже, чем - 1% от точности измерения технологического канала для параметров, важных для безопасности и 2 % для остальных параметров.

Эти противоречивые требования удалось реализовать за счет создания специального комплекса моделей, способных точно описывать поведение моделируемого объекта и работать в реальном масштабе времени. При этом всегда существует компромисс между возможностями вычислительной техники и желанием повышать точность расчетов и учитывать все большее количество факторов, влияющих на поведение объекта моделирования. Новые возможности вычислительной техники вели за собой создание новых моделей и расчетных кодов.

В большинстве случаев неисправность или авария на энергоблоке проявляется в отклонениях теплофизических параметров. Поэтому возможности динамических моделей энергетических установок ограничены моделями прежде всего теплофизического оборудования. Рост производительности ЭВМ позволил ослабить эти ограничения за счет применения более точных моделей, близких к прецизионным расчетным, но учитывающих специфику динамических моделей - расчет в реальном времени.

Во второй главе дано описание моделей важнейших физических процессов, а также методов моделирования. Здесь представлены нейтронно-физическая модель активной зоны реактора, одно и двухфазные модели теплоносителя, динамические модели турбины, конденсатора, эжектора, гермозоны, модели динамики синхронных машин, модель энергосистемы на которую работает энергоблок.

Автором предложен и реализован метод быстрого расчета свойств с использованием заранее рассчитанных теплофизических характеристик, представленных в специальных таблицах, и выбора необходимых параметров путем интерполяции. Это сократило время расчета почти в десять раз по сравнению с расчетом характеристик полиномами в итерациях внутри моделей. Термодинамические производные также оказалось лучше представлять в виде таблиц и при необходимости интерполировать, так как численный расчет правыми или левыми разностями приводит к ошибкам иногда к существенным или даже к смене знака в области линии насыщения.

Такой же интерполяционный метод с заранее подготовленными таблицами макросечений позволил быстро и с необходимой точностью рассчитывать изменения эффективного коэффициента реактивности, что позволило реализовать режим реального времени.

В главе представлены данные по созданию комплекса моделей, включающих модели процессов, систем и оборудования. Технологические системы АЭС моделируются при помощи сетевых моделей на основе уравнений сохранения, используя в качестве переменных давление, расход и энтальпию.

Разработаны математические модели из 3 уравнений для проточной части турбины, проводящие расчет планов скоростей ступеней турбины в динамике [51]. Разработана универсальная нестационарная двухфазная модель теплообменника для подогревателей высокого и низкого давления [49,52], модель конденсатора [25], несколько моделей разной степени сложности для баков с водой и водой и неконденсирующимся газом, модель компенсатора давления, основанная на термодинамическом неравновесном представлении процессов, модель градирни и другие.

Вариант сетевой модели для анализа переходных процессов рассчитывает двумерные нестационарные температурные поля в стенках трубопроводов с применением современных быстрых численных методов. Версия сетевой теплогидравлической модели активной зоны включает модель двумерного нестационарного расчета температурного поля в твэле, на основе полей энерговыделения из трехмерного нестационарного нейтронно -физического расчета.

Трудным для моделирования, по причине физической неустойчивости, является теплообмен в условиях вакуума, в присутствии неконденсирующегося газа. Проведенный анализ позволил преодолеть причину неустойчивости моделей и получить в переменных давление - энтальпия устойчивую модель конденсатора, в том числе рассчитать режим срыва вакуума [25].

Для моделирования реакторов создана комплексная нейтронно-физическая и тепло-гидравлическая модель активной зоны [18]. Пространственное распределение нейтронного потока, как правило, в двух энергетических групп находится решением динамических уравнений переноса в рамках диффузионного приближения. Все обратные связи учитываются перерасчетом макросечений, используя подход предложенный автором, создать заранее насчитанную библиотеку макроконстант. Тепло-гидравлическая часть рассчитывает распределение температур топлива и теплоносителя по высоте в каждой кассете.

Моделируются физические процессы и учитывается следующее: трехмерный нейтронный поток; трехмерное изменение параметров теплоносителя (включая изменение фазы); трехмерное изменение температур топлива; изменение положения органов управления; трехмерное поведение полей шести групп запаздывающих нейтронов и ядер предшественников; трехмерное распределение в трех группах остаточного энерговыделения; трехмерное отравление, включая моделирование изменения концентрации ядер J, Хе, Ргп и Sm; пространственное распределение выгорания; концентрацию бора в теплоносителе.

Все модели объединяет один общий подход - это преимущественно всережимные модели, работающие в реальном времени, с повышенной устойчивостью к отклонению входных параметров. Модели работают на больших временных шагах - от 0,5 до 2 и более секунд, поэтому некоторые из моделей, для обеспечения устойчивости, делают несколько внутренних итераций или малых шагов.

В главе 3 описаны программные инструменты для разработки динамических моделей энергоблоков и требования к полноте исходных данных.

Создание сложных программно-технических комплексов для моделирования динамических процессов энергоблока за разумный промежуток времени невозможно без специальных инструментов. Создана интегрированная среда разработки моделей, которая работает под управлением ОС семейства Windows и позволяет создавать динамические модели технологических систем различной степени сложности [6,11,62]. Использование интегрированной среды разработки моделей позволяет автоматизировать процесс разработки моделей технологических систем, что не только ускоряет и упрощает разработку, но и снижает риск ошибок, совершаемых разработчиком при выполнении рутинных операций.

При создании программного комплекса для разработки моделей технологических систем энергоблока удалось решить следующие задачи:

- создать модели технологических систем любой конфигурации и степени сложности;

- автоматизировать процесс разработки и интеграции моделей в единый комплекс;

- создать комплексы моделей реализующие распределенные вычисления, кластерные системы;

- использовать единую реляционной базу данных для хранения всей информации по моделям;

- иметь удобный для создания моделей интерфейс;

- использовать средства отладки и мониторинга работы моделируемого технологического комплекса;

- вести разработку моделей технологических систем нескольким пользователям одновременно;

- работать в наиболее распространенной ОС Windows.

Разработка моделей технологических систем при помощи программных инструментов выполняется методом "визуального программирования", когда разработчик с помощью манипулятора мышь размещает на рабочем поле графические изображения базовых элементов схемы, связывает их между собой и задает их внутренние параметры, при этом все необходимые связи между моделями отдельных объектов устанавливаются автоматически. Затем, созданная технологическая схема тестируется в автономном и комплексном режимах. В ходе тестирования разработчик может контролировать все параметры работы схемы.

При помощи программных инструментов можно создавать динамические модели для следующих технологических типов систем реального энергоблока: теплогидравлические системы; электроэнергетические системы; системы КИПиА; человеко-машинный интерфейс.

В главе 4 описаны примеры практического применения динамических моделей реального времени при проектировании имитатора энергоблока с PWR и пример анализа режима нормальной и аварийной ситуаций в системе смазки и уплотнения турбогенератора энергоблока БН-600.

Оценка критического состояния реактора PWR-1500 была выполнена по следующим расчетным программам: нейтронно-физическая модель, WIMS+CITATION (диффузионная программа) и KENO-Va (Монте-Карло).

Расхождения в КЭфф, рассчитанных нейтронно-физической моделью не превышают 2% по сравнению со значениями, рассчитанных по коду KENO-Va. Полученные незначительные различия объясняются 2-х групповым диффузионным приближением, использованным для решения уравнения переноса нейтронов в нейтронно-физической модели.

В качестве примера приведена модель вспомогательной технологической системы турбогенератора 4 петли 4ТГ установки БН600. В состав моделируемой системы входят система смазки турбины и система маслоснабжения уплотнений вала генератора Обычно моделированию динамики вспомогательных систем энергоблока незаслуженно уделяется существенно меньшее внимание по отношению к основным. Однако отказ или авария во вспомогательной системе (что и случается чаще всего) приводит к частичному или полному останову энергоблока.

Дано краткое описание построенных комплексных моделей для нескольких энергоблоков АЭС и для проектируемых установок [65]. Приведены примеры использования комплексных моделей в построенных аналитических тренажерах.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- разработана концепция построения среды моделирования, полный набор важнейших динамических моделей энергоблока, программные инструменты контроля, управления и разработки моделей энергоблоков с ЯЭУ в реальном режиме времени;

- разработаны инструменты и логически завершенная, регламентированная последовательность операций и процедур создания сложных динамических моделей энергоблоков с ЯЭУ.

На защиту выносится:

- концепция построения среды моделирования динамических процессов, систем и оборудовании энергоблоков АЭС;

- набор важнейших моделей систем и оборудования АЭС, работающий в режиме реального времени и включающий следующие модели: нейтронно-физические, теплогидравлические, электрические, логико-динамические;

- метод создания комплекса динамических моделей систем и оборудования энергоблока с ЯЭУ;

Практическая значимость.

Разработанный автором и с участием автора комплекс математических моделей реального времени использован на нескольких поколениях тренажеров. К первому поколению тренажеров (1988-1995 гг.) относятся тренажеры, разработанные для Обнинского ИАТЭ (ВВЭР-1000), Кольской, Ровенской (ВВЭР-440) и Калининской, Южноукраинской АЭС (ВВЭР-1000). Для Южноукраинской АЭС тренажер модернизирован в 2001 году.

В тренажерах второго поколения (1996-1999гг.) разработаны и внедрены модели для блоков ВВЭР-440 в рамках проекта программы TACIS для АЭС Армении, Болгарии, Словакии, Украины, Чехии и России, а также тренажер для АЭС БН-600 (Белоярская АЭС).

С использованием современной версии комплекса динамических моделей в 2006 году завершены работы по созданию тренажеров для Кольской АЭС (ВВЭР-440).

Ведутся работы по созданию имитатора проектируемой реакторной установки будущего Европейского энергетического реактора (EPR) и тренажера реактора БН-600 Белоярской АЭС.

Апробация работы. Ниже перечислены Международные, Всероссийские и Отраслевые конференции и семинары, на которых представлялись материалы диссертационной работы.

- Всесоюзный семинар по проблемам физики реакторов,- М.: 1984г.

- Westinghouse Europian Simulator and Training Forum, Nykoping, Sweden, 0ctoberl6-18,1990.

- Meeting "Training simulator for safe operation in nuclear power plants", Hungary, September 1991.

- Вторая международная конференция Научно-технические проблемы безопасности АЭС и проблемы подготовки специалистов для нужд ядерной энергетики. Обнинск, 1991г.

- Отраслевой конференции Минатома "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)", Обнинск, 2001г.

- VII Международная конференция Безопасность АЭС и подготовка кадров, Обнинск, 2001г.

- Отраслевой научно - технический семинар «Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов различного назначения» ГНРЦ ФЭИ, Обнинск, 2002г.

- Отраслевая научно-техническая конференция, Десногорск, 2003г.

- Отраслевой научный семинар Минатома "Разработка многомерных теплогидравлических кодов", Обнинск, 14-16 мая 2003 г., ГНЦ ФЭИ Обнинск.

Основное содержание диссертации изложено в 19 печатных работах [3,4,69,11,18,25,49,51-56,58,60,69].

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и приложения. Содержит 156 страниц, 45 рисунков, 16 таблиц. Список литературы 69 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Левченко, Валерий Алексеевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Работа направлена на решение важнейшей задачи повышения надежности и безопасности энергоблоков АЭС при их управлении в режимах нормальной эксплуатации, режимах с нарушением нормальной эксплуатации и аварийных режимах, и на анализ технических решений при проектировании новых установок, создания имитаторов, инженерных и учебных тренажеров энергоблоков. Для чего сделано следующее.

1. Разработана концепция моделирования, которая позволила при достаточной полноте представления важнейших динамических процессов, происходящих на энергоблоке, реализовать режим реального времени, используя персональные компьютеры. Так ая идеология моделирования обладает экономическими преимуществами при сопоставлении с полномасштабными тренажерами, не уступая им в полноте описания динамических процессов энергоблоков. Реализация концепции оказалась возможной за счет использования предложенной автором идеологии распределенной сети персональных компьютеров, за счет графического представления технологической информации и органов управления, за счет широкого использования предварительных данных прецизионных расчетов и интерполяционной методологии.

2. Создан набор нейтронно-физических, важнейших теплогидравлических, электрических, логико-динамических моделей реального времени процессов и оборудования АЭС. Все модели объединяет один общий подход - это всережимные модели, работающие в реальном времени, с повышенной устойчивостью к отклонению входных параметров. Модели работают на больших временных шагах. Точность моделей подтверждена результатами прецизионных расчетов, экспериментальными данными, результатами заводских испытаний и проектными расчетами установок.

3. Предложена технология интеграции моделей в единый комплекс,. представляющий динамическую модель всего энергоблока или (по выбору) отдельных его частей (например, главный циркуляционный контур реакторного отделения или реакторное отделение вцелом). Задача такой технологии увязать параметры всех моделей, синхронизировать работу моделей, сохранить целостность динамического комплекса при замене одной или нескольких моделей. Это обеспечивает гибкость системы и удобство при исследовании динамики процессов или принятых технических решений.

4. Разработаны инструменты для создания интегрированных моделей энергоблоков АЭС и продемонстрировано их применение при проектировании, при создании аналитических тренажеров и имитаторов. В частности, это дало возможность создать модель прогнозирования динамики активной зоны разрабатываемого европейского реактора PWR-1500, разработать фрагменты информационно- вычислительной системы блочного щита управления БН-600, проанализировать динамику поведения важных технологических систем и оборудования установки БН-600, используемых при проектировании реакторов БН нового поколения.

5. Модели и программные инструменты были использованы при разработке и внедрении пятнадцати аналитических тренажеров на атомных станциях России и ряда станций в Армении, Болгарии, Украине, Словакии, Чехии.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Левченко, Валерий Алексеевич, 2007 год

1. Unterweger P. The Lessons of Cernobyl. Bhopal and Three Mile 1.land. CIM Rev. 1990. 6. N2. P. 60-63.

2. Малашинин И.И., Сидорова И.И. Тренажеры для операторов АЭС. М. : Атомиздат, 1979. |-С. 152.

3. Левченко В.А., Подорога В.Н., Агриянц В.В. Система отображения информации на цветных телевизионных мониторах для тренажеров АЭС. // Вопросы атомной науки и техники, серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1985. - № 3. - С. 49-53.

4. Бурков О.В., Дорошенко В.А., Кулагин Б.П., Левченко В.А., Худаско В.В. Математические модели основного технологического оборудования АЭС с реактором ВВЭР-1000. // Сборник докладов НПО «Энергия», Москва, 1989.-С. 38.

5. Кофтан Ю.Р. Сетевая операционная система малого тренажера АЭС // Сборник докладов НПО «Энергия», Москва, 1989. С. 37.

6. Levtchenko V.A. Functional simulator of VVER-1000 MWe reactor plant using personal computers. // 2-nd Westinghouse Europian Simulator and Training Forum, Nykoping, Sweden, October 16-18,1990.

7. Gumenuk V.D., Levchenko V.A., Koftan Ju.R. Functional simulator of NPP with VVER-1000 reactor. // Specialist's Meeting "Training simulator for safe operation in nuclear power plants", Hungary, September 1991, P. 265-278.

8. Гурьянов А.Ф., Гуменюк В.Д. , Левченко В.А. Подготовка оперативного персонала АЭС и функциональные тренажеры. // Сборник докладов НПО «Энергия», Москва, 1989.

9. Калашников Д.А., Доровских В.И. Левченко В.А. Интегрированная среда разработки тренажеров InSiDE. // Отраслевая конференция, Десногорск, 2003.

10. Иванов В.В., Осетров К.В. О возможности применения концепции риска для оценки уровня подготовки операторов ядерных энергетических установок (статья). Тренажеры для операторов ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат. - 1989.

11. H.JI. Сальников, И.О. Козин, В.А. Острейковский Выбор оптимальных аварийных установок на основе метода статических решений // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. — 1988.-вып. 1.-С. 96-100.

12. СТО 1.1.1.01.004.0680-2006 «Стандарт организации. Технические средства обучения».

13. Recruitment, Qualification and Training of Personnel for Nuclear Power Plants. Safety guide. IAEA Safety Standards Series. Vienna, 2006.

14. Guidelines for upgrade and modernization of nuclear power plant training simulators. Vienna, 2006.

15. РД ЭО 0549 2004. «Требования к учебно-методическим материалам для подготовки/поддержания квалификации персонала атомных станций»

16. Балакин И.П., Левченко В.А. Нейтронно-физическая модель активной зоны для аналитических тренажеров. // Материалы конференции. Десногорск. -2003.

17. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.

18. Гольба B.C. Казанцев А.А. Тепловой расчет тихоходной влажнопаровой турбины на ЭВМ МВССО СССР, Обнинский филиал МИФИ, Обнинск, 1985. (в 2 частях). - Учеб. Пособие по курсу «Паровые и газовые турбины».

19. Паровые и газовые турбины: Сборник задач: Учеб. пособие для вузов / Трояновский Б.М., Самойлович Г.С., Нитусов В.В., Занин А.И. /Под ред. Трояновского, Г.С. Самойловича. 3-е изд., перераб. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - С. 240.

20. Трояновский Б.М. Турбины для атомных электростанций, 2-е изд., М. : Энергия, 1978.

21. Технический отчёт по теме: Тепловые испытания турбоустановки К-1000-60/1500-2 ПОАТ ХТГЗ и энергоблока 1000 МВт ст. N1 Запорожской АЭС. / Том I, II Южтехэнерго. 1987.

22. А.А. Казанцев, В.А. Левченко; Динамическая модель конденсатора АЭС для тренажера // Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика Обнинск, №1, 2001, С. 46-56.

23. Технический отчёт по теме: Тепловые испытания турбоустановки К-1000-60/1500-2 ПО AT ХТГЗ и энергоблока 1000 МВт ст. N1 Запорожской АЭС. /Том I, II Южтехэнерго. 1987.

24. Берман С.С. Теплообменные аппараты и конденсационные устройства турбоустановок, М., Машгиз, 1959, С. 420.

25. Шкловер Г.Г., Мильман О.О. Исследование и расчет конденсационных устройств паровых турбин. М. 1985.

26. Теоретические основы теплотехники . Теплотехнический эксперимент.: Справочник / Под. Общ. Ред. Чл. корр. АН СССР В.А. Григорьева, В.М. Зорина. - 2-е изд. Перераб. - М.: Энергоатомиздат. - 1988. - С. 650.

27. Лабунцов Д.А., Ягов В.В., Крюков А.П. Основы механики двухфазных систем / Под ред. О. А. Синкевича. М.: Моск. Энерг. Институт. - 1988. -С. 77.

28. Соколов Е.Я., Зингер Н.М. Струйные аппараты. Изд. 2-е. М.: Энергия, 1970.

29. Веников В.А. Переходные электромеханические процессы в электрических системах. М.: «Энергия». - 1964.

30. Петров Г.Н. Электрические машины. М.: «Госэнергоиздат», 1963.

31. Электрические системы (В семи томах). / Под редакцией Веникова В.А. -М.: Высшая школа. 1970.

32. РД ЭО 0528 2004 «Методические указания по применению системного подхода к обучению персонала атомных станций»

33. Каляев И.А., Коробкин В.В., Кухаренко А.П., Макеев В.В., Поваров В.П., Румянцев К.Е., Инновационные разработки Южного научного центра РАН в области создания систем управления для атомной энергетики // Инновации. №10. - 2006. - С. 65-68.

34. Форуги Ф., Балакин И. П., Волков Ю. В. Модель безинерционного детектора прямого заряда для измерений нейтронного потока в переходных процессах энергетических реакторов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. №4. - 1997.

35. ГОСТ Р ИСО 9001-2001 «Система менеджмента качества. Требования».

36. ИСО 19011 «Руководящие указания по аудиту систем менеджмента качества и/или систем экологического менеджмента», Госстандарт России. -2002.

37. ГОСТ Р ИСО 9004-2001 «Системы менеджмента качества. Рекомендации по улучшению деятельности».43. «Методология функционального моделирования IDEF0», Госстандарт России. 2000.

38. Балакин И. П., Украинцев В. Ф. Методика и программа компьютерного моделирования переходных процессов в активных зонах реакторов ВВЭР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. №3. - 1997.

39. H.JI. Сальников, Р.П. Баклушин, А.В. Васяшин, В.М. Поплавский, Н.Г. Типикин Математическая модель и программный комплекс оптимизации секционного парогенератора типа «натрий-вода» // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1993. - №1. - С.54-58.

40. Методы и средства моделирования физических процессов в ядерно-энергетических установках. Сборник научных трудов №1 кафедры «Расчет и конструирование реакторов АЭС» /Под общей ред. проф. д.ф.-м.н. Ю.А. Казанского. Обнинск, ИАТЭ. - 1990. - С. 138.

41. Казанцев А.А., Левченко В.А., Динамическая модель двухфазного теплообменника для тренажера // Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика. Обнинск. - №3. - 2001.

42. Rouhanifard S.A., Kazantsev A.A., Sergeev V.V.; RELAP5 Modeling of the NPP VVER-1000 Steam Generator //"Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика" Обнинск. - №4. - 2001. С. 41-53. (англ.).

43. Казанцев А.А., Левченко В.А. Динамические модели для тренажеров АЭС // Тезисы доклада на отраслевой конференции Минатома "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)". Обнинск. - 2001.

44. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Сергеев В.В., Разработка математической модели неравновесного двухфазного потока для анализа безопасности АЭС // Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика. Обнинск. - №2. - 2001. - С. 41-53.

45. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Анализ Получение расчетных соотношений для динамических моделей при конденсации и росте паровых пузырей // VII Международная конференция Безопасность АЭС и подготовка кадров. Тезисы докладов. Обнинск. - 2001.

46. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Сергеев В.В. Анализ замыкающих соотношений по скольжению фаз в подъемном и опускном течении. // VII Международная конференция Безопасность АЭС и подготовка кадров. Тезисы докладов. Обнинск. - 2001.

47. Левченко В.А., Миронович В.Л., Лукьянов А.А., Перспективы использования СМЭВМ в задачах эксплуатации АЭС с ВВЭР. // Работы IV Всесоюзный семинар по проблемам физики реакторов. М.: - 1984.

48. Ипатов В.В., Левченко В.А., Подорога В.Н. Использование цветных графических систем для обработки и визуализации информации. //Труды института экспериментальной метеорологии. Вып. №8 (117). М.: -Гидрометеоиздат. - 1985.

49. Иванов В.В., Осетров К.В. О возможности применения концепции риска для оценки уровня подготовки операторов ядерных энергетических установок (статья). Тренажеры для операторов ядерных энергетических установок. М.: - Энергоатомиздат. - 1989.

50. Левченко В. А. Концепция малого тренажера АЭС. / В сб.: «Расчетные исследования экспериментальных и энергетических установок». -Обнинск.-ИАТЭ.- 1989.

51. Соловьев С.П. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Учебное пособие. ИАТЭ. - Обнинск. - 1992. - С. 300.

52. The EVVEREST challenger: developing compact simulators for VVER-440s / Nuclear Engineering International, August 1997.

53. Rakitin I. D., Danilov V.A., Zenkov A. D., Malkin S. D., Masanov A.O., Yanushevich D.I. The SimPort™ Simulation Technology the Development Experience / 2003 Western Multiconference, Orlando, Florida, January 19-23, 2003.

54. Каляев И.А., Коробкин B.B., Кухаренко А.П., Макеев В.В., Поваров В.П., Румянцев К.Е., Инновационные разработки Южного научного центра РАН в области создания систем управления для атомной энергетики // Инновации. №10. - 2006. - С. 65-68.

55. Иванов В.В., Иванова Т.В., Разработка метода рисковых характеристик для системного подхода в исследовании безопасности ЯЭУ (препринт). М.: МИФИ.-1991.

56. Авдеев Е.Ф., Чусов И.А., Левченко В.А., Левченко Ю.Д., Юрьев Ю.С. Экспериментальное исследование гидравлического сопротивления модели корпусного реактора. / Известия высших учебных заведений, Ядерная энергетика. Обнинск. - №4. - 2005.