Моделирование нестационарных теплогидравлических процессов на АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Мелихов, Владимир Игорьевич

• Мелихов, Владимир Игорьевич
• доктор технических наук
• 2004

Оглавление диссертации доктор технических наук Мелихов, Владимир Игорьевич

Обозначения и сокращения.

Введение.

1. Современное состояние развития расчетных кодов, используемых для обоснования безопасности ядерных энергетических установок.

1.1 Общие принципы моделирования теплогидравлических процессов на АЭС

1.2 Теплогидравлические коды.

1.3 Контейнментные коды.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование нестационарных теплогидравлических процессов на АЭС с ВВЭР»

Актуальность работы. В соответствии со стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века одной из главных задач, стоящих перед отраслью на ближайший период, является обеспечение высокого уровня безопасности и надежности АЭС. На решение этой задачи направлены многочисленные расчетные и экспериментальные исследования, проводимые в рамках российских и международных проектов и программ. «

Для анализа проектных и запроектных аварий создаются системные коды (КОРСАР, ТРАП, БАГИРА, RELAP5, MELCOR и т.д.), проверенные на большой базе экспериментальных данных, полученных как на специальных стендах, так и в процессе эксплуатации АЭС. Моделируя, с той. или иной степенью подробности, нейгронно-физические и теплогидравлические нестационарные процессы во всех основных элементах АЭС (активная зона, первый контур, второй контур, САОЗ, гидроемкости, контейнмент и т.п.), подобные коды позволяют отразить сложное взаимодействие между всеми частями системы и определить насколько адекватными для обеспечения безопасности окажутся срабатывания систем безопасности и защиты, а также меры по управлению аварией.

В то же время имеется целый ряд явлений и процессов в элементах оборудования АЭС, которые с помощью существующих системных кодов либо вообще невозможно смоделировать, либо только крайне упрощенно, либо системные коды не прошли соответствующей экспериментальной проверки, подтверждающей адекватность моделирования данных явлений и процессов. Подобного рода теплогидравлические явления и процессы встречаются в широком диапазоне условий работы АЭС (в номинальном режиме эксплуатации, в ходе протекания как проектных, так и запроектных аварий) и требуется обеспечить их адекватное моделирование для проведения корректного анализа безопасности.

В течение длительного времени в Электрогорском научно-исследовательском центре по безопасности АЭС разрабатываются подходы к моделированию нестационарных многомерных течений многофазных сред применительно к задачам безопасности АЭС с ВВЭР. Основные усилия были сконцентрированы на анализе перемешивания теплоносителя с различной концентрацией борной кислоты в опускном участке реактора, трехмерного течения парфводяной смеси, распределения солей и образования отложений во втором контуре горизонтального парогенератора и взрывного взаимодействия высокотемпературного расплава с охладителем. Все эти проблемы связаны с обоснованием различных аспектов безопасности АЭС с ВВЭР, не получивших своего адекватного разрешения ввиду отсутствия надежных расчетных средств.

Актуальность проблемы моделирования смешения борированного и деборированного теплоносителя обусловлена потенциальными катастрофическими последствиями развития реактивностной аварии. Одним из возможных сценариев возникновения реактивностной аварии при эксплуатации реакторов ВВЭР является непредвиденное попадание в активную зону теплоносителя с пониженной, а в наихудшем случае — с нулевой концентрацией бора. Временное снижение поглощающих свойств теплоносителя в активной зоне может потенциально привести к нарушению подкритичности реактора, резкому возрастанию тепловыделения и тепловых потоков, разрушению активной зоны и выходу активности в первый циркуляционный контур. «Отклик» реактора существенным образом зависит от того, насколько сильно будет понижена концентрация бора при достижении пробкой входного сечения активной зоны. В свою очередь, параметры теплоносителя на входе в активную зону определяются тем, насколько сильным будет перемешивание дебетированной воды с находящимся в реакторе теплоносителем, имеющим высокую концентрацию растворенного бора.

Обеспечение проектного ресурса работы парогенераторов АЭС продолжает оставаться актуальной задачей. Одной из основных причин снижения работоспособности пучка теплообменных труб является коррозионное воздействие котловой воды и содержащихся в ней примесей на конструкционные материалы парогенераторов. В связи с этим, большое значение приобретает проблема создания надежной расчетной программы для анализа теплогидравлических процессов в парогенераторе со стороны второго контура, распределения примесей в объеме парогенератора и роста отложений на трубчатке. Применение подобной программы позволит принимать более обоснованные конструкторские решения, направленные на снижение содержания • примесей в парогенераторе и, тем самым,—на повышение работоспособности трубчатки горизонтальных парогенераторов.

Одной из стадий развития запроектной аварии является взрывное взаимодействие высокотемпературного расплава кориума с водой (паровой взрыв), потенциально способное привести к значительным разрушением контейнмента. Это явление сопровождается сложными гидродинамическими и теплофизическими процессами: дробление струй и капель расплава, теплообмен между высокотемпературным кориумом и водой, переход воды в сверхкритическое состояние, образование и распространение ударных и взрывных волн. Описание всех этих процессов и явлений требует создания сложных математических моделей, основанных на методах механики многофазных сред, использования современных численных схем и проведения верификации на экспериментальных данных. Адекватное моделирование парового взрыва необходимо, в первую очередь, для оценки возможных последствий, с точки зрения воздействия на контейнмент, и выработки мер по управлению запроектной аварией.

Таким образом, растущие требования к безопасности АЭС определяют высокую степень актуальности проблем, связанных с развитием расчетных кодов, предназначенных для анализа теплогидравдических процессов и явлений в элементах оборудования АЭС.

Цель работы состоит в разработке, верификации и применении расчетных кодов, предназначенных для анализа нестационарных пространственных теплогидравлических процессов и явлений в элементах оборудования АЭС.

Основными задачами исследования являются: разработка трехмерного нестационарного гидродинамического кода для анализа перемешивания теплоносителя с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора ВВЭР

1000; . разработка трехмерного кода для расчета теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000, распределения примесей в объеме парогенератора и роста отложений на трубчатке; создание математических моделей и расчетных программ для анализа взрывного взаимодействия высокотемпературного. расплава кориума с водой.

Научная новизна. В диссертационной работе:

1. Предложена математическая модель, основанная на трехмерных нестационарных уравнениях Навье-Стокса осредненных по Рейнольдсу с использованием к-ерв модели турбулентности, для описания процесса перемешивания теплоносителя с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора. На основе этой модели создан компьютерный код и проведена его верификация на доступных экспериментальных данных.

Выполнен анализ процессов перемешивания борированного и деборированного теплоносителя во время аварии на АЭС с ВВЭР-1000. «

2. Разработана математическая модель теплогидравлических процессов, распределения примесей и роста отложений на трубчатке в горизонтальном парогенераторе на основе негомогенного неравновесного описания пароводяной смеси в пористой среде (трубчатка и внутрикорпусные устройства) и реализована в виде трехмерного расчетного кода. Проведена верификация кода на экспериментальных данных, полученных на натурных парогенераторах. С помощью созданного кода проведен анализ гидродинамической картины течения пароводяной смеси и характер распределения примесей и отложений в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 со штатной и модернизированной системой водопитания и продувки, а также для нового проектирующегося горизонтального парогенератора - с увеличенным диаметром корпуса и разреженной коридорной компоновкой трубного пучка.

3. На основе методов механики многофазных сред созданы математические модели, описывающие основные стадии взаимодействия кориума с водой: стадия предварительного перемешивания струи расплава с водой и стадия взрывного взаимодействия и расширения продуктов взрыва. Проведена верификация разработанных на их основе кодов, в том числе и на крупномасштабных экспериментах с реальным кориумом, продемонстрирована адекватность моделей и кодов и возможность использования их для анализа процессов в реальном масштабе. Выполнен расчет внекорпусного парового взрыва и определены возникающие нагрузки на стенки шахты для реактора с водой под давлением.

Достоверность предложенных в работе моделей, кодов и рекомендаций подтверждается результатами их верификации и валидации с использованием имеющихся результатов экспериментальных исследований.

Практическая ценность проведенных исследований состоит в применении разработанных и верифицированных расчетных кодов для анализа теплогидравлических процессов в элементах оборудования АЭС во время номинального, переходных и аварийных режимов на АЭС с ВВЭР.

1. Создан трехмерный нестационарный код для анализа перемешивания теплоносителя с различной концентрацией бора в опускном участке реактора для выполнения корректного анализа реактивностных аварий с учетом пространственных эффектов. Расчетный код используется в ОКБ «Гидропресс».

2. Разработан трехмерный код для расчета теплогидравлических и воднохимических процессов во втором контуре горизонтального парогенератора, позволяющий модифицировать и оптимизировать компоновку трубного пучка, расположение внутрикорпусных устройств и систему водопитания и продувки с целью уменьшения количества отложений как для действующих, так и для вновь создаваемых парогенераторов. Код для расчета процессов в горизонтальном парогенераторе принят в опытную эксплуатацию в ОКБ «Гидропресс».

3. Создан расчетный код, моделирующий взрывное взаимодействие высокотемпературного расплава кориума с водой, позволяющий рассчитывать динамические нагрузки на стенки контейнмента. С помощью этого кода возможно обосновать меры по управлению запроектной аварией, а также использование, так называемых «мокрых» ловушек (заполненных водой) для удержания кориума. Код включен в состав отраслевой сквозной системы реакторных кодов для обоснования АЭС С ВВЭР.

Все основные этапы исследований выполнялись по договорам или согласованным техническим заданиям с ОКБ «Гидропресс» и РНЦ «Курчатовский институт». Исследования взаимодействия кориума с водой частично выполнялись также в рамках совместного с ВНИИЭФ (Саров) проекта, который финансировался Международным научно-техническим центром, и по отдельным контрактам с Европейским объединенным исследовательским центром. Отдельные этапы работ выполнялись в рамках проектов Российского фонда фундаментальных исследований.

Положения, выносимые на защиту:

1. Математическая модель, описывающая течение и перемешивание теплоносителя с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора, и численный метод интегрирования.

2. Результаты верификации расчетного кода на данных эксперимента по перемешиванию теплоносителя.

3. Расчет перемешивания теплоносителя с различной концентрацией бора в проточном тракте реактора в случае аварии с внезапным пуском главного циркуляционного насоса. • • . ,••.•

4. Математическая модель течения пароводяной смеси, распределения примесей и роста отложений на трубчатке во втором контуре горизонтального парогенератора и численный метод интегрирования.

5. Результаты верификации разработанного кода для расчета процессов в парогенераторе на данных натурных испытаний горизонтальных парогенераторов.

6. Сопоставительный анализ теплогидравлических и воднохимических процессов в горизонтальных парогенераторах 111'В-1000 со штатной и модернизированной системой водопитания и продувки, а также новом проектирующемся горизонтальном парогенераторе с увеличенным диаметром корпуса и разреженной коридорной компоновкой трубного пучка.

7. Математическая модель, численный метод и расчетный код для анализа стадии предварительного перемешивания расплава с водой. Результаты верификации на данных экспериментов по перемешиванию расплава с водой.

8. Математическая модель, численный метод и расчетный код для анализа стадии взрывного взаимодействия расплава с водой. Результаты верификации на данных экспериментов по взрывному взаимодействию расплава с водой.

9. Расчет внекорпусного парового взрыва в шахте реактора с водой под давлением и определение динамических нагрузок на стенки шахты.

Личный вклад автора. На всех этапах работы, начиная с 1993 года, автор непосредственно участвовал в формулировании и постановке проблем исследований, разработке математических моделей, создании расчетных кодов, выполнении расчетов, анализе полученных результатов, в подготовке публикаций. На всем протяжении исследований, положенных в основу представленной диссертации, автор являлся ответственным исполнителем или руководителем работы. .

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах, в том числе: на международном семинаре по физике паровых взрывов (Томакомай, Япония, 1993); на Первой и Третьей Российских национальных конференциях по теплообмену (Москва, 1994, 2002); на совещании по проблемам тяжелых аварий SARJ-94 (Токио, Япония, 1994); на международном семинаре по горизонтальным парогенераторам (Лаперанта, Финляндия, 1994); на 2-й и 3-й международных конференциях по многофазным потокам (Киото, Япония, 1995 и Лион, Франция, 1998); на международном симпозиуме по двухфазному моделированию (Рим, Италия, 1995); на международном семинаре по тепломассопереносу при тяжелых авариях на АЭС (Чешме, Турция, 1995); на международной конференции по безопасности атомных реакторов, ARS'97 (Орландо, США, 1997); на 5-й, 7-й и 11-й международных конференциях по ядерной энергетике, ICONE-5 и ICONE-7 (Ницца, Франция, 1997, Токио,

Япония, 1999, 2003); на 9-й международной конференции по теплогидравлике атомных реакторов, ЖП1ЕТН-9 (Сан-Франциско, США, 1999); на международной конференции по многофазным системам (Уфа, 2000); на Семинаре секции динамики «Математические модели для исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации» (Сосновый Бор, • НИТИ, 2000 г.); на международной конференции по ядерной энергии в Центральной Европе (Словения, 2000, 2001); на ежегодных конференциях по ядерной технологии (Дрезден, Штутгарт, Берлин, Германия, 2001, 2002, 2003), на отраслевой конференции «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)» (Обнинск, 2001); на 2-й и 3-й Всероссийских научно-технических конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003); на техническом семинаре МАГАТЭ по проблемам парогенераторов (Прага, Чехия, 2003); на семинаре «Современное состояние развития программных средств для анализа динамики и безопасности АЭС» (Саров, 2003 г.).

Публикации. Основные результаты работы изложены в статьях, опубликованных в журналах «Атомная энергия», «Теплоэнергетика», «Теплофизика высоких температур» и трудах международных и российских конференций.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 214 наименований. Диссертация содержит 576 страниц текста, в том числе 276 рисунков и 19 таблиц.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Мелихов, Владимир Игорьевич

Основные результаты работы можно сформулировать следующим образом:

1. Создан трехмерный компьютерный код ВОЯЗй, позволяющий производить расчеты нестационарных течений в проточном тракте реактора и исследовать дииамику развития аварийной ситуации при попадании пробки воды с низким содержанием бора из главного циркуляционного трубопровода в проточный тракт реактора и в активную зону, получать распределения концентрации бора во входном сечении активной зоны в зависимости от времени, продолжительность существования пониженных концентраций бора, минимальные локальные и средние по сечению концентрации при различных режимах циркуляции.

2. С использованием кода О проведены расчеты течения теплоносителя и распространения пробки псборироваппой водне проточном тракте модели реактора ВВЭР 1000 (масштаб 1:5). Диапазон используемых параметров (зависимость расхода теплоносителя от времени, объем пробки псборироваппой воды и т. и.) соответствовал данным экспериментов, проведенных в ОКБ «Гидропресс». Полученные в расчетах картина течения, времена достижения псборировапным теплоносителем входа в активную зону, время существования пониженных концентраций в реакторе, максимальны относительные концентрации на уровне эллиптического днища шахты находятся в хорошем качественном соответствии с результатам! экспериментов.

3. Изучено влияние эффектов плавучести на перемешивание теплоносителя в проточном тракте реактора. В ходе расчетов варьировались максимальный расход теплоносителя и разность температур между теплоносителем, находящимся изначально в проточном тракте реактора, поступающим в виде «пробки». Введено число Фруда, характеризующее относительную величину сил инерции и плавучести, действующих на поток теплоносителя. Установлено, что существенное влияние сил плавучест соответствует диапазону чисел Фруда Fr < 1. Этот результат позволяет проводить оценки влияния сил плавучести в экспериментах, использующи температурный метод.

4. Выполнен анализ перемешивания теплоносителя с различно концентрацией бора при аварии с внезапным пуском ГЦН на АЭС с ВВЭР 1000. Трехмерный расчет разбавления бора производился с использование граничных условий в каждой из четырех петель, задаваемых в соответствии с данными расчета одномерным теплогидравлическим кодом АР5. Получено, что максимальное относительное уменьшение средней концентрации бора по сравнению с нормальным уровнем составляет 25%. В отдельных точках на входе в активную зону относительное уменьшение концентрации достигает 32%.

5. Разработан программный комплекс STEG, предназначенный для расчета трехмерных нестационарных течений пароводяной смеси во втором контуре горизонтального парогенератора, распределения растворенных примесей в котловой воде и скорости роста отложений на поверхности теплообменных труб. Основу программного комплекса STEG составляет математическая модель пространственного движения двухфазной пароводян смеси в пористой тепловыделяющей среде (трубчатке). Для определен концентрации растворенных примесей применяется дополнительное уравнени массового баланса примесей. Локальная скорость образования продукто коррозии на трубчатке полагается пропорциональной удельному тепловому потоку и концентрации растворенных примесей.

6. С помощью программного комплекса STEG была проанализирована гидродинамическая картина течения пароводяной смеси и характе распределения примесей и отложений в горизонтальном парогенераторе ПГВ 1000 со штатной и модернизированной системой водопитания и продувки, а также в новом, проектирующемся горизонтальном парогенераторе с увеличенным диаметром корпуса и разреженной коридорной компоновкой трубного пучка. Проведенные расчетные исследования показали, что общая картина циркуляции во втором контуре ПГВ 1000 качественно согласуется экспериментальными наблюдениями. Все основные явления, характерные гидродинамики горизонтального парогенератора, воспроизводятся в расчетах.

7. Расчеты программным комплексом STEG показали улучшение условий циркуляции для горизонтального парогенератора с коридорной компоновко трубного пучка по сравнению с парогенератором с шахматной компоновкой трубчатки. Использование более разреженного коридорного пучка приводит к существенному увеличению скоростей циркуляции котловой воды в объеме парогенератора, что является положительным фактором при обеспечени работоспособности трубчатки.

8. Расчет распределения концентрации растворенных примесей в водяно объеме парогенератора ПГВ 1000 подтвердил преимущества модернизированной системы водопитания и продувки по сравнению со штатной. Однако, следует отметить, что в случае парогенератора с коридорной компоновкой трубного пучка эффективность продувки, согласно проведенным расчетам, немного ниже, чем для парогенератора с шахматным пучком. Необходимо провести дополнительную оптимизацию системы водопитания и продувки для ПГВ 1000 с коридорным пучком для снижения концентраци растворенных примесей в объеме парогенератора.

9. Анализ распределения отложений продуктов коррозии на поверхности теплообменных труб выявил существенную корреляцию с распределение концентрации растворенных примесей: в зонах с наибольшей концентрацией примесей скорость роста отложений на трубчатке максимальная.

10. Была выполнена верификация программного комплекса STEG на доступных экспериментальных данных по скоростям, паросодержаниям концентрациям растворенных примесей во втором контуре горизонтального парогенератора. В целом получено разумное качественное и количественное соответствие расчетных и опытных данных.

11. Проведено комплексное теоретическое исследование взаимодействия высокотемпературного расплава с охладителем (водой). Разработан компьютерный код АРЕ для расчета взаимодействия жидкого кориума с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС. Код АРЕ состоит из двух частей: ) АРЕ Р предназначен для анализа процесса взаимодействия струи расплава с водой (фрагментации струи и перемешивания образующихся капель расплава пароводяной смесью); ) АРЕ служит для расчета взрывной стадии и определении динамических нагрузок на стенки контейнмента, в качестве начальных условий для АРЕ используются распределения параметров после перемешивания расплава с водой, полученных кодомАРЕ Р. В основе математической модели кода АРЕ лежат уравнения сохранения массы, импульса и энергии для каждой из рассматриваемых фаз (струя расплава, капл расплава, фрагменты капель расплава, вода и парогазовая смесь), дополненные корреляциями, описывающими массовое, силовое и тепловое взаимодействи фаз.

12. С помощью кода АРЕ Р был выполнен анализ экспериментов по перемешиванию частиц с водой на установках AG СО, где изучались локальные характеристики трехфазной смеси, и EOS, где в основном измерялись интегральные параметры взаимодействия. Результаты расчето хорошо воспроизводят качественную картину падения облака частиц в воде количественные характеристики (скорость перемещения передней кромки облака, паросодержание в локальных точках, количество генерируемого пара), регистрируемые в эксперименте.

13. Выполнена верификация кода АРЕ на задачах о распространении ударной волны (в паре, воде и пароводяной смеси), о взаимодействии ударной волны с поверхностью раздела вода пар и о взрыве в открытом бассейне, которые имеют аналитические решения. Показано хорошее совпадение результатов расчетов кодом АРЕ с точными решениями, что свидетельствует об адекватности численной методики, используемой в коде, для анализа ударно волновых процессов в условиях, характерных для взрывно стадии взаимодействия расплава с водой.

14. Проведен анализ кодом АРЕ крупномасштабных экспериментов

14, 24 и 33 по взаимодействию кориума с водой, выполненных на установке А О. Расчеты показали, что принципиально важно для корректного определения давления в сосуде и объемного газосодержания под уровне учитывать процесс генерации водорода во время взаимодействия кориума водой. Было получено хорошее качественное и количественное согласие результатов расчетов и экспериментальных данных как для стадии перемешивания, так и для стадии парового взрыва.

15. Выполнено численное моделирование парового взрыва в условиях тяжелой аварии в шахте реактора под давлением (типа ВВЭР илиР ) при различных начальных условиях. Показано, что снижение уровня воды в шахте 3 м до 1 м приводит к существенному (более чем в 10 раз) уменьшению нагрузок на шахту. Полученные результаты, демонстрирующие значительное снижение силы парового взрыва при уменьшении количества воды в шахте, дают основание для анализа возможности организации так называемой «мокрой» ловушки (заполненной водой) для удержания кориума.

Заключение

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Мелихов, Владимир Игорьевич, 2004 год

1. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Соловьев C.JI. Теплогидравлический код нового поколения. Современные тенденции развития // Теплофизика высоких температур.- 2002.-Том 40, №5. С.826-842.

2. Нигматулин Р.И. Динамика многофазных сред. М.: Наука, 1987.

3. Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1984.

4. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989, 296 с.

5. RELAP5/MOD3. Code Manual // NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, Vol.1-5, 1997.

6. TRAC-PF1/MOD2: Theory Manual Los Alamos National Laboratory. November 1990. Los Alamos. NM 87545.

7. Bengaouer A., Bestion D. CATHARE 2 VI.3. User's guide lines // Equipe CATHARE Centre d'Etudes Nucléaires de Grenoble, STR/LML/EM/94-266, 1995.

8. Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 1.2 Cycle D. User's Manual. GRS-P- 1/V. 1, September 2001.

9. Кузнецов Ю.Н., Девкин A.C. Математическая модель нестационарного негомогенного неравновесного двухфазного потока в канале. -Теплофизика высоких температур, 1984, т.22, №3, с.544-549.

10. Кузнецов Ю.Н., Девкин A.C. Экспериментальное исследование нестационарных теплогидравлических процессов при течении пароводяного потока высокого давления в трубе. Теплоэнергетика, 1985, №6, с. 47-49.

11. Верификация комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР «ТРАП-97». Отчет ОКБ «Гидропресс», 1998. ДЭ-108.

12. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Юдов Ю.В., Данилов И.Г., Коротаев В.Г., Кутьин В.В., Бондарчик Б.Р., Бенедиктов Д.В. КОРСАР -теплогидравлический расчетный код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР. Теплоэнергетика. 2001, №9, с. 36 43.

13. Юдов Ю.В. Двухжидкостная модель нестационарной контурной теплогидравлики и ее численная реализация в расчетном коде КОРСАР. -Теплоэнергетика, 2002, №11, с. 17-21.

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

15. Веселовский А.Н., Животягин А.Ф., Крошилин А.Е., Крошилин В.Е. Анализ пространственных течений неравновесных двухфазных смесей. — Теплоэнергетика, 1995, №5, с. 26—31.

16. Веселовский А.Н., Животягин А.Ф., Калиниченко С.Д., Крошилин А.Е., Крошилин В.Е. Комплекс программ БАГИРА для моделирования теплогидродинамики многофазных сред. — Теплоэнергетика, 1998, №5, с. 11-16.

17. Веселовский А.Н., Животягин А.Ф., Крошилин А.Е., Крошилин В.Е. Полномасштабные тренажеры для АЭС на базе программного комплекса БАГИРА. Теплоэнергетика, 1999, №6, с. 38-44.

18. MELCOR 1.8.2, Computer Code Manual // Sandia National Laboratories, Albuquerque, New Mexico, USA, 1995.

19. Klein-Hewing W., et al., COCOSYS VI.2 User's Manual, GRS-P-3/2, July 2000.

20. Zaichik L.I. et al. Development of mathematical models and a 3D code for a containment atmosphere analysis. Proceedings of Eight Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH — 8), 1997, Kyoto, Japan, vol.3, 1463-1471.

21. Hyvarinen J. The inherent boron dilution mechanism in pressurized water reactors // Nuclear Engineering and Design.- 1993.-Vol. 145.- P. 227-240.

22. К исследованию класса реактивностных инцидентов, обусловленных разбавлением бора в реакторах типа ВВЭР/. Б.И. Нигматулин Б.И., Динь Ч.Н., Хасанов Р.Х.// Препр. ЭНИЦ-ВНИИ АЭС, Электрогорск.- 1995.-L1121/95.-45 с.

23. Antila М., Tuomisto Н. Boron dilution incident at Loviisa Unit 1: What happened? First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

24. Tuomisto H. Analyses of boron dilution events for Loviisa reactors. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

25. Hemstrom В., Andersson N.G. Physical modelling of a rapid boron dilution transient. The EDF case. Report No. VU-S 94:B16. Vattenfall Utvecklung AB, 1994.

26. Alvarez D., Martin A., Scheider J. P. Boron mixing transients in a 900 MW PWR vessel for a reactor start-up operation. 4th Int. Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety, Taipei, 1994, paper 56-F.

27. Hemstrom В., Andersson N. G. Physical modelling of a rapid boron dilution transient. — I. Reynolds number sensitivity study for the Ringhals case. Report No. US 95:5. Vattenfall Utveckling AB, 1995.

28. Hemstrom В., Andersson N. G. Physical modelling of a rapid boron dilution transient. — II. Study for the Ringhals case, using a more complete model. Report No. US 97:20. Vattenfall Utveckling AB, 1997.

29. Topilla T. Numerical simulation of a boron diluted slug mixing experiment. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

30. Gango P. Numerical boron mixing studies for Loviisa nuclear power plant. Nucl. Eng. Design, 1997, v. 197, pp. 239-254.

31. Green J., Almenas K., DiMarzo M., Floyd J., Gavelli F. et al. Boron mixing experiments in a scaled model of B&W reactor. Design report. Techn. Rep. MD-NUME-95-001, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July, 1995.

32. Almenas K., DiMarzo M., Gavrilas M., Tafreshi A., Gavelli F. Scaling of thermally differentiated flows in primary system flow geometries. Nat. Heat Transfer Conf., Baltimore, MD, Aug, 1997.

33. Gavelli F., DiMarzo M. Effects of geometric discontinuities on the mixing of a pumped liquid volume in a PWR downcomer. 6th Int. Conf. On Nuclear Eng. (ICONE-6), San Diego, С A, 1998.

34. Gavelli F., Kiger K. High-resolution boron dilution measurements using laser indused fluorescence (LIF). Nucl. Eng. Design, 2000, v. 195, pp. 13-25.

35. Langenbuch S., Scheuerer M. GRS activities in the field of boron dilution accidents. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

36. Cheng H. W., Johnson E., Sehgal B. R. Analysis of rapid boron dilution consequences for PWRs with ARROTA code. Int. Conf. on Physics of Nuclear Science and Technology. Oct. 5-8, 1998, Long Island, New York.

37. Ульяновский В. H., Безруков Ю. А., Логвинов С. А., СалиЙ JT. А. Исследование перемешивания потоков с разной концентрацией бора на входе в активную зону. Труды международной конференции

38. Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Теплофизика-98, том 1, с. 37-46.

39. Bezrukov Yu. A., Logvinov S. A. Experimental study of the fast boron dilution at the WER-1000 core inlet. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland,.21-23 Oct. 1998.

40. Федоров Э.М., Левин Е.И., Драгунов Ю.Г. Трехмерная гидродинамика и теплообмен в узлах реактора ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2002, Выпуск 1 Реакторные установки с ВВЭР, с.87-99.

41. Кобаров В.В. Математическое моделирование массопереноса в реакторе на неструктурированной расчетной сетке. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2002, Выпуск 3, с.3-10.

42. Модификация программного комплекса BOR3D для учета сил плавучести: Отчет о НИР / ЭНИЦ; Руководитель В.И. Мелихов. -№13.550.-Электрогорск, 2000.- Отв. испол. С.Е.Якуш.

43. Bezrukov Yu.A., Logvinov S.A., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Analysis of Boron Dilution in VVER-1000 Reactor // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2001. Dresden, Germany, 2001. - PP. 117120.

44. Безруков Ю.А., Логвинов C.A., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. Исследование разбавления бора в реакторе ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика.- 2002.-№5. С.22-26.

45. Свободноконвективные течения, тепло- и массообмен: В 2-х кн. /Б. Гебхарт, И. Джалурия, Р. Махаджан, Б. Саммакия; Под ред. проф. О.Г. Мартыненко.-М.: Мир, 1991.

46. Launder В.Е., D.B.Spalding. Mathematical models of turbulence. Acad. Press, London, N.Y., 1972.

47. Jones W.P. Turbulence modelling and numerical solution methods for variable density and combusting flows // In: Turbulent Reacting Flows. Eds. P. A. Libby and F. A. Williams. London, Acad. Press.- 1994.- P. 309-374.

48. Turek S. Efficient Solvers for Incompressible Flow Problems An Algorithmic and Computational Approach. // Lecture Notes in Computational Science and Engineering, 1999.- Vol. 6.- Springer Verlag.- P.352.

49. Hackbusch W., Trottenberg U. Multigrid Methods // Lecture Notes in Mathematics.- Vol. 960.-Springer Verlag.- 1982.

50. Варгафтик. Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей.-М.: Наука.- 1973.

51. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. — М.: Энергоатомиздат, 1987.-384 с.

52. Федоров Л.Ф., Титов В.Ф., Рассохин Н.Г. Парогенераторы атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1992.

53. Маргулова Т.Х., Титов В.Ф., Таранков Г.А., Трунов Н.Б. Горизонтальные парогенераторы для АЭС с ВВЭР// Теплоэнергетика, 1988, №5, с.12-14.

54. Таранков Г.А., Свистунов Е.П., Голубев Б.П. Исследование гидродинамики парового объема модели парогенератора ПГВ-1000 кондуктометрическим методом. //Теплоэнергетика, 1982, № 7, с. 61-63.

55. Свистунов Е.П. Исследование реального парораспределения в парогенераторе реакторной установки ВВЭР-1000. // Энергомашиностроение, 1986, № 5, с. 32-35.

56. Агеев А.Г., Васильева Р.В. и др. Исследование гидродинамики парогенератора ПГВ-1000.// Электрические станции, 1987, № 6, с. 19-23.

57. Титов В.Ф., Козлов Ю.В. и др. Циркуляция воды в парогенераторе ПГВ-1000.//Теплоэнергетика, 1990, № 7, с. 54-58.

58. Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001. — 316 с.

59. Титов В.Ф. Парогенераторы энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 // Атомная энергия, 1994, т.77, вып.2, с. 100-107.

60. Юрьев Ю.С., Лукьянов А.А., Канухина C.B., Смыков В.Б. Математическая модель тепломассопереноса в межтрубном пространстве горизонтального парогенератора ВВЭР// Препринт ФЭИ 2823, 2000, 41 с.

61. Доклад ОКБ «Гидропресс» на НТС по совершенствованию конструкции парогенератора для АЭС с ВВЭР-1000 // Минатом РФ — концерн «Росэнергоатом», май 2003 г.

62. Мар1улова Т.Х., Зорин В.М., Горбуров В.И. Совершенствование внутрикорпусных устройств парогенератора ПГВ-1000. // Теплоэнергетика, 1988, №11, с.43-47.

63. Горбуров В.И., Зорин В.М. Моделирование на ЭВМ гидродинамики водяного объема парогенератора ПГВ-1000. // Теплоэнергетика, 1994, № 5, с.22-29.

64. Горбуров В.И., Зорин В.М., Рассохин Н.Г. Метод предельной оценки естественной циркуляции двухфазных сред в сложных пространственных контурах // Теплоэнергетика, 1992, №2, с.46-50.

65. Горбуров В.И., Зорин В.М., Каверзнев М.М. О естественной циркуляции в пучке труб, погруженном в объем кипящей жидкости // Теплоэнергетика, 1994, №1, с.33-39.

66. Горбуров В.И., Зорин В.М., Харитонов Ю.В. О контроле водного режима парогенерирующих устройств // Теплоэнергетика, 1994, №7, с.25-30.

67. Горбуров В.И., Зорин В.М., Харитонов Ю.В. Распределение растворимых примесей в водяном объеме парогенерирующих устройств // Вестник МЭИ, 1996, №3,с.41-50.

68. Зорин В.М., Горбуров В.И. Об организации водного режима в паропроизводящих установках // Теплоэнергетика, 2000, №6, с.41-45.

69. International Seminar of Horizontal Steam Generator Modelling, vol.1, 2, March 11-13, 1991, Lappeenranta, Finland.

70. Second International Seminar of Horizontal Steam Generator Modelling, September 29-30, 1992, Lappeenranta, Finland.

71. Third International Seminar on Horizontal Steam Generators, October 18-20, 1994, Lappeenranta, Finland.

72. Fourth International Seminar on Horizontal Steam Generators, September 2930, 1995, Lappeenranta, Finland.

73. Fifth International Seminar on Horizontal Steam Generators, March 20-22, 2001, Lappeenranta, Finland.

74. Делайе Дж. и др. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. — М.: Энергоатомиздат, 1984.

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

76. Крошилин В.Е. Гидродинамика парожидкостного потока в активной зоне энергетической установки в аварийных режимах работы. — Дисс. на соискание уч. степени д.ф.-м.н., М.: МГУ, 1991.

77. Веселовский А.Н., Животягин А.Ф., Крошилин А.Е., Крошилин В.Е. Анализ пространственных течений неравновесных двухфазных смесей // Теплоэнергетика, 1995, №5, с.26-31.

78. Stevanovic V.D., Stosic Z.V., Kiera М., Stoll U. Horizontal Steam Generator Thermal-Hydraulics at Various Steady-State Power Levels. // Proceedings of

79. ONEIO, ICONE10-22451, 10th International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, VA, April 14-18, 2002.

80. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Нигматулин Б.И, Маслова И.Н. Численное моделирование горизонтального парогенератора. // Первая Российская национальная конференция по теплообмену, Москва, 1994, т.VI, с. 130135.

81. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Nigmatulin B.I. Numerical Modeling of Secondary Side Thermalhydraulics of Horizontal Steam Generator // Proceedings of Third International Seminar on Horizontal Steam Generators. Lappeenranta. Finland, 1995 p.249-270.

82. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Nigmatulin B.I. Mathematical Modelling of Horizontal Steam Generator // Proceedings of the 2nd International Conference on Multiphase Flow. April 3-7, 1995, Kyoto, Japan, Proceedings, V.4, p.P8-9 -P8-15.

83. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Nigmatulin B.I. Thermal-Hydraulic Analysis of Horizontal Steam Generator // Proceedings of the First International Symposium on Two-Phase Flow Modelling and Experimentation, Rome, Italy, 9-11 October, 1995, V.l,p.511-518.

84. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Urban T.V. Thermal-Hydraulic Analysis of Horizontal Steam Generator PGV-1000 with STEG Code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2002, 14-16 May, 2002, Stuttgart, Germany, pp.121-124.

85. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Урбан Т.В. Математическое моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 // Теплоэнергетика, 2002, №5, с.70-74.

86. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям.- М.: Машиностроение.- 1992.

87. Жукаускас A.A. Конвективный перенос в телообменниках, Москва, 1982.

88. Колбасников A.B., Шварц A.JL, Галецкий Н.С. Исследование гидродинамики пароводяной среды в межтрубном пространстве поверхностей нагрева с целью усовершенствования парогенераторов АЭС с ВВЭР // Электрические станции, 1991, №8.

89. Колбасников A.B., Шварц A.JL, Галецкий Н.С. "Исследование гидродинамики двухфазной среды в свободно погруженных поверхностях нагрева применительно к парогенераторам АЭС Теплоэнергетика, №4, 2000, стр.62 -66.

90. Asakura Y.et al., Deposition of iron Oxide on Heat Surfaces in Boiling Water, Nucl. Sci. Eng., 67, 1 (1978).

91. Rodliffe R.S., Rolley M.V., Thaornton E.W, A review of Models Describing the behaviour of corrosion products in the primary heat transfer circuits of PWRs, Central Electricity Generating board, CEGB, TPRD/B/0648/№85, 1984.

92. Lin C.C. et al., A Mathematical Model of Corrosion Product Transport in the Boiling Water Reactor Primary System, Nucl.Technology, 54,253,1981.

93. Liles D.R., Reed W.H. A semi-implicit method for two-phase fluid dynamics. — Journal of computational physics, 1978, v.26, P.390-407.

94. Трунов Н.Б., Денисов В.В., Драгунов Ю.Г. и др. "Работоспособность теплообменных труб ПГ АЭС с ВВЭР", Материалы семинара МАГАТЭ "Целостность труб парогенераторов" (29 нояб. — 1 дек.). Удомля, 2000.

95. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных электростанций: Учебник для вузов.— М.: Энергоатомиздат, 1999, 928 с.

96. Асмолов В.Г. Результаты исследований тяжелых аварий водоохлаждаемых реакторов // Атомная энергия, 1994, том 76, вып.4, С.282--302.

97. Байбаков В.Д, Воробьев Ю.Б., Кузнецов В Д. Коды для расчета ядерных реакторов.— Учебное пособие, М., Издательство МЭИ, 2003, 163 с.

98. Bestele J., Trambauer К. Post-test calculation with ATHLET-CD // ISP 36 Preparatory Workshop, GRS Cologne, 1994.

99. MELPROG-PWR/MODO. A mechanistic code for analysis of reactor core malt progression and vessel attack under severe accident conditions // MUREG/GR-4268, 1987.

100. Безлепкин В.В., Сидоров В.Г., Лукин А.В., Арутюнян Р.В., Стрижев В.Ф., Киселев А.Е., Самигулин М.С., Соловьев В.П., Проклов В.Б., Томащик Д.Ю. Разработка компьютерных кодов для моделирования тяжелых аварий на АЭС // Телоэнергетика, 2004, №2, С.5—11.

101. Foit J.J. Development of the WECHSL Code and Application to BETA Experiments // Report to the MPEI and Kurchatov Inst. Specialists Meeting, Moscow, August 8, 1991.

102. Степанов E.B. (1991) Физические аспекты явления парового взрыва. Препринт ИАЭ-5450, М., 1991, с.96.

103. Witte L.C. and Сох J.E. (1973) Thermal explosion hazards. Advances in Nuclear Science and Technology, 1973, AP, v.7, p.329-364.

104. Gronenberg A.W., Benz R. (1980) Vapor explosion phenomena with respect to nuclear reactor safety assessment. Advances in Nuclear Science and Technology, 1980, v.12, p.247-334.

105. Reid R.C. (1983) Rapid phase transitions from liquid to vapor. Advances in Chemical Engineering, 1983, v. 12, p. 105-208.

106. El-Genk M.S., Matthews R.B., Bankoff S.G. (1987) Molten fuel-coolant interaction phenomena with application to carbide fuel safety. Progress in Nuclear Safety, 1987, v.20, N3, p.151-198.

107. Fletcher D.F., Andercon R.P. (1990) A review of pressure-induced propagation models of the vapour explosion process. Progress in Nuclear Energy, 1990, v.23, N 2, p. 137-179.

108. Theofanous T.G. (1993) The study of steam explosions in nuclear systems. -Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25-29 Oct. 1993, Tomakomai, p.5-26.

109. Fletcher D.F. (1993) Steam explosion triggering: a review of theoretical and experimental investigations. Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 2529 Oct. 1993, Tomakomai, p.l 11-117.

110. Chu C.C., Sienicki J.J., Spencer B.W., Frid W. and Lowenhielm G. (1995) Ex-vessel melt-coolant interactions in deep water pool: studies and accident management for Swedish BWRs. Nuclear Engineering and Design, 1995, v.155, p.159-213.

111. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1993b) Modeling ofjet breakup as a key process in premixing. Int. Seminar on Physics of Vapor Explosion, 25-29 Oct. 1993, Tomakomai, p.79-89.

112. Burger M., Cho S.H., Berg E.V. and Schatz A.(1995) Breakup of melt jets as pre-condition for premixing. Nuclear Engineering and Design, 1995, v.155, p.159-213.

113. Meignen R. and Berthoud G. (1996) Instabilities and fragmentation of very high temperature molten jets in water. ANS Proceedings - 1996 National Heat Transfer Conference, August 3-6, 1996, Houston, Texas, USA, p.95-104.

114. Magallon D. and Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), October 3-8, 1999, San Francisco, California, USA.

115. Angelini S., Takara E., Yuen W. and Theofanous T.G.(1992) Multiphase transients in the premixing of steam explosions. Proceedings of the NURETH-5, September 21-24, 1992, Salt Lake City, Utah, v.II, p.471-478.

116. Angelini S., Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1993) Premixing-related behavior of steam explosions. Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5-8, 1993, Santa Barbara, USA, p.99-133.

117. Angelini S., Theofanous T.G. and Yuen W.W. (1995a) The mixing of particle clouds plunging into water. Proceedings of a Multidisciplinary International Seminar on Intense Multiphase Interactions, June 9-13, 1995, Santa Barbara, California, p.98-116.

118. Angelini S., Theofanous T.G. and Yuen W.W. (1995b) The mixing of particle clouds plunging into water. Proceedings of the NURETH-7, September 1015, 1995, Saratoga Springs, New York, v. 3, p. 1754-1778.

119. Berthoud G., Oulmann T. and Valette M. (1996) Corium-water interaction studies in France. Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor

120. Accidents. Ed. J.T.Rogers, Begell House, New York, Wallingford (UK), 1996, p.251-264.

121. Фукс H.A. (1955) Механика аэрозолей. M.: Изд-во АН СССР, 1955, 351 с.

122. Meyer L. (1996) The interaction of a falling mass of hot spheres with water. -ANS Proceedings 1996 National Heat Transfer Conference, August 3-6, 1996, Houston, Texas, USA, p. 105-114.

123. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS. Proceedings of the 1999 NURETH-9 Conference (CD), October 3-8, 1999, San Francisco, California, USA.

124. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, May 19-21, 1997, Tokai-Mura, Japan, NEA/CSNI/R(97)26, Part II, p.751-768.

125. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Тухватулин Ш.Т., Пивоваров О.С., Васильев Ю.С., Дерявко И.И., Котов В.М., Ильенко С.А. Исследование взаимодействия расплава диоксида урана с водой. 9 с.

126. Board S.J., Hall R.W. and Hall R.S. (1975) Detonations of fuel coolant explosions. Nature, 1975, v.254, N 5498, p. 319-321.

127. Yuen W.W., Chen X. and Theofanous T.G. (1992) On the fundamental microinteractions that support the propagation of steam explosions. -Proceedings of the NURETH-5, September 21-24, 1992, Salt Lake City, Utah, v.II, p.627-636.

128. Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1993) The prediction of 2D thermal detonations and resulting damage potential. Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5-8, 1993, Santa Barbara, USA, p.233-250.

129. Theofanous T.G. and Yuen W.W. (1994) The prediction of dynamic loads from ex-vessel steam explosions. Proceedings of the Int. Conference "New Trends in Nuclear System Thermohydraulics", Pisa, May 30 - June 2, 1994, p.257-270.

130. Chen X., Yuen W.W. and Theofanous T.G. (1995b) On the constitutive description of the microinteractions concept in steam explosions. Proceedings of the NURETH-7, September 10-15, 1995, Saratoga Springs, New York, v. 3, p.1586-1606.

131. Song J. H., Park I. K., Shin Y. S., Kim J. H., Hong S. W, .Min B. T. and Kim H. D. Fuel coolant interaction experiments in TROI using a U02/Zr02 mixture //Nuclear Engineering and Design, Volume 222, Issue l(May 2003), p. 1-15.

132. Medhekar S., Amarasooriya W.H. and Theofanous T.G. (1989) Integrated analysis of steam explosions. Proceedings of NURETH-4, October 10-13, 1989, Karlsruhe FRG, v.l, p.319-326.

133. Amarasooriya W.H. and Theofanous T.G. (1991) Premixing of steam explosions: a three-fluid model. Nuclear Engineering and Design, v. 126, p.23-39.

134. Berthoud G. and Valette M. (1993) Calculations of the premixing phase of an FCI with the TRIO MC code. Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5-8, 1993, Santa Barbara, USA, p.27-36.

135. Berthoud G. and Valette M. (1994) Development of a multidimensional model for the premixing phase of a fuel-coolant interaction. Nuclear Engineering and Design, 1994, v. 149, p.409-418.

136. Kolev N.I. (1993) The code IVA3 for modelling of transient three-phase flows in complicated 3D geometry. Kerntechnic, 1993, v. 58, N 3, p.147-156.

137. Jacobs H. (1993) Analysis of large-scale melt-water mixing events. -Proceedings of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, January 5-8, 1993, Santa Barbara, USA, p. 14-26.

138. Kolev N.I. (1995) IVA4 computer code: dynamic fragmentation model for liquids and its application to melt water interaction. The 3rd JSME/ASME

139. Joint International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), April 2327, 1995, Kyoto, Japan, v.l, p.l99-204.

140. Fletcher D.F. and Thyagaraja A. (1991) The CHYMES coarse mixing model. -Progress in Nuclear Energy, 1991, v.26, p.31-61.

141. Annunziato A., Addabbo C. (1994) COMETA (Core Melt Thermal-hydraulic Analysis) a computer code for melt quenching analysis. Proceedings of the Int. Conference "New Trends in Nuclear System Thermohydraulics", Pisa, May 30 - June 2, 1994, p.391-398.

142. Annunziato A., Addabbo C., Hohmann H., Magallon D. (1994) COMETA code calculation of FARO melt quenching tests. Proceedings of the Int. Conference "New Trends in Nuclear System Thermohydraulics", Pisa, May 30 -June 2, 1994, p.399-406.

143. Петухов B.C., Генин Л.Г., Ковалев С.А., Соловьев С.Л. Телообмен в ядерных энергетических установках: Учебное пособие для вузов. М.: Издательство МЭИ, 2003, 548 с.

144. Fletcher D.F. An improved mathematical model of melt/water detonations. I. Model formulation and example results // Int.J. Heat Mass Transfer, 1991, Vol.34, N. 10, P.2435--2448.

145. Carachalios C., Burger M. and Unger H. A Transient Two-Phase Model to Describe Thermal Detonations Based on Hydrodynamic Fragmentation //

146. Proceedings of the Int. Meeting on LWR Sever Accident Evaluation, Massachusetts, August 1983.

147. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Соколин A.B. Численное моделирование эксперимента KROTOS-42 кодок VAPEX-D // Техническая справка / ЭНИЦ, Электрогорск, 1997, 28 с.

148. Patel P.D., Theofanous T.G. Hydrodynamic Fragmentation of Drops // J.Fluid Mechanics, 1981, Vol.103, P.207-223.

149. Chu C.C., Corradini M.L. One-dimensional Transient Fluid Model for Fuel-Coolant Interaction Analysis // J.Nuclear Science Engineering, 1989, Vol.101, N.l, P.46-72.

150. Tang J., Corradini M.L. Modelling of the Complete Process of One-Dimensional Vapor Explosion // CSNI Specialist Mtg. On Fuel-Coolant Interactions, NUREG/CP-0127, 1994, P.204-217.

151. Berthoud G. Heat Transfer Modeling During a Vapor Explosion // J.Nuclear Technology, 2000, Vol.130, P.39-58.

152. Annunziato A., Yerkess A., Addabbo C. FARO and KROTOS Code Simulation and Analysis at JRC Ispra // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, May 1921, 1997, NEA/CSNI/R(97)26, Part II, P.751-768.

153. Liu J., Koshizuka S., Oka Y. Investigation on Energetics of Ex-vessel Vapor Explosion Based on Spontaneous Nucleation Fragmentation // J.Nuclear Science and Technology, 2002, Vol.39, N.l, P.31-39.

154. Theofanous T.G., Yuen W.W., Angelini S. et al. Lower Head Integrity Under In-Vessel Steam Explosion Loads, DOE/ID 10541, June 1998.

155. Melikhov V.l., Melikhov O.I., Nigmatulin B.I. New Approach to Premixing Description // The 2nd International Conference on Multiphase Flow. — Kyoto, Japan, 1995. PP.VE-27 - VE-31.

156. Melikhov V.l., Melikhov O.I., Nigmatulin B.I. Premixing Modelling // The First International Symposium on Two-Phase Flow Modelling and Experimentation. Rome, Italy, 1995. - PP.347 - 351.

157. Melikhov V.l., Melikhov O.I. Analysis of Thermal Detonation in the System "corium-water" // Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety. Orlando, Florida, 1997. - PP.496 - 502.

158. Melikhov V.l., Melikhov O.I. Supercritical Thermal Detonation Analyses // Proceedings of ICONE-5 (5-th International Conference on Nuclear Engineering. -Nice, France, 1997. -№ 2173, PP.321-327.

159. Davydov M.V., Melikhov V.l., Melikhov O.I., Numerical Analysis of Multiphase Premixing of Steam Explosions // Third International Conference on Multiphase Flow (ICMF-98). Lyon, France, 1998. - PP. 1 - 8.

160. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Соколин A.B. Распространение волны термической детонации с учетом концепции микровзаимодействий // Труды международной конференции по многофазным системам, ICMS'2000. Уфа, 2000. - С.253-258.

161. Davydov M.V., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Yu.V. Validation of VAPEX Code on MAGICO and QUEOS Tests // International Conference Nuclear Energy in Central Europe. Bled, Slovenia, 2000. - № 702, PP.11-19.

162. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Sokolin A.V. Numerical Analysis of Vapor Explosion in the System "Corium-Water"// International Conference Nuclear Energy in Central Europe. Bled, Slovenia, 2000. - № 705, PP.51-63.

163. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Yu.V., Sokolin A.V. VAPEX Code Analysis of FARO-L33 test // International Conference Nuclear Energy in Central Europe. Portoroz, Slovenia, 2001. - № 309, PP.23-32.

164. Давыдов M.B., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В. Анализ экспериментов MAGICO и QUEOS по перемешиванию облака частиц с водой (паровые взрывы при тяжелой аварии) с помощью кода VAPEX // Ядерная энергетика 2001. - №3. - С.72-79.

165. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Соколин А.В. Анализ эксперимента по взаимодействию расплава с охладителем на установке FARO с помощью кода VAPEX // Атомная энергия.- 2001.- том 92, вып.2, С.91-95.

166. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Parfenov Yu.V.r Sokolin A.V. Post-tesl Analysis of FARO L-33 Test by VAPEX Code // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2002. Stuttgart, Germany, 2002. - PP.217220.

167. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Соколин A.B. Взрывное взаимодействие расплава с водой. Моделирование кодом VAPEX-D // Теплофизика высоких температур.- 2002.-Том 40, №3. С.466-474.

168. Мелихов В.И., Парфенов Ю.В., Мелихов О.И. Численное моделирование процесса предварительного перемешивания струи расплава с водой с помощью кода VAPEX-P // Теплоэнергетика. 2003.- №11.- С.35-39.

169. Ishii М. and Mishima К. Two-Fluid Model and Hydrodynamic Constitutive Relations. Nuclear Engineering and Design. 1984, 82, pp. 107-126.

170. Кириллин B.A., Сычев B.B., Шейндлин A.E. Техническая термодинамика: Учебник для вузов. 4-е изд., перераб.- М.: Энергоатомиздат, 1983,416 с.

171. Александров А.А., Очков А.В., Орлов К.А., Очков В.Ф. Сертифицированный набор программ для вычислений свойств воды/водяного пара, газов и их смесей «WaterSteamPro»™.

172. IAPWS Industrial Formulation 1997 for the Thermodynamic Properties of Water and Steam. // International Association for tin Properties of Water and Steam / Executive Secretary R.B. Dooley, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA 94304, USA.

173. Sissom L.E. and Pitts D.R. Elements of transport phenomena, McGraw-Hill, < New York, USA, 1972.

174. Bird R.B., Stewart W.E., Lighfoot E.N. Transport Phenomena, Wiley, New York, USA, 1960.

175. Meyer L. and Schumacher G. QUEOS, a Simulation-Experiment of the Premixing Phase of a Steam Explosion with Hot Spheres in Water. FZKA Report 5612, Forschungszentrum Karlsruhe, April 1996.

176. Theofanous N.G., Yuen W.W., Freeman K., Chen X. The Verification Basis of the ESPROSE.m Code // Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions, Tokai-Mura, Japan, May 19-21, 1997, NEA/CSNI/R(97)26, Part I, P.287-363.

177. Benuzzi A., Magallon D. 'FARO L-WR Programme L-14 Test Quick-Look Report' JRC Technical Note No. 1.94.171, December 1994.

178. Magallon D., Leva G. 'FARO LWR Programme. Test L-14 Data Report' -JRC Technical Note No. 1.96.25, February 1996.

179. Annunziato A., Addabbo C., Magallon D. 'FARO Test L-33 Quick Look Report' - JRC Technical Note No. 1.00. Ill, October 2000.

180. Addabbo C., Annunziato A., Magallon D. 'FARO Test L-24 Quick Look Report' JRC Technical Note No. 1.97.185, September 1997.

181. Silverii R., Magallon D. 'FARO LWR Programme. Test L-24 Data Report' -JRC Technical Note No. 1.00.93, July 2000.

182. Silverii R., Magallon D. 'FARO LWR Programme. Test L-33 Data Report' -JRC Technical Note No. 1.00.124, October 2000.

183. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Соколин A.B. Расчет парового взрыва в шахте реактора ВВЭР-640 // Отчет МНТЦ, проект №408-97/ Электрогорск, 1999, 112 с.