Оценка адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя в экспериментальных интегральных установках применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Гашенко, Илья Владимирович

• Гашенко, Илья Владимирович
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Гашенко, Илья Владимирович

Условные обозначения, сокращения, аббревиатуры, индексы.

Введение.

Глава 1 Состояние вопроса и задачи диссертационной работы.

1.1 Применение расчетных кодов для моделирования аварийных процессов -важнейший метод обоснования безопасности АЭС

1.2 Верификация системных расчетных теплогидравлических кодов.

1.3 Экспериментальные интегральные установки.

1.3.1 О моделировании экспериментальных интегральных установок и теплогидравлических процессов в них.

1.3.2 О факторах искажения теплогидравлических процессов и явлений в контурах экспериментальных интегральных установок и проблеме использования результатов применительно к прототипу.

Выводы по Главе 1.

Глава 2 Методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов в экспериментальных интегральных установках для АЭС с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов.

2.1 Описание методики.

2.2 Описание теплогидравлического расчетного кода RELAP5.

2.3 Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

Выводы по Главе 2.

Глава 3 Исследование теплогидравлических процессов в аварийных режимах в ИСБ-ВВЭР (верификационные расчеты).

3.1 Течь 2,4 % из модели напорной камеры реактора ИСБ-ВВЭР.

3.2 Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в холодный трубопровод аварийной петли).

3.3 Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли).

3.4 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с вертикальными парогенераторами.

3.5 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с горизонтальными парогенераторами.

Выводы по Главе 3.

Глава 4 Влияние теплофизических факторов на теплогидравлические процессы в интегральных установках.

4.1 Характер влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах.

4.2 Закономерности влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах.

Выводы по главе 4.

Глава 5 Влияние конструктивных факторов на теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках.

5.1 Влияние конструктивных особенностей моделей парогенераторов интегральной экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР.

5.2 Влияние конструктивных особенностей интегральных установок на ключевые параметры аварийных режимов.

5.3 Влияние конструктивных искажений экспериментальных интегральных установок на ключевые параметры режима с естественной циркуляцией теплоносителя.

Выводы по главе 5.

Глава 6 Теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках разного масштаба.

6.1 Режим с 11% течью теплоносителя из модели сборной камеры реактора и работой гидроемкостей САОЗ.

6.2 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя.

Выводы по главе 6.

Глава 7 Влияние метода моделирования на теплогидравлические процессы в интегральных установках.

7.1 Описание четырехпетлевой виртуальной установки.

7.2 Анализ результатов исследования.

Выводы по главе 7.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оценка адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя в экспериментальных интегральных установках применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000»

Актуальность работы. Развивающаяся атомная энергетика требует постоянных систематических исследований вопросов безопасности. Обоснование безопасности АЭС осуществляется с помощью компьютерных системных расчетных кодов. Доказательство адекватности кодов осуществляется посредством их верификации с использованием экспериментальных данных, полученных на фрагментарных установках по исследованию отдельных явлений и интегральных (структурно подобных реакторным) установках по исследованию аварийных режимов в контуре РУ в целом [1], [2].

При этом, неизбежно имеют место искажения моделируемых в этих установках теплогидравлических процессов, обусловленные допущенными при проектировании экспериментальных установок компромиссами моделирования ("лишнее" количество металла, высокие тепловые потери, конструктивные особенности и др., по отношению к реакторной установке).

Понимание характера и степени влияния последствий допущенных компромиссов моделирования установок на теплогидравлические процессы в них и последующий учет этого влияния позволит: повысить уровень верификации (ве-рифицированность) кодов, их адекватность, соответственно, качество и достоверность результатов расчетного анализа аварийных режимов при обосновании безопасной эксплуатации реакторной установки; проводить обоснование конструкций установок с целью максимального приближения экспериментальных режимов к аварийным режимам в РУ. Выявление же закономерностей влияния масштаба установок на поведение ключевых параметров аварийных режимов обеспечит возможность адекватного их учета при оценке развития теплогидравлических процессов в прототипе, причем, уже на стадиях проектирования и создания установок, в том числе, применительно к реакторным установкам нового поколения.

Указанные задачи могут быть решены проведением вычислительных экспериментов с помощью современных верифицированных кодов улучшенной оценки с использованием расчетных моделей «идеализированных» (свободных от присущих физическим моделям конструктивных искажений) виртуальных установок. Сказанным подтверждается актуальность выполненного исследования и определяются его цели и задачи.

Цель и задачи научного исследования

Выявить влияние конструктивных особенностей, масштаба и метода моделирования интегральных установок на адекватность моделируемых в них аварийных режимов с потерей теплоносителя применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000.

Для достижения указанной цели решить следующие задачи:

- разработать методику исследования;

- установить адекватность воспроизведения теплогидравлических процессов в расчетах по коду 11ЕЬАР5/МСЮЗ .2 аварийных режимов, моделируемых на интегральной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР, путем количественной оценки согласования экспериментальных и расчетных значений режимных параметров в верификационных расчетах в соответствии с «Матрицами верификации теплогидравлических кодов для ВВЭР» (далее, «Матрицы») [3], [4];

- разработать расчетные модели виртуальных «идеализированных» установок, выявить закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установок, обусловленных компромиссами, масштабом и методом моделирования, на изменение основных параметров в аварийных режимах с потерей теплоносителя.

Объект исследования - тегоюгидравлические процессы и явления, сопровождающие моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.

Предмет исследования - закономерности протекания теплогидравлических процессов и явлений, сопровождающих моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.

Методы исследования - расчетно-аналитический, посредством теплогидравлического расчетного кода RELAP5/MOD3.2 (далее RELAP5).

Научная новизна полученных результатов

Определяется тем, что впервые:

- разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000, позволяющая определять влияние конструктивных характеристик, масштаба и метода моделирования установок на развитие в них теплогидравлических процессов в аварийных режимах;

- выявлены закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установки на ключевые параметры аварийных режимов (давление теплоносителя, температура оболочки имитаторов твэлов), получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя, в диапазоне от 0,5 до 30 %;

- сопоставлены результаты исследования одинаковых по сценарию аварийных режимов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба и в установках одинакового масштаба, разработанных с помощью двух разных методов моделирования;

- в результате верификационных расчетов аварийных режимов в экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР обнаружено явление обратного течения теплоносителя первого контура в парогенераторах, характерное для парогенераторов ВВЭР.

Практическая ценность полученных результатов

• разработанная методика расчетного исследования использована для осуществления сопоставительных экспериментов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба, а также в установках одинакового масштаба, разработанных с использованием двух разных методов моделирования и может быть использована применительно к любой экспериментальной установке, моделирующей как ВВЭР, так и водоохлаждаемые реакторы других типов для проведения вычислительных экспериментов, что позволит существенно снизить объем и стоимость экспериментальных исследований;

• результаты работы могут быть использованы при: обосновании технических решений по модернизации конструкции установок для адекватного воспроизведения теплогидравлических процессов по отношению к прототипу; планировании экспериментов; создании интегральных установок для исследований аварийных режимов применительно к АЭС нового поколения;

• зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя может использоваться для оценки их предельных температурных режимов при планировании экспериментов;

• результаты верификационных расчетов включены в базу данных Международного Центра по Ядерной Безопасности по верификации кода RELAP5 применительно к анализу безопасности АЭС с ВВЭР-1000, разработанную в рамках совместного российско-американского проекта. Анализ Российской Стандартной Проблемы (исследование аварийного режима с течью 11% теплоносителя из сборной камеры реактора) по верификации теплогидравлических расчетных кодов был выполнен по договору с ОКБ "Гидропресс".

Достоверность результатов исследования

Обеспечивается верификацией используемого расчетного кода на экспериментальных данных интегрального стенда ИСБ-ВВЭР и кросс-верификационными расчетами по другим расчетным кодам (ТРАП, КОРСАР, CATHARE, ATHLET). .

Личный вклад автора

Разработана методика исследования, выполнены все расчетные исследования, представленные в работе, включая создание расчетных моделей интегральных установок, а также анализ полученных результатов.

На защиту выносится:

- методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках; и

- результаты исследований влияния конструктивных особенностей и метода моделирования установок на качество воспроизведения в них аварийных режимов реакторной установки;

- результаты сопоставления теплогидравлических процессов в идентичных по конструкции установках разного масштаба;

- результаты верификационных расчетов аварийных режимов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР, выполненных системным кодом RELAP5;

- расчетные модели интегральных установок, рассмотренных в диссертации, для кода RELAP5.

Апробация работы.

Результаты работы докладывались и были обсуждены на конференциях, в частности:

- четвертом международном Форуме обмена информацией "Безопасность АЭС с ВВЭР и РБМК", г. Обнинск, Россия, 11-15 октября 1999 г;

- международной ежегодной конференции Jahrestagung Kerntechnik (Nuclear Technology) (1999,2004,2005 it., Германия);

- международном молодежном Ядерном Конгрессе IYNC (2000 г. Словакия; 2002 г. Южная Корея; 2004 г. Канада);

- XIV международной школе-семинаре молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева "Проблемы газодинамики и теплообмена в энергетических установках", г. Рыбинск, 26-30 мая 2003 г;

- 14-й ежегодной конференции Ядерного Общества России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий», г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г;

- 8-й международной конференции Украинского ядерного общества "Молодежь - ядерной энергетике", г. Севастополь, Украина, 01-03 июля 2004 г;

- 9-й ежегодной молодежной научно-практической конференции "Реакго-ростроение и атомная энергетика: технологии будущего", г. Нижним Новгород, 14-18 сентября 2004 г;

- 2-й и 4-й международных научно-технических конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, 2001,2005 гг.;

- 4-й международной научно-практической конференции «Надежность, безопасность, ресурс АЭС», г. Севастополь, Украина, 20-25 сентября 2005 г.

Публикации. По результатам выполненных по теме диссертации исследований опубликовано 18 печатных работ и выпущено 3 научно-технических отчета.

Структура и объем диссертации. Диссертация содержит введение, 7 глав, выводы. Список литературы из 107 использованных источников. Диссертация выполнена на 145 листах, включая 39 таблиц и 118 рисунков.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Гашенко, Илья Владимирович

Выводы

1 Разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000.

2 Установлено влияние особенностей интегральных экспериментальных установок (теплофизические и конструктивные факторы), обусловленных компромиссами моделирования, на ключевые параметры аварийных режимов с течью теплоносителя в диапазоне от 0,5 до 30 %. Показано, что влияние этих факторов максимально гри течах теплоносителя от 0,5 до 2%, уменьшается с увеличением размера течи и практически отсутствует в диапазоне течей от 17 до 30%. Получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи при отказе САОЗ, хорошо коррелирующая с экспериментальными данными, полученными на установке ИСБ-ВВЭР.

3 Подтверждены: целесообразность определенных преобразований конструкции установки ИСБ-ВВЭР для улучшения воспроизведения теплогидравлических процессов и возможность исследования влияния масштаба в идентичных по конструкции интегральных установках на развитие в них теплогидравлических процессов.

4 Показан схожий характер изменения ключевых параметров и выявлены их количественные отличия в аварийных режимах, моделируемых в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба («идеализированная ИСБ-ВВЭР» (1:3000), ПСБ-ВВЭР (1:300)).

5 Путем сравнения аварийных режимов в установке ИСБ-ВВЭР, созданной на основе объемно-мощностного метода моделирования, и в виртуальной установке, разработанной на основе неравновесной модели двухфазного теплоносителя показано, что в установке ИСБ-ВВЭР наблюдается лучшее соответствие режимных параметров по отношению к прототипу.

6 Результаты верификационных расчетов экспериментов, выполненных на установке ИСБ-ВВЭР, вошли базу данных по верификации кода RELAP5 применительно к АЭС с ВВЭР-1000.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Гашенко, Илья Владимирович, 2006 год

1. Validation Matrix for the Assessment of Thermal Hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients // A report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, April 2001.

2. Безруков Ю.А., Логвинов C.A., Суслов А.И. и др. Матрицы верификации теплощдравлических кодов улучшенной оценки применительно к ВВЭР // Теплоэнергетика 2002. № 11. С. 42-48.

3. Нигматулин Б.И., Мелихов О.И., Соловьев C.JI. Состояние и развитие отечественных системных теплощдравлических кодов доя моделирования аварийных и нестационарных процессов на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. № 3.2001. С. 1721.

4. Нигматулин Б.И., Василенко В.А., Соловьев C.J1. и др. Разработка расчетных кодов нового поколения актуальная задача развития отечественной атомной энергетики//Теплоэнергетика. № 11. 2002. - С. 2-10.

5. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Юдов Ю.В. и др. КОРСАР теплогидрав-лический расчетный код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. № 9. 2001. - С. 36-43.

6. Крошилин А.Е., Крошилин В.Е., Смирнов A.B. и др. Интегральный программный комплекс для оценки безопасности АЭС // Теплоэнергетика. № 1. 2001.-С. 15-21.

7. Мелихов В.И, Мелихов О.И., Соловьев C.J1. Теплогидравлический код нового поколения. Современные тенденции развития // Теплофиз. высок, температур. 2002.40, №5- С. 826-842.

8. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Использование современных интегральных кодов для управления безопасностью АЭС // Вестник МЭИ. № 5. 2001.- С. 31-37.

9. Гордон Б.Г., Гуцалов А.Т. Верификация программных средств доя расчета аварийных режимов АЭС // Теплоэнергетика. 1993. № 8 С. 25-28.

10. Нигматулин Б.И., Блинков В.Н., Гакал П.Г. и др. Обоснование процедуры оценки системных программных средств // Препринт L 15/02-1996.05, Элек-трогорск, 1996.-24 С.

11. Addabbo С., Annunziato A. A Synopsis of the Results from the LOBI Counter Part Test Programme // International Conference on «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics»:Proceedings.- Pisa, Italy, May 30th June 2nd 1994. -P. 331-337.

12. Щепетильников Э.Ю., Мелихов О.И., Мелихов В.И. Сравнительный анализ аварии с малой течью на установках ИСБ-ВВЭР, ПСБ-ВВЭР и ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 1999. № 12. — С. 69-75.

13. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis/Final Report. NUREG-1230 R4. December 1988.

14. Гашенко М.П., Липатов И.А., Шмаль И.И. и др. Экспериментальные исследования на интегральных стендах (ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР), обеспечивающие верификацию теплогидравлических кодов // Теплоэнергетика. 2002. № 11.-С. 49-55.

15. Бугаенко С.Е., Блинков В.Н., Краев А.Г. Валидация компьютерных кодов применительно к ВВЭР и РБМК. Окончательный план валидации кода RELAP5 применительно к ВВЭР // Международный Центр по Ядерной Безопасности, Отчет WO № 974066401.-М.:, 1998.- 70 с.

16. Блинков В.Н., Гашенко М.П., Мелихов О.И. и др. Расчетно-экспериментальные исследования аварийных режимов в стандартных задачах на теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР // Атомная энергия. 2003. Т.95. Вып. 5.-С. 354-359.

17. Асмолов В.Г., Гашенко М.П., Елкин И.В. и др. Интегральный теплофи-зический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР) // Препр. / ИАЭ.-1990.-№5044/14.-54 с.

18. Гашенко М.П., Прошутинский А.П., Столяров Е.В. и др. Исходные данные по стенду ИСБ-ВВЭР для верификации расчетных программ // Препр. / ЭНИЦ ВНИИАЭС. 1995. № 2/05-95. 215 с.

19. Мигров Ю.А., Чернов И.В., Юдов Ю.В. Результаты верификации расчетных кодов ДЖИП и RELAP5 на стенде ИСБ-ВВЭР на основе стандартных проблем безопасности СПБ-1 и СПБ-2 // Теплоэнергетика. 1999. № 3. -С. 8-13.

20. Елкин И.В., Липатов И.А., Капустин A.B. и др. Исследования в обоснование эксперимента на интегральной установке ПСБ-ВВЭР "Разрыв 2x100% холодного трубопровода РУ ВВЭР-1000" // Годовой отчет ЭНИЦ,- Электрогорск, ЭНИЦ,-2005,- с. 109-119.

21. Скалозубов В.И., Домашев Е.Д., Ким В.В. Анализ соответствия интегральных экспериментальных стендов ИСБ и ПСБ условиям моделирования аварийных переходных процессов на ВВЭР // Промышленная теплотехника. 1999. V.21,№L- С. 37-43.

22. Моделирование аварий на ядерных энергетических установках атомных электростанций / В.Н.Васильченко, Е.З. Емельяненко, А.Е. Смышляев, В.В. Ким. Под общей редакцией В.И. Скалозубова Одесса:"Резон 2000", 2002 - 466 с.

23. Афремов Д.А., Журавлев Ю.В., Миронов Ю.В. и др. Методика статистического анализа неопределенностей теплогвдравлических расчетов // Атомная энергия. -Т.93. Вып. 2, - август 2002. - С. 101-109.

24. Обзор и критический анализ существующих и перспективных методик оценки адекватности расчетных кодов и методов сравнения результатов расчетов с экспериментом // Отчет о НИР. Г205-21/97 (промежуточный). Руков. Г.А. Горбенко.-ХАИ.-2000.

25. Islamov R., Ustinov V. Computer program PRAISE. Uncertainty analysis of heat exchanger three-dimensional flow speed model.

26. D'Auria F., Giannotti W. Consideration of Bifurcations Within the Internal Assessment of Uncertainty // 8th International Conference on Nuclear Engineer-ing:Proceedings(8737). Baltimore, MD USA, 2-6 April, 2000.

27. Гордон Б.Г., Ковалевич O.M. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках // Теплоэнергетика. 1992. № 10-С. 8-12.

28. Нигматулин Б.И., Виденеев Е.Н., Землянухин В.В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР // Теплоэнергетика. 1988. № 12. — С. 24-28.

29. Нигматулин Б.И. Современные методы обоснования тегоюгадравличе-ских аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах // Теплоэнергетика. 1990. № 8. — С. 21-27.

30. Лабунцов Д.А., Муратова Т.М. О моделировании аварий в системах ЯЭУ// Теплоэнергетика. 1992. № 10, —С. 16-21.

31. Nahavandi A.N., Castellana .S., Moradkhanian E.N. Scaling laws for modeling nuclear reactor systems. // Nucl. Science and Engineering. 1979. Vol. 72. P.75-83.

32. Zuber N. Problems in modeling of small break LOCA. // Heat Transfer Nucl.

33. React. Semin., Dubrovnik. 1-5 Sept. 1980. Washington e.a. 1982. P.3-48.

34. Ishii M., Kataoka I. Scaling criteria for LWR's under single-phase and two-phase natural circulation. ANL-83-32. NUREG/CR-3267. 1983.

35. Kocamustafaogullari G., Ishii M. Reduced pressure and fluid to fluid scaling laws for two-phase flow loop. ANL-86-19. NUREG/CR-4584. 1986. P.39.

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

37. Kiang R. Scaling criteria for nuclear reactor thermo-hydraulics // Nuclear Science and Engineering. 1985. Vol. 89. P. 207-216.

38. Оценка влияния масштабного фактора: Отчет о НИР / ИПБ ЯЭ РНЦ КИ;.-Инв.№90-12/1- 13-00,-Москва, 2000.

39. Смолин В.Н., Шишов В.П., Грачев В.И. и др. Некоторые проблемы крупномасштабных стендов безопасности // Атомная энергия. -Т. 92. Вып. 5. -Май 2002.-339-344.

40. Weiss P., Emmerling R., Hertlein R., Leibert J. UPTF experiment refined PWR LOCA thermal-hydraulic scenarios: Conclusions from a full- scale experiment program // Ibid, 1999 v.149, №1-3, p.333-347.

41. Classer H., Karwat H. The contribution of UPTF experiments to resolve some scale up uncertainties in countercurrent two-phase flow. // Ibid, 1993, v. 145, №1-3, p.63-84.

42. Ferng Yuh-Ming Evaluation of Inherent Distortions in the IIST Facility Using the RELAP5/MOD3 Code // Nuclear Science and Engineering: V.123. June, 1996.-P. 190-205.

43. Initial and boundary conditions to LOCA analysis. An examination of the requirements of Appendix K. / David E. Bessette // 8th International Conference on Nuclear Engineering:Proceedings (ICONE-8325). Baltimore, MD USA, April 2-6,2000.

44. Annunziata A., Addabbo C., Bacchiani M. et al. SPES-3 scaling analysis of EPP small break LOCA // P. 1000 1007.

45. Elkin I.V., Rovnov A.A., Gashenko M.P. et al. Comparison Of Natural Circulation Experiments In PSB-VVER And ISB-WER Test Facilities// Annual meeting on nuclear technology'2004:Proceedings.- Düsseldorf, Germany, 25-27 May 2004,- P. 170-173.

46. Белоцерковский O.M., Давыдов Ю.М. Метод крупных частиц в газовой динамике. М.: Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1982.-392 с.

47. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol. 1: Code structure, system models, andsolution methods. NUREG/CR-5535 (Formerly EGG-2596), INEL-95/0174 / Prepared by The RELAP5/MOD3.2Code Development Team Idaho National Engineering Laboratory, 1995.

48. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol .2: User's Guide and Input Requirements. NUREG/CR-5535, INEL - 95/0174/ Prepared by Development Team - Idaho National Engineering Laboratory, 1995.

49. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol. 5, rev.l: Users Guidelines. NUREG/CR - 5535, INEL - 95/0174/ Prepared by C.D. Fletcher, R.R. Schultz - Idaho National Engineering Laboratoiy, 1995.

50. RELAP5/MOD3.2: Паспорт аттестации программного средства // НТЦ ГАН;.-Рег. номер 180 от 28.10.2004 г ,-М, 2004.

51. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах: Отчет о НИР / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель М.П. Гашенко,-№2.654.-Электрогорск, 2002

52. Gashenko I.V., Gashenko M.P., Kouznetsov V.D. Analysis of the Russian

53. Standard Problem № 3 on thermalhydraulic codes validation at the ISB-WWER test facility // International Youth Nuclear Congress 2002: Proceedings Daejeon, Korea, 16-20 April 2002,-P. 80-84.

54. Gashenko M., Proshutinsky A., Prasser M. et al. Hot Leg Break tests at the ISB-VVER Integra. Test Facility // Annual meeting on nuclear technol-ogy'95: Proceedings.- Nurnberg. Germany, 1995.- P. 123-126.

55. Standard Problem INSCSP-V5 Definition Report "11% Upper Plenum Break with ECCS" // INSC Report. JP#6, 1999.

56. Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г. Гидродинамические и теп-лохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001.-316 е.: ил.

57. Hyvarinen J. Primaiy side flow distribution of a horizontal steam generator under low flow conditions // Second international Seminar on horizontal steam generators: Proceedings.- Lappeenranta. Finland, 1993.- P. 17-57.

58. Kouhia J., Riikonen V., Purhonen H. PACTEL: Experiments on the behavior of the new horizontal SG // Third international Seminar on horizontal steam generators: Proceedings.- Lapeenranta. Finland, 1995,- P. 1-9.

59. Li F., Modarres М. A Combined PRA and Thermal-Hydraulic Analysis for Integrated Scenario Screening // 8th International Conference on Nuclear Engineer-ing:Proceedings(8480). Baltimore, MD USA, 2-6 April 2000.

60. Гашенко И.В., Кузнецов В.Д., Шмаль И.И. Исследование влияния тепловых потерь и тепла, аккумулированного металлоконструкциями стенда, на развитие теплогидравлических процессов // Теплоэнергетика. 2001. № 9,- С. 72 77.

61. Gashenko I.V. Influence of heat losses and accumulated heat upon the accident process evolution // International Youth Nuclear Congress 2000:Transactions.

62. Bratislava, Slovakia, 9-14 April 2000.- P. 208.

63. Экспериментальное обоснование проектных функций системы пассивного залива второй ступени ГЕ-2 на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР: Отчет о НИР / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель М.П. Гашенко.-№2.548.-Электрогорск, 2000.

64. Гашенко М.П, Басов А.В, Гашенко И.В. и др. Исследование влияния конструкции парогенераторов на теплогидравлические процессы в первом контуре стенда ИСБ-ВВЭР // Годовой отчет ЭНИЦ.- Электрогорск, ЭНИЦ,- 2003,-С.45-52.

65. M. Farvacque Users Manual of CATHARE 2 vl.3e, November, 1992, 3741. P

66. D.Bestion The physical closure laws in the CATHARE code, Nucl. Eng. & Design, 124 (1990), P. 229-245

67. Gashenko I.V, Shmal I.I. The problems of reproduction of the loss-of-coolant accidents of WER-1000 reactor on the ISB-WER integral test facility // International Youth Nuclear Congress 2004: Transactions.- Toronto, Canada, 9-14 May 2004,-P. 178.