Расчетно-теоретическое и экспериментальное обоснование условий роста вибраций в ВКУ и ТВС ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Новиков, Константин Сергеевич

• Новиков, Константин Сергеевич
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Новиков, Константин Сергеевич

Список условных сокращений.

Введение.

Глава 1. Обзор исследований вибраций TBC и ВКУ энергетических реакторов с водой под давлением.

1.1. Вибрационные исследования на крупномасштабных стендах.

1.2. Исследования вибрационных характеристик элементов

1.3. Аномалии, обусловленные вибрациями ВКУ и TBC.

1.4. Анализ причин, выхода из строя TBC.

1.5. Выводы к главе 1.

Глава 2. Теоретические основы совершенствования акустических моделей и расчета параметров акустических колебаний теплоносителя.

2.1. Методика расчета интегральной скорости звука в парогенерирующем канале.

2.2. Описание программы «Sound».

2.3. Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при отсутствии кипения теплоносителя.

2.4. Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при кипении теплоносителя.

2.5. Определение добротности, полосы пропускания и коэффициента затухания.

2.6. Выводы к главе 2.

Глава 3. Анализ результатов вибродинамического контроля ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС.

3.1. Средства измерений.

3.2. Анализ результатов измерений вибраций крышки реактора.

3.3. Исследование причин аномального роста вибраций в ВКУ

3.4. Идентификация причин роста интенсивности СПМ сигналов от датчиков давления теплоносителя установленных на выходе из реактора.

3.5. Выводы к главе 3.

Глава 4. Определение области виброакустических резонансов теплоносителя и TBC в реакторах типа ВВЭР.

4.1. Исходные данные для расчета области виброакустических резонансов в активной зоне ВВЭР-1200, ВВЭР-1700.

4.2. Анализ результатов расчета области виброакустических резонансов теплоносителя и TBC в реакторах типа ВВЭР.

4.3. Выводы к главе 4.

Глава 5 . Прогнозирование режимов работы АЭС вызывающих рост вибраций TBC с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5».

5.1. Описание программного комплекса «РАДУГА 7.5».

5.2. Анализ причин аномального роста вибраций в A3.

5.3. Определение средней температуры в A3.

5.4. Методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем.

5.5. Расчет величины полосы пропускания.

5.6. Оценка доли TBC с повышенным уровнем вибрации при работе реактора на (100 — 104)% Nhom.

5.7. Методы предотвращения попадания TBC в область температур теплоносителя соответствующую полосе пропускания СЧКДТ.

5.8. Выводы к главе 5.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-теоретическое и экспериментальное обоснование условий роста вибраций в ВКУ и ТВС ВВЭР-1000»

Известно, что на стадии проектирования первого поколения ВВЭР воздействие гидродинамических возмущающих сил на оборудование недооценивалось и, соответственно, не было уделено достаточного внимания вопросам взаимодействия колебаний теплоносителя с проектируемым оборудованием. Известны и первые последствия такого «недоучета», а именно при ревизии оборудования после его обкатки, на этапе ввода в действие головного реактора ВВЭР-1 на Нововоронежской АЭС было обнаружено, что произошли повреждения сетчатых фильтров во входных коллекторах парогенераторов, а также швов приварки граненого пояса «корзины» реактора [1,2].

Проблема взаимодействия колебаний теплоносителя и оборудования на этом этапе недооценивалась во всем мире. Следствием этого стали, не получившие своевременного объяснения, внезапные повреждения из-за вибраций, вызванных колебаниями теплоносителя основного и вспомогательного оборудования АЭС с ВВЭР и с их зарубежными аналогами Р"Ш1[3].

Актуальность работы

Безопасность АЭС в связи с планируемым увеличением количества вводимых энергоблоков и существенным повышением доли выработки электричества на АЭС (до 23% к 2020г.) остается основным критерием при проектировании, изготовлении, вводе в эксплуатацию и эксплуатации оборудования АЭС. Более высокие требования предъявляются к оборудованию 1-го контура, в связи увеличением срока службы АЭС и предстоящей работой энергоблоков в маневренных режимах. В условиях возрастающей продолжительности работы в переходных режимах, связанных с участием АЭС в суточном регулировании нагрузки в сравнении с эксплуатацией на постоянном уровне мощности возникнут дополнительные низко-цикловые термические нагрузки и высоко-цикловые нагрузки на оборудование. В числе главных задач в этих условиях является задачи прогнозирования, выявления и предотвращения условий эксплуатации, приводящих резонансному взаимодействию акустических колебаний теплоносителя и вибраций оборудования. Наиболее остро эти задачи возникают при разработке новых модификаций ТВЭЛ и TBC.

Среди исследований направленных на повышение надежности и безопасности эксплуатации основного оборудования 1-го контура, особую роль занимают исследования виброакустических резонансов конструктивных элементов ВКУ и TBC и потока теплоносителя. Результатом такого взаимодействия могут быть усталостные разрушения элементов ВКУ и TBC и разгерметизация ТВЭЛ.

Для отстройки от резонансов необходимо располагать ВАЛ, как оборудования, так и циркулирующего теплоносителя. Однако в настоящее время таких паспортов нет. Ввиду этого разработка методического обеспечения для построения АПТ, как в отдельных компонентах оборудования, так и системе первого контура в целом, является актуальной задачей.

В настоящее время эта задача осознана в странах, активно развивающих ядерную энергетику. Однако, ее решение не возможно ввиду отсутствия адекватных акустических первого контура АЭС с ВВЭР и отсутствия, научно обоснованных методик построения АПТ.

В отчете о деятельности Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору в 2004 году указывается: "Опыт эксплуатации АС с отечественными реакторами ВВЭР показывает, что надёжная и безотказная работа ТВЭЛов в течение полного проектного срока, соответствующего нормам и технологиям, обеспечивается не в полной мере". Повышенные вибрации неоднократно являлись причиной отказов TBC по механизмам усталостных разрушений либо виброизноса элементов TBC, что приводило к досрочной выгрузке топлива и большим экономическим потерям.

По современным оценкам ущерб от суточного простоя энергоблока с электрической мощностью 1000 МВт достигает нескольких сотен тысяч Евро.

Опыт показывает, что уровень вибраций TBC зависит от режима эксплуатации АЭС и в штатных условиях, как правило, не превышает нормативного уровня. Однако это означает только то, что конструктор гарантирует лишь проектную прочность конструкции, но игнорирует влияние роста уровня вибраций, наблюдающегося в ряде режимов, на увеличение интенсивности деградации материала из-за фреттинг-коррозии (ФК). Поэтому, даже для таких надежных реакторов как PWR и ВВЭР проблему обеспечения надежности ТВЭЛ и TBC нельзя считать решенной и удовлетворяющей современным требованиям эксплуатации АЭС на переменных уровнях мощности, и увеличения кампании топлива. Интенсивность износа защитной оболочки ТВЭЛ при ФК возрастает при виброакустическом резонансе (ВАР), при котором частоты вибраций ТВЭЛ и/или TBC попадают в полосу пропускания (1111) акустических колебаний теплоносителя в активной зоне (A3) реактора. Частота акустических колебаний теплоносителя в A3 зависит от величины скорости звука в теплоносителе и от геометрических размеров A3. Известно, что скорость звука в теплоносителе A3 резко уменьшается при наличии в нем паровых и газовых пузырьков. Однако этот фактор в проектно-конструкторских материалах не рассматривается. ВАР оказывается, при отсутствии результатов прогнозирования режима его появления, скрытым для конструкторов и проектировщиков, разработчиков программы пуско-наладочных работ и для эксплуатационного персонала АЭС. Этим объясняется необходимость дополнения существующих нормативных материалов и инструкций новыми требованиями, предусматривающими меры предотвращения ВАР.

Проблема выявления и устранения причин аномальных вибраций TBC является актуальной для всех стран, имеющих АЭС, т.к. от ее решения зависит срок службы TBC, возможность увеличения кампании топлива, совершенствование топливного цикла и, как следствие, сокращение объемов радиоактивных отходов, подлежащих переработке и захоронению. Кроме того, сокращение количества дефектных ТВЭЛов приведет к уменьшению количества инертных газов, выбрасываемых в атмосферу.

Цель диссертационной работы заключается в разработке методов и алгоритмов прогнозирования виброакустических резонансов ВКУ, TBC, ТВЭЛ с теплоносителем и предотвращения условий, приводящих к их возникновению.

Научная новизна работы:

1. Впервые определены значения добротности и полосы пропускания для однофазных и двухфазных потоков, в различных модификациях ЯЭУ типа ВВЭР.

2. Теоретически обосновано и экспериментально подтверждено существование области изменения собственных частот колебаний давления теплоносителя, в которой имеет место резонанс акустических колебаний теплоносителя с конструкциями.

3. Проведено научное обоснование методик построения АПТ.

4. Получены результаты расчетного определения величин скорости звука в теплоносителе при работе реактора и по их величинам выполнена идентификация причин возникновения аномального увеличения пульсаций теплоносителя и виброускорений при их измерении на действующем блоке ВВЭР-1000.

5. Получены результаты прогнозирования виброакустических резонансов TBC и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР — 1000.

Степень достоверности подтверждается использованием математических методов теории колебаний, общей акустики, электромеханических аналогий. Использованием экспериментальных данных полученных при проектом вибродинамическом контроле РУ В-320. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о механизмах динамического взаимодействия потока текучей среды с конструкцией.

Практическая ценность диссертационной работы заключается в разработке методов и алгоритмов прогнозирования возникновения и предотвращения на стадии проектирования и эксплуатации виброакустических резонансов теплоносителя с ВКУ, TBC и оборудованием первого контура АЭС с ВВЭР.

Личное участие автора в получении результатов диссертации заключается:

1. В подготовке расчетных и экспериментальных исходных данных для доказательства существования добротности и полосы пропускания в акустических контурах РУ, образованных однофазными и двухфазными потоками теплоносителя.

2. В разработке усовершенствованных, путем учета гидравлических сопротивлений, акустических моделей оборудования первого контура и методик расчета акустических параметров теплоносителя.

3. В получении результатов, подтверждающих соответствие расчетных оценок собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания экспериментальным данным, полученным при измерениях на АЭС с ВВЭР-1000.

4. В разработке методики построения АПТ, в активной зоне ВВЭР-1000.

5. В получении результатов прогнозирования режимных условий роста вибраций TBC, а также числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем активной зоны реактора в различных переходных режимах работы АЭС с ВВЭР - 1000.

Положения, выносимые на защиту:

1. Усовершенствованные методики и алгоритмы расчета акустических параметров теплоносителя, собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания.

2. Методики расчета и количественные оценки акустических параметров теплоносителя в активной зоне ВВЭР -1 ООО с учетом наличия в нем паровой фазы.

3. Результаты расчета собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания, для различных модификаций ЯЭУ типа ВВЭР.

4. Результаты прогнозирования (по разработанным методикам и алгоритмам и с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5») виброакустических резонансов TBC и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР-1000.

Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: 4-ой региональной научно-практической конференции «Состояние, перспективы строительства и ввода в эксплуатацию энергоблоков Ростовской АЭС. Безопасная эксплуатация энергоблоков АЭС» (г. Волгодонск, 2009); международном семинаре «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения» (г. Москва, 2008); 6-ой, 7-ой Курчатовской молодежной научной школе (г. Москва, 2008, 2009); 12-ой международной научно-инновационной конференции студентов, аспирантов и молодых специалистов «Полярное сияние 2009», «Ядерное будущее: технологии, безопасность и экология», (г. Санкт-Петербург, 2009); 14-ой, 15-ой, 16-ой международной научно-техническая конференции «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика» (г. Москва, 2008, 2009, 2010); 6-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Подольск, 2008); 1-ой Евроазиатской выставки и конференции (г. Екатеринбург, 2010) The 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (Seoul, Korea, 2008); Sixth American Nuclear Society International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control, and Human-Machine Interface Technologie NPIC&HMIT (Knoxville, Tennessee, 2009); The Nuclear Fuel Cycle: Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009 Paris, France); International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09 Tokyo, Japan).

В первой главе проведен обзор работ по исследованиям вибраций реакторного оборудования, а также обзор топливных аварий на АЭС. Обоснована актуальность работы. Показано, что основными причинами выхода из строя TBC являются истирание ТВЭЛ в местах соприкосновения с дистанционирующей решеткой, что проблема надежности TBC не решена окончательно, особенно в условиях работы АЭС в переходных режимах. Остается большое число не идентифицированных причин выхода из строя TBC.

Во второй главе разработаны усовершенствованные акустические модели для анализа параметров акустических колебаний в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Приведен алгоритм расчета частот акустического резонанса в активной зоне ВВЭР-1000 при кипении теплоносителя, а также разработана методика определения добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

В третьей главе проводится обоснование некоторых аномальных режимов обнаруженных при анализе результатов вибродинамического контроля ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС с использованием разработанных методик определения добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

Показано, что результаты анализа являются подтверждением того, что интенсивность вибраций резко возрастает при возникновении виброакустического резонанса, в тех случаях, когда его частота совпадает с частотой вращения насоса или кратной ей.

В четвертой главе представлены результаты расчета СЧКДТ, добротности потока теплоносителя, полосы пропускания для активной зоны различных типов ВВЭР. Показано, что отличие собственных частот колебаний макета ТВС-2М от расчетных значений области виброакустических резонансов в активной зоне ВВЭР-1000 подтверждает высокую эксплуатационную надежность этих реакторов.

Показано, что использование УТВС ВВЭР-1000, ТВС-2М ВВЭР-1000 и TBC ВВЭР-1500 в номинальном режиме работы ВВЭР-1200 и ВВЭР-1700 на сверхкритических параметрах теплоносителя может сопровождаться их повышенными вибрациями.

В пятой главе проводится прогнозирование переходных режимов работы РУ ВВЭР - 1000 приводящих к росту уровня вибраций TBC при помощи программного комплекса «РАДУГА 7.5». Смоделированы некоторые переходные процессы, при которых возникают непроектные вибрации TBC. Приведены расположения TBC, подверженные вибрациям в рассмотренных режимах. Предложены методы воздействия на параметры теплоносителя с целью предотвращения попадания TBC в неблагоприятный режим работы или минимизации доли TBC, попавших в неблагоприятную область.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Новиков, Константин Сергеевич

ВЫВОДЫ

1. Разработана методика расчета добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

2. Получено расчетно-экспериментальное обоснование резкого возрастания интенсивности вибраций при возникновении виброакустического резонанса.

3. Идентифицированы причины аномального роста уровня вибраций при вибродинамическом контроле ВКУ, крышки реактора и ГЦТ на стационарных режимах холодно - горячей обкатки оборудования реакторной установки с ВВЭР -1000.

4. Для предотвращения виброакустического резонанса теплоносителя и TBC необходимо и достаточно вывести собственную частоту колебаний TBC за пределы полосы пропускания.

5. Разработана методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем и построены картограммы для исследованных режимов.

6. Полученные результаты могут быть использованы:

- для идентификации причин аномального роста уровня вибраций, TBC, ВКУ и ГЦТ, и прогнозирования их возникновения;

- для оптимизации АСУ ТП и совершенствования регламента безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР - 1000 в целях ограничения работы энергоблока в условиях виброакустического резонанса оборудования первого контура, ВКУ и TBC.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Новиков, Константин Сергеевич, 2010 год

1. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002. 368 с.

2. Финкель Б.М. Разработка, создание и применение на АЭС с РУ ВВЭР автоматизированной системы виброшумовой диагностики. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. ФГУДП ВНИИАЭС. г. Москва. 2003г.

3. Bulavin V.V., Gutsev D.F., Pavelko V.I. Some Results of the Vibrations Analysis on the WWER-440. A Symposium on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics (SMORN-7): Proceedings, 19-23 June, 1995, Avignon (France).

4. K.H. Проскуряков, СП. Стоянов, Г. Нидцбалла, и др. Теоретические определения частот собственных колебаний теплоносителя в первом контуре АЭС. МЭИ; Вып. 407,1979.- С.87-93.

5. И.В. Федоров Ф.Ф., Надь И. и др. Рабочий материал: Концепция Системы Диагностической Интеллектуализированной Поддержки Оператора АЭС (ДИПОС). ИПУ АН СССР, Москва 1987.

6. Павелко В. И. «Нейтронно-температурные шумовые модели A3 ВВЭР», Атомная энергия, 1992, т.72, вып. 6, С. 72-79.

7. Kosaly G. Noise Investigations in Boiling Water and Pressurized Water Reactors, Report KFKI-1979- 57 p.

8. Fry D.N. (1986) Surveillance and Diagnostics in Nuclear Power Plants by Noise Analysis. International Seminar on Artificial Intelligence and Industrial Approaches. 3th-4th June, Rome.

9. Olma B.J. (1985) Source location and mass estimation in loose parts monitoring of LWR's. Progress in Nuclear Energy, Vol.15; pp.583-594.

10. Puyal С., Fernandes A. and Charpentier X. (1985) Parameters used for the detection and location of loose parts on the French P¥R's in operation. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp.595-599.

11. Mayo, C.W. (1985) Loose parts signal theory. Progress in Nuclear Energy, Vol.15-pp.535-543.

12. Fujita К., Tanaka M. and Ishikawa S. (1985) Simulation experiments of loose parts and abnormal vibration of core internals. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp. 545-552.

13. Izumi S., Michiguchi Y. and Senoh M. (1985) Methods of metallic loose parts location and impact energy estimation from information on reference impact sounds Progress in Nuclear Energy Vol.15- pp.553-560.

14. Thompson J.P. and Quinn J.¥. (1985) A signal processing method for improved loose parts detection and diagnosis. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp.561568.

15. Булавин В. В., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Исследования характеристик вибродиагностики ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях. Атомная энергия 1995, т.79, вып. 5, с. 343-349.

16. Gutsev D.F.,Pavelko V.I., Neutron-Temperature Noise Methods and Their Experimental Check on the Reactor WER-1000// Труды конференции по внутризонным исследованиям(ПМС(ЖЕ 96), Япония, г. Мито, Октябрь 1996.

17. Kinelev, S. Perov, V. Sulimov. Theoretical Modeling of Fuel Assembly Vibrations forWER-type Reactors// Труды конференции по внутризонным исследованиям (INCORE96), Япония, г. Мито, Октябрь 1996.

18. S. Perov, Е. Altsdat, М. Werner. Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structureinteraction. Annals ofNuclearEnergy. 27 (2000), 1441-1457.

19. Дранченко Б.Н. и др. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. 640 с.

20. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. О собственных частотах и формах гидродинамически связанных колебаний пучков стержней TBC реакторов типа ВВЭР / Тр. 2-ой Всерос. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2001.

21. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. Колебания и волны в гетерогенных средах // Тр. Матем. центра им. Н.И. Лобачевского. Казань. 2004. т. 22.

22. Верещагина Т.Н., Федотовский B.C., Прохоров Ю.П. О колебаниях системы цилиндрических оболочек с жидкостью и пучком стержней // Тр. 3-й межд. конференции "Обеспечение безопасности АЭС С ВВЭР". Подольск, 26-30 мая 2003. Т. 5. С. 163-172.

23. Федотовский B.C. О динамике гетерогенных сред при виброакустических воздействиях // Материалы 16 сессии Международной школы по моделям механики сплошной среды. Казань, 27 июня-3 июля 2002. С. 75-91.

24. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. Колебания гидродинамически связанных систем // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2004. №3. С. 108-116.

25. Проскуряков К.Н, Новиков К.С. Определение области виброакустических резонансов теплоносителя и ТВС в перспективных реакторах повышенной мощности // Атомная энергия. 2010. В. 3. С. 151-155.

26. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004.344 с.

27. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors, IAEA Technical Reports Series No. 388, IAEA, Vienna (1998)

28. Nuclear Power Reactors in the World, Reference Data Series No. 2, 2007 Edition, IAEA, Vienna, 2007, http://www.iaea.org/programmes/a2/.

29. ELECNUC 2007 "Les centrales Nucléaires dans le monde", Status on 2006-1231, CEA Edition, cea.fr/content/download/4667/27759/file/Elecnuc2007.pdf

30. PAINTER, C.L., et al., Summary of fuel performance annual report for 1990, J. Nucl. Saf. 34 2 (1993) 259.

31. Electric Power Research Institute Fuel Reliability Program 41.02.01 2010 Portfolio, Chaitanyamoy Ganguly, IAEA Activities on Nuclear Fuel Cycle, NEA-NSC Meeting , Paris ,10-12 June 2009

32. Проскуряков К.Н., Виброакустическая паспортизация АЭС — средство повышения их надежности и безопасности //Теплоэнергетика 2005, №12, С. 30-34.

33. Проскуряков К.Н., Использование виброакустических шумов для диагностики технологических процессов в АЭС. М.: Изд-во МЭИ, 1999 -68с.

34. Стырикович М.А., О.И. Мартынова, 3.JI. Миропольский. Процессы генерации пара на электростанциях. М., «Энергия», 1969г.

35. K.N. Proskuryakov, D.A. Parshin, K.S. Novikov. Sound Velocity in the Coolant of Boiling Nuclear Reactors. Proceedings of ICAPP '09 Tokyo, Japan, May 10-14, 2009 Paper 9275

36. А.А. Александров, A.B. Очков, В.Ф. Очков, К.А. Орлов. Программа для расчета свойств воды/водяного пара газов и газовых смесей WaterSteamPro 6.0. МЭИ (ТУ), 2005г.

37. Проскуряков К.Н. Параметрическое возбуждение динамических нагрузок в оборудовании водоохлаждаемых ядерных реакторов //, Вестник МЭИ №5. Москва, Изд. МЭИ, 2006.

38. М.Е. Дейч, Г.А. Филиппов, Газодинамика двухфазных сред, 411 стр. изд. Энергия, Москва 1968.- 6 р.

39. Теплопередача в двухфазном потоке/ Под ред. Т 34 Д. Баттерворса и Г. Хьюитта: Пер. с англ. -М. Изд. «Энергия», 1980 г.

40. A.B. Некрасов, К.Н. Проскуряков. Методы и средства управления ресурсом основного оборудования на АЭС, // «Ядерная энергетика», №1, Обнинск, 2009г.

41. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т. 96. В. 5. С. 374-380.

42. Глебов А.П., Клушин A.B. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т. 100. В. 5. С. 349-355.

43. Кавун О.Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе РАДУГА-ЭУ// Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов (-М.). -1999. -Вып.5. -С. 17-39.

44. Программный комплекс "РАДУГА" для моделирования переходных и аварийных режимов в реакторных установках водо-водяного типа. Описание математической модели: Отчет о НИР/ Атомэнергопроект, Арх. N 145. Руководитель: не ук. -М., 1993.

45. Кавун О.Ю., Куно М.Я., Фейман В.Г. Программа "ТРР" для теплогидравлического расчета сложных теплогидравлических сетей. //Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов НЕЙТРОНИКА-97: Сб. трудов семинара МАЭ РФ. Обнинск, 1998.

46. САПФИР-95 "Программа для нейтронно-физического расчета тепловых ядерных реакторов", г. Сосновый бор, ФГУП "НИТИ им А.П. Александрова", ЛКВШ 95.301.00.00-02 31 01

47. Askew J.R. et al. A General Description of the Lattice Code WIMS //Journal of British Nuclear Energy Society, October, 1966. D. 564-585.

48. Проскуряков K.H. Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ЯЭУ.-М.:МЭИ,1984,- 67 с.