Разработка моделей ТВС для исследования аварийных режимов на крупномасштабных стендах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Григорян Ваге Самвели

• Григорян Ваге Самвели
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Григорян Ваге Самвели

Оглавление.

Список рисунков.

Список таблиц.

Список условных обозначений.

Введение.

ГЛАВА 1 Методы моделирования активной зоны РУ.

1.1 Методы моделирования реакторных установок.

1.1.1 Обзор имеющихся способов моделирования.

1.1.2 Возможности имеющихся способов моделирования.

1.1.3 Применение объемно-мощностного способа моделирования для создания интегральных стендов

1.2 Моделирование активной зоны ЯЭУ.

1.3 Крупномасштабный интегральный стенд ПСБ-ВВЭР.

1.3.1 Схема стенда. Основные характеристики ПСБ-ВВЭР.

1.3.2 Краткое описание основного оборудования.

1.4 Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2 Имитаторы твэл с косвенным нагревом.

2.1 Известные конструкции имитаторов твэл с косвенным нагревом.

2.1.1 Имитаторы твэл с косвенным нагревом, изготовленные по технологии ТЭН.

2.2 Имитаторы твэл с «вспомогательной оболочкой».

2.2.1 Конструкция имитаторов твэл.

2.2.2 Имитаторы твэл для исследования аварийных процессов при тепловых потоках, соизмеримых с номинальными тепловыми потоками твэл РУ ВВЭР.

2.3 Теплофизические свойства имитаторов.

2.3.1 Плотность и коэффициент теплопроводности периклаза - MgO.

2.3.2 Теплоемкость имитаторов.

2.4 Результаты испытаний имитаторов твэл.

2.5 Имитаторы твэл с неравномерным профилем тепловыделения по высоте.

2.6 Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3 Система охлаждения нижней части ТВС.

3.1 Введение.

3.2 Основные элементы системы охлаждения.

3.3 Температурные режимы имитаторов твэл.

3.3.1 Участок 1.

3.4 Участок 2.

3.5 Участок 3.

3.6 Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4 Система компенсации термических расширений имитаторов твэл.

4.1 Результаты исследований имитаторов твэл с «верхней разгрузкой».

4.2 Выводы к главе 4.

ГЛАВА 5 Контроль работоспособности имитаторов твэл в составе ТВС.

5.1 Методика контроля работоспособности имитаторов твэл в составе сборки в процессе ее эксплуатации!

5.2 Экспериментальная проверка методики.

5.3 Система контроля работоспособности имитаторов в составе сборки.

5.4 Результаты эксплуатации системы контроля.

5.5 Выводы к главе 5.

ГЛАВА 6 Результаты экспериментальных исследований аварийных режимов на установке ПСБ-ВВЭР.

6.1 Эксперименты с течью теплоносителя 11 % из «холодного» трубопровода.

6.1.1 Сценарий эксперимента.

6.2 Эксперименты с течью теплоносителя 16 % из «холодного» трубопровода.

6.2.1 Сценарий эксперимента.

6.2.2 Результаты.

6.3 Выводы к главе 6.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка моделей ТВС для исследования аварийных режимов на крупномасштабных стендах»

Атомная энергетика России базируется на реакторах двух типов: водо-водяных — ВВЭР и канальных уран-графитовых — РБМК. Перспективы развития на ближайшее будущее связываются со строительством усовершенствованных ВВЭР мощностью 640, 1000 и 1500 МВт.

Атомная энергетика Запада базируется на реакторах PWR (аналог ВВЭР) и корпусных кипящих реакторах BWR (в России энергетических реакторов такого типа нет). Перспективы развития на ближайшее будущее связываются со строительством усовершенствованных PWR и BWR различной мощности.

Развитие атомной энергетики возможно при выполнении основного условия - уровень безопасности АЭС должен отвечать жестким современным требованиям. Характеристикой этого уровня служит расчетное доказательство безопасности АЭС с использованием теплогидравлических системных кодов улучшенной оценки, верифицированных на экспериментальных данных. Данные для верификации кодов могут быть получены как на действующих АЭС, так и на специальных экспериментальных установках.

Данные, полученные на действующих АЭС, как правило, относятся к стационарным режимам, не выходящим за рамки регламента, и не дают информацию, обеспечивающую полноценную верификацию кодов. В связи с этим, для получения данных, пригодных для верификации кодов, используют экспериментальные модельные установки.

Используются установки двух типов - фрагментные и интегральные.

Фрагментные установки моделируют компоненты циркуляционного контура АЭС или их узлы и предназначены для верификации отдельных модулей кода и построения физически обоснованных методик расчета отдельных явлений.

Интегральные установки моделируют циркуляционный контур АЭС с основными узлами и предназначены для исследования поведения контура в переходных и аварийных режимах.

Такие установки структурно, гидродинамически и теплофизически подобны реальным контурам АЭС с реакторами различных типов. Для их создания необходимо выяснить границы приближенного моделирования, требования и условия, которым должна удовлетворять экспериментальная установка для адекватного отображения прототипа.

К требованиям моделирования в первую очередь относятся [1] структурное и геометрическое подобие моделирующего и реального контуров циркуляции; равенство исходных режимных параметров (давление, удельный массовый расход теплоносителя через различные элементы, удельное тепловыделение и т.д.) в модели и реальном контуре; использование, по возможности, в моделях активной зоны полномасштабных технологических каналов и тепловыделяющих сборок.

Крупномасштабные петлевые установки обладают характерными особенностями: их прототипом является сложная энергетическая установка, содержащая разнообразное теплотехническое оборудование (реактор, парогенераторы, насосы и т.д.); экспериментальные установки структурно подобны прототипу, т.е. содержат аналогичное по назначению оборудование, имеют две или более циркуляционные петли и т.п.;

Для создания интегральных стендов, моделирующих процессы в реакторной установке, в основном используется объемно-мощностное моделирование, при котором вертикальные размеры сохраняются те же, что и у прототипа, а объемы, проходные сечения и количество твэлов меньше на модели в ст раз. При этом процессы на модели протекают в реальном времени.

Наиболее важным для безопасности АЭС является правильное воспроизведение процессов, происходящих в реакторе. При исследовании аварийных процессов на полномасштабных стендах является определение температурных режимов твэлов и тепловыделяющей сборки в целом. Для адекватного воспроизведения температурных режимом ТВС РУ в различных аварийных ситуациях необходимо использовать модели ТВС, максимально близкие к натурным.

Диссертационная работа посвящена разработке моделей ТВС для исследования аварийных режимов на крупномасштабных стендах. При исследовании аварийных процессов на полномасштабных стендах основной задачей является определение температурных режимов твэлов и тепловыделяющей сборки в целом. Для адекватного воспроизведения температурных режимов ТВС РУ в различных аварийных ситуациях необходимо использовать модели ТВС, максимально близкие к натурным. Поэтому придается особое значение конструкциям и характеристикам элементов модели реактора. В связи с этим, создание моделей ТВС адекватно воспроизводящих температурные режимы в ТВС РУ актуально.

Научная новизна

В диссертационной работе представлены материалы, на основе которых разработаны, изготовлены и апробированы различные элементы моделей ТВС. На основе этих элементов изготовлена модель ТВС с имитаторами твэл косвенного нагрева с плотностью теплового потока равной плотности теплового потока твэлов на уровне остаточного тепловыделения РУ — мощность модели ТВС 1,5 МВт и модель ТВС с плотностью теплового потока на поверхности имитаторов равной номинальной плотности теплового потока твэлов РУ — мощность модели ТВС 10 МВт. Элементы моделей ТВС, разработанные автором, аналогов в России и в мире не имеют.

1. Впервые разработана система охлаждения ТВС с имитаторами твэл косвенного нагрева. Система защищена патентом РФ.

2. Впервые разработана система термокомпенсации имитаторов твэл, позволяющая адекватно моделировать работу твэлов в том числе в аварийных условиях. Система защищена патентом РФ.

3. Впервые разработана система контроля работоспособности имитаторов твэл с косвенным нагревом в процессе ее эксплуатации. Система защищена патентом РФ.

Практическая значимость

В процессе выполнения диссертационной работы определены основные характеристики имитаторов твэл важные для их конструирования.

Разработаны элементы модели ТВС мощностью 10 МВт, а так же системы, обеспечивающие долговременную и безотказную работу ТВС с имитаторами твэл косвенного нагрева.

Разработаны различные системы, позволившие изготовить модели ТВС. Использование моделей на полномасштабном стенде ЭНИЦ ПСБ ВВЭР позволило получить ряд уникальных экспериментальных данных по температурным режимам ТВС в различных аварийных режимах, полученные данные используются для верификации как российских теплогидравлических кодов ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, так и западных кодов ATLET, CATHARE, RELAP.

Личный вклад автора

Автор диссертационной работы принимал участие в разработке, расчетном обосновании, экспериментальной проверке систем, положенных в основу конструкций моделей ТВС. Автором разработаны алгоритм и программа для ПК, обеспечивающие работу системы контроля работоспособности имитаторов твэл в процессе эксплуатации. На защиту выносятся:

1. Система охлаждения нижней части ТВС;

2. Система термокомпенсации имитаторов;

3. Система контроля работоспособности имитаторов.

Достоверность результатов исследований

Достоверность результатов диссертационной работы обеспечена экспериментальной проверкой всех технических решений, которые использованы в конструкциях элементов моделей ТВС. Проверка технических решений проведена на экспериментальном стенде, обеспечивающем режимные параметры, соответствующие исследуемым аварийным режимам. Достоверность расчетов диссертационной работы подтверждена эксплуатацией модели ТВС в условиях исследования аварийных режимов.

Диссертация состоит из 5 глав:

В первой главе проведен обзор методов моделирования крупномасштабных стендов. Рассмотрены основные условия моделирования, на основе которых возможно создание моделей ТВС.

Во второй главе проведен обзор известных конструкций имитаторов твэл косвенного нагрева. Приведена, предложенная в работе, конструкция имитаторов твэл с вспомогательной оболочкой. Приведены теплофизические характеристики имитаторов.

В третьей главе представлена система охлаждения нижней части ТВС. Приведены результаты расчетов по обоснованию системы охлаждения.

В четвертой главе представлена система термокомпенсации имитаторов твэл. Приведены результаты опытной проверки системы термокомпенсации имитаторов.

В пятой главе представлена система контроля работоспособности имитаторов твэл в составе сборки во время эксплуатации. Приведены результаты опытной проверки системы. Приведена разработанная схема системы и алгоритм программы, позволяющие в течение работы сборки контролировать работоспособность каждого имитатора. Представлены результаты эксплуатации системы на модели ТВС мощностью 1.5 МВт.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Григорян Ваге Самвели

Выводы

1. При исследовании аварийных режимов на интегральных стендах в качестве ТВС используются электрообогреваемые модели ТВС, в которых твэлы моделируются с помощью имитаторов твэл косвенного нагрева. В настоящее время известные конструкции имитаторов твэл не позволяют получать плотностей тепловых потоков, соизмеримых с номинальными тепловыми потоками РУ ВВЭР, последнее обусловлено тем, что в термометрированных имитаторах твэл, выполненных по технологии изготовления ТЭН, невозможно обеспечить надежную электроизоляцию между оболочкой и центральным нагревательным элементом.

2. Предложена конструкция имитаторов твэл, позволяющая обеспечить надежную электроизоляцию, между нагревательным элементом и оболочкой. Последнее достигнуто за счет использования вспомогательной оболочки. Испытания имитаторов твэл в условиях максимально приближенных к реальным показали, что они удовлетворяют предъявляемым к ним требованиям и обеспечивают проведение исследований при различных аварийных режимах, в том числе при плотностях тепловых потоков, соответствующих номинальным плотностям твэл РУ ВВЭР-1000. I

3. Испытания показали, что ТВС, оснащенная имитаторами твэл, обеспечивающими высокую плотность теплового потока, должна быть дополнена системой охлаждения имитаторов твэл, находящихся вне корпуса и не охлаждаемых основным теплоносителем и системой термокомпенсации твэл.

4. Анализ известных конструкций моделей ТВС показал, что в мировой практике не существует подобных систем охлаждения. Предложена система охлаждения, обеспечивающая высокий коэффициент теплоотдачи и удовлетворяющая основному требованию предъявляемому к таким системам — вода не должна взаимодействовать с электроизолятором, входящим в состав имитатора. Система охлаждения защищена патентом РФ.

5. Исследование имитаторов твэл с высокой плотностью теплового потока показали, что система термокомпенсации твэл должна обеспечивать перемещение имитаторов твэл при их разогреве, работу системы охлаждения имитаторов твэл находящихся вне корпуса и работу имитаторов твэл, близкую к таковой в реакторных условиях.

6. Анализ известных систем термокомпенсации показал, что они не удовлетворяют поставленным требованиям. Предложена система термокомпенсации имитаторов твэл, обеспечивающая перемещение имитаторов против силы тяжести узел «верхней разгрузки»). Проведено испытание имитаторов с узлом «верхней разгрузки». Проведенные испытания показали, что система термокомпенсации обеспечивает длительную работу имитаторов твэл как в стационарных режимах ТВС (номинальная мощность), так и в условиях аварийных режимов — осушение и залив ТВС.

Система защищена патентом РФ.

7. Для безаварийной работы ТВС необходимо обеспечить контроль за состоянием имитаторов в процессе работы ТВС. Проведенный анализ известных систем показал, что они не позволяют осуществить контроль за работоспособностью имитаторов твэл с косвенным нагревом в составе сборки.

Предложен способ контроля работоспособности имитаторов твэл с косвенным нагревом в составе сборки в процессе проведения исследований. Проведены исследования по определению информативности предлагаемого способа (методики) для контроля работоспособности имитаторов твэл в составе сборки. Разработана методика, реализующая предложенный способ, разработан алгоритм и написана программа для реализации этого алгоритма. Разработана и собрана схема, реализующая алгоритм и программу.

Проверка работы системы контроля в процессе эксплуатации ТВС показала, что с помощью системы контроля возможно определение появления дефектов в имитаторе и предотвращение аварийной ситуации. Система защищена патентом РФ.

8. На основе проведенных разработок была изготовлены и включены в состав установки ПСБ-ВВЭР модели ТВС мощностью 1,5 и 10 МВт.

В течение 2001-2004 гг. выполнено 27 пусков, позволяющих реализовать ряд сценариев аварийных режимов, важных для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР. Впервые получены опытные данные по теплогидравлике ВВЭР-1000 в аварийных условиях, вызванных течами в первом и втором контурах, и при исследовании влияния работы системы ГЕ-2 на температурный режим оболочек имитаторов твэл. В настоящее время на основе разработанных моделей ТВС в ФГУП «ЭНИЦ» проводится широкий круг исследований, которые позволяют обосновать безопасность АЭС с реакторами ВВЭР.

153

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Григорян Ваге Самвели, 2005 год

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

2. Гордон Б.Г., Ковалевич В.М. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках// Теплоэнергетика. — 1992. № 10, - С. 8 — 12.

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

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

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

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

7. Исаченко В.П. и др. Теплопередача// 4-е изд., перераб. и дополн. М.: Энергоиздат, 1981. — 416 с.

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

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

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

11. Nahavandi A.N., Castellana F.S., Moradkhanian E.N. Scaling Lows for Modeling Nuclear Reactor Systems// Nuclear Science and Engineering. 1979. — № 72,- P. 75 - 83/

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

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

14. Исследование гидрозатвора АЭС в аварийных и переходных режимах: Отчет о НИР по заказу ЭНИС/ ЭНИН. М., 1992. - 47 с. - Исполн.: Д.А. Лабунцов, Т.М.1. Муратова.

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

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

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

18. Ishii M., Kataoka I. Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR's Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation/ NUREG/CR-3267, ANL-38-82, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, March, 1983.

19. Kocamustafaogullari G., Ishii M. Scaling Crteria for Two-Phase Flow Natural and Forced Convection Loop and Their Application to conceptual 2x4 Simulation loop design/ NUREG/CR-3420, ANL-83-61, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, May, 1983.

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

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

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

23. Эйгенсон Л.С. Моделирование. — М.: Советская наука, 1952. — 372 с.

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

25. Haire I.C., Brackett G.F. Boiling Water Reactor Full Length Emergency Cooling Heat Transfer (BWR-FLECHT) test project In-1385, 1970.

26. Duncon I.D. Leohard I.E. Emergency Cooling in Boiling Water Reactory under

27. Simulation Loss-of-coolant Cjnditions (BWR-FLECHT final report) GEAR-13197,1971.

28. Akson S.N., Guentay S., Varad G. Teoretical Investigations on Thermal Behavior of Nuclear fuel and Neptun Heater Element. // Transaction of ANS.- 1980.-V.35.-P.328-330.

29. Пьянков B.C. Моделирующие устройства с имитаторами твэл: Обзорная информация, 06-112.- Обнинск: ФЭИ, 1980.- 30с.

30. Пат. 1543327 Франция, МКИ G21 С17/00. Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора/L. Biasi, N. Afgan. (Франция); Опубл. 25.08.1969.

31. Пат. 2031694 Франция, МКИ G21 С17/00 Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора. / W. Begell, N. Afgan. (Франция); Опубл. 24.02.1969.

32. Пат. 55-34998 Япония, МКИ Н05 ВЗ/48, G21 С23/00 Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора. /М. Nishi, М. Koizumi (Япония); Опубл. 26.09.76.

33. Class G., Hain К., Meyder R. Measuremet of Cladding Temperatures Writh Loss-of-fluid Facility. //Nuclear Technology.-1985.- V.69,№ 1.-P.72-81.

34. Имитатор твэла для исследования аварийных теплогидравлических процессов водо-водяных реакторов. / С.М. Балашов, В.В. Кумской, A.M. Павлов, А.А. Улановский // Атомная энергия.- 1992.- Т.73, вып.б.-С. 470-473.

35. Разработка имитаторов твэл РБМК и ACT / С.М. Балашов, A.M. Павлов, А.И. Емельянов, B.C. Назаров // Атомная энергия.-1993.-Т.74, вып.2,- С.104-108.

36. Malang S., Rust Н. Thermische Simulation von Brennstalen durch Indirekt Electrisch Beheiste Stabe. //KFK 1587, Harlsruhe, 1972.

37. Piggott В., Duffey R. The Quenching of irradiated Fuek Pins // Nucl.Engng.Des.-1975.-V.32, №2.-P. 182-190.

38. A.c. 1340441 СССР. МКИ G21 С17/00. Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора/ С.М. Балашов, А.С. Коньков, A.M. Павлов (СССР)// Открытия. Изобретения.-1987.

39. Metal sheathed tubular. Kanthal handbook. Catalogue 7-1-3-3 93.04, 53p.

40. Белавин Ю.А., Евстигнеев M.A., Чернявский A.H. Трубчатые электронагреватели и установки с их применением. М.: Энергоатомиздат, 1989., 160 с.

41. Балашов С.М., Болтенко Э.А., Виноградов В.А. Опыт разработки имитаторов твэлов водо-водяных реакторов // Теплоэнергетика.-1998.- № 12.-С.54-57

42. Трубчатые электрические нагреватели и установки с их применением / Ю.А. Белавин, М.А. Евстигнеев, А.Н. Чернявский // Энергоатомиздат.-1989. — 160 с.

43. Физические величины: Справочник./ Под редакцией И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова.-М.: Энергоатомиздат,- 1991.-1232 с.

44. Болтенко Э.А., Григорян B.C., Кирин Н.Н. и др. ТВС для исследования аварийных режимов на крупномасштабных стендах применительно к ВВЭР-1000//Атомная Энергия, Т. 95, Вып. 1, Июль 2003, с. 3-8.

45. Majed М., Norback G., Wiman P. Experience Using Individually Supplied Heater Rods in Critical Power Testing of Advanced BWR Fuel/ NURETH-7, 1995

46. Патент России 2193244 MKH3G 21C15/00, 15/06. Способ охлаждения тепловыделяющей сборки с имитаторами твэл и устройство для его осуществления/ Э.А. Болтенко, С.В. Зевалкин// Заявка №2001114397 от 30.05.2001. Открытия. Изобретения. 2002. №32.

47. Способ охлаждения тепловыделяющей сборки с имитаторами твэл и устройство для его осуществления/ Болтенко Э.А., Григорян B.C., Кирин Н.Н., Романов Н.А., Сергеев С.И., Тимофеев ИЛ.// Заявка № 200311775 от 18.06.03.

48. Болтенко Э.А., Пометько ,Р.С. Исследование кризиса теплообмена на модели альтернативного топлива для ВВЭР-1000. Препринт ФЭИ-2774, Обнинск. 1999, 42 с.

49. Болтенко Э.А., Пометько Р.С., Песков O.JI. Кризис теплоотдачи в стержневой сборке при отсутствии циркуляции воды. Препринт ФЭИГ1464. Обнинск, 1983, 12 с.

50. Патент России 22214010 MIO-DG 21С17/06. Тепловыделяющая сборка/ Э.А. Болтенко, С.В. Зевалкин, Н.А. Романов, С.И. Сергеев, И.Л. Тимофеев// Заявка №2001122093 от 09.085.2001. Открытия. Изобретения. 2002. №32.

51. Болтенко Э.А. и др. Исследование кризиса теплообмена в модели ТВС ВВЭР при наличии необогреваемых элементов по сечению сборки: Препринт ФЭИ №2608. — Обнинск, 1997.