Теплогидравлическое обоснование работоспособности системы пассивного залива активной зоны реактора ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Морозов, Андрей Владимирович

• Морозов, Андрей Владимирович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Морозов, Андрей Владимирович

Введение.

Глава 1. Современное состояние систем пассивного залива активной зоны и пути их дальнейшего развития.

1.1. Классификация систем пассивного залива активной зоны.

1.2. Системы пассивного залива АЗ действующих АЭС.

1.3. Системы пассивного залива АЗ разрабатываемых АЭС.

1.4. Система пассивного залива реактора ВВЭР-1000 с РУ В-392.

1.4.1. Система гидроемкостей первой ступени.

1.4.2. Система гидроемкостей второй ступени.

1.4.2.1. Особенности теплогидравлических процессов в системе ГЕ

1.5. Постановка задачи.

Выводы по главе 1.

Глава 2. Экспериментальное оборудование и методика проведения опытов.

2.1. Моделирование процессов в системе ГЕ-2.

2.2. Крупномасштабный теплогидравлический стенд ГЕ-2.

2.2.1. Моделъностъ крупномасштабного стенда ГЕ-2 по отношению к реальной системе.

2.2.2. Граничные условия для модели системы ГЕ-2.

2.2.3. Технологическая схема и основное оборудование стенда ГЕ-2.

2.2.4. Система автоматизированного измерения и сбора основных параметров стенда.

2.2.5. Оценка точности измерений.

2.2.6. Методика проведения экспериментальных исследований на крупномасштабном стенде.

2.3. Экспериментальная установка "Модель гидроемкости".

23Л. Описание экспериментальной установки.

2.3.2. Методика экспериментальных исследований.

2.4. Экспериментальная установка "Модель паропровода".

2.4.1. Схема экспериментальной установки.

2.4.2. Конструкция рабочих участков.

2.4.3. Методика проведения экспериментов.

Выводы по главе 2.

Глава 3. Экспериментальное исследование процессов в системе ГЕ-2 на модельных экспериментальных установках.

3.1. Проведение исследований на экспериментальной установке "Модель гидроемкости".

3.2. Изучение процесса истечения воды на экспериментальной установке "Модель паропровода".

3.2.1. Эксперименты на рабочих участках РУ-1000/50 и РУ-3000/50.

3.2.1.1. Гидродинамические характеристики истечения.

3.2.1.2. Температура двухфазного потока на выходе из рабочего участка.

3.2.1.3. Температурные поля внутри рабочего участка.

3.2.2. Эксперименты на рабочем участке РУ-1000/98.

3.2.2.1; Гидродинамические характеристики истечения недогретой воды во встречный поток пара.

3.2.2.2. Пульсации температуры на выходе из рабочего участка.

3.2.2.3. Измерение температурных полей в рабочем участке.

3 .3. Обобщение полученных экспериментальных данных и физическая модель процесса истечения недогретой воды во встречный поток пара.

3 .4; Анализ полученных результатов и выработка рекомендаций по уменьшению времени выхода системы ГЕ-2 на проектный расход.

Выводы по главе 3.

Глава 4. Эксперименты на крупномасштабном стенде ГЕ-2.

4.1. Изучение влияния нестационарных теплогидравлических процессов в гидроемкостях на время выхода системы ГЕ-2 на проектный расход.

4.1.1. Эксперименты с диаметром паровой линии 50 мм.

4.1.2. Проведение опытов с диаметром паровой линии 100 мм.

4.1.3. Результаты экспериментов с установленными в гидроемкости внутрикорпусными устройствами.

4.2. Исследование расходной характеристики системы ГЕ-2 при различных вариантах гидравлической схемы.

4.2.1. Эксперименты с внешним профилирующим коллектором.

4.2.1.1. Опыты с двумя параллельно соединенными гидроемкостями.

4.2.1.2. Результаты экспериментов с одной гидроемкостью.

4.2.2. Проведение опытов с внутренним профилирующим коллектором.

4.3. Выработка технических предложений по изменению гидравлической схемы системы ГЕ-2.

Выводы по главе 4.

Глава 5. Численное моделирование теплогидравлических процессов в системе пассивного залива активной зоны ГЕ-2.

5.1. Общие принципы построения расчетного кода МАСТЕР-Е.

5.2. Расчетное моделирование экспериментов, проведенных при проектной схеме стенда ГЕ-2. щ. 5.2.1. Расходная характеристика стенда при • "холодной" проливке.

5.2.2. Качественное моделирование теплогидравлических процессов на стенде в экспериментах с паром.

5.2.3. Верификация блока гидравлического расчета в "горячих" экспериментах.

5.2.4. Моделирование работы обратного клапана в сливной линии.

5.3. Основные расчетные зависимости, заложенные в итоговую версию кода щ МАСТЕР-Е.

5.4. Верификация расчетного кода по результатам экспериментов, выполненных после изменения схемы стенда ГЕ-2.

5.4. L Начальный этап работы системы.

5.4.2. Моделирование расходной характеристики стенда.

5.5. Перенос расчетных моделей на систему пассивного залива ГЕ-2 АЭС с реактором ВВЭР-1000.

Выводы по главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Теплогидравлическое обоснование работоспособности системы пассивного залива активной зоны реактора ВВЭР»

Одним; из направлений повышения безопасности АЭС является их ориентация на пассивные системы, не требующие вмешательства персонала при потенциально! опасных проектных авариях. Этот подход, соответствующий современным мировым тенденциям развития атомной энергетики, реализуется в концепции, безопасности АЭС ВВЭР-1000 с реакторной установкой В-392[1].

Реакторная установка В-392 является модернизацией широко применяющейся на действующих АЭС с реакторами ВВЭР-1000 установки В-320, которые успешно эксплуатируются в течение длительного времени. Однако в данном проекте в отличие от действующих АЭС предусматриваются новые концептуальные решения, направленные на повышение показателей безопасности. Принципиальным моментом является оснащение АЭС с РУ В-392 набором пассивных систем, обеспечивающих останов, расхолаживание реактора и длительный отвод остаточного тепла (как при плотном контуре, так и при его разгерметизации) и не требующих при функционировании вмешательства оператора, а также подачи энергии извне в течение 24 часов [2].

Одной из таких систем является новая система пассивного залива; активной зоны из гидроемкостей второй ступени (СПЗАЗ ГЕ-2), которая совместно с системой пассивного отвода тепла (СПОТ) служит для преодоления запроектных аварий с полной потерей всех источников переменного тока и течах первого контура.

Особенностью данной системы является; отсутствие азотной подушки в верхней части гидроемкостей. Истечение охлаждающей жидкости из системы происходит под действием давления пара из первого контура, который начинает поступать в верхнюю часть системы ГЕ-2 через трубопроводы, подключенные к холодным ниткам главного циркуляционного < контура в зоне непосредственной близости к коллекторам парогенератора после падения давления в реакторе ниже 1;6 МПа [3].

Наличие процессов нестационарного взаимодействия ;■ пара и недогретой воды могут вызвать нестабильную работу системы пассивного залива, как на стадии запуска, так и во время дальнейшей работы;

Поэтому по заказу разработчика системы ГЕ-2 - ФГУП "Атомэнергопроект" (г. Москва) в ГНЦ РФ-ФЭИ была исследована работа системы пассивного залива активной зоны из гидроемкостей второй ступени.

Цель работы - проведение комплексных расчетно-экспериментальных исследований процессов теплообмена, направленных на обоснование проектных функций системы ГЕ-2 усовершенствованного проекта АЭС с реактором ВВЭР-1000, выработка технических решений, необходимых для обеспечения работоспособности системы пассивного залива активной зоны из гидроемкостей второй ступени, а также численное моделирование теплогидравлических процессов в системе ГЕ-2.

Актуальность поставленных и решаемых в процессе исследования задач вытекаетиз необходимости повышения безопасности разрабатываемых АЭС нового поколения, что достигается широким использованием специальных систем, функционирование которых основано на пассивных принципах. Одной из таких систем является СПЗАЗ ГЕ-2, предназначенная для ликвидации запроектных аварий с полной потерей всех источников переменного тока при течах первого контура. Обоснование работоспособности данной системы позволит использовать ее в проекте АЭС ВВЭР-1 ООО с РУ В-392, тем самым, повысив уровень безопасности данной реакторной установки.

Научная новизна работы:

- получены экспериментальные результаты влияния нестационарных процессов взаимодействия пара и недогретой • воды на расход из системы гидроемкостей, возникающий под давлением паровой подушки;

- впервые обнаружено существенное различие в механизмах истечения воды во встречные потоки конденсирующихся и неконденсирующихся газовых сред при исследовании опорожнения вертикальной заглушённой сверху трубы;

- получена полуэмпирическая зависимость для расчета времени опорожнения труб при истечении воды в пар.

Практическая ценность работы состоит в том, что предложены обоснованные технические решения для обеспечения работоспособности системы пассивного залива активной зоны, которые включены в проект системы пассивного залива ГЕ-2, реализуемый при строительстве АЭС с реактором ВВЭР-1000.

Автор защищает:;

- комплекс технических решений, позволивший добиться работоспособности системы ГЕ-2;

- результаты экспериментального исследования системы пассивного залива ГЕ-2 на модельных экспериментальных установках и крупномасштабном стенде;

- предложенный, механизм истечения воды из заглушённых вертикальных труб во встречный поток пара и формулу расчета скорости опорожнения;

- результаты - численного моделирования теплогидравлических процессов в системе ГЕ-2 с помощью кода МАСТЕР-Е.

Апробация работы:

Основные результаты диссертации докладывались на: Третьей Российской1 национальной Конференции по теплообмену, Москва, 2002; 2-ой: и 3-ей научно-технических конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, 2001, 2003; отраслевой- конференции Теплофизика-2001, Обнинск, 2001; Международном ? Молодежном Ядерном Конгрессе (ПГМС-2002),, Дайджон, Республика Корея, 2002; XIV Школе-семинаре молодых ученых и специалистов1 под руководством академика РАН А.И. Леонтьева, Рыбинск, 2003; а также на отраслевом семинаре по пассивным системам безопасности АЭС, Обнинск, 2002.

Всего по теме диссертации было опубликовано 17 работ.

Достоверность основных научных положений и выводов обеспечивается воспроизводимостью результатов экспериментов, использованием на крупномасштабном стенде ГЕ-2 и модельных стендах современных методик исследований и метрологически аттестованных приборов.

Личный вклад автора:

Автор как исполнитель пригашал непосредственное участие на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации: разработка методики проведения исследований; наладка и подготовка стендового оборудования; выполнение экспериментов на модельных экспериментальных установках и крупномасштабномг стенде ГЕ-2; обработка опытных данных и выработка на основании их анализа технических решений, позволивших добиться работоспособности системы ГЕ-2; получение расчетных зависимостей, положенных в основу кода МАСТЕР-Е.

Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованных источников из 97 наименований. Работа представлена на 159 страницах и содержит 47 рисунков и 5 таблиц.

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

Выводы по главе 5.

Для численного моделирования теплогидравлических процессов в системе ГЕ-2, в рамках программы обоснования проектных функций системы пассивного залива, бьш разработан расчетный код МАСТЕР-Е.

Особенностью данного кода является его непосредственная привязка к гидравлической схеме системы ГЕ-2, что выражается в насыщении исходных данных конструктивными, проектными параметрами системы.

Код описывает процессы, происходящие при работе системы ГЕ-2 не в виде дифференциальных уравнений, а в виде их решений - формул и соотношений.

С помощью кода МАСТЕР-Е бьшо вьшолнено качественное моделирование процессов теплообмена на стенде ГЕ-2, выполненном по проектной схеме.

Также на основании результатов экспериментов, проведенных при проектной • схеме стенда, была проведена верификация некоторых расчетных блоков кода. Бьшо показано, что заложенные в них зависимости применимы к использованию даже в нестабильных условиях этих опытов.

В основу итоговой версии кода легли расчетные зависимости, полученные как путем решения дифференциальных уравнений, так и эмпирические выражения. Для получения некоторых замыкающих соотношений были использованы результаты экспериментов, проведенных не только на стенде ГЕ-2, но и на модельных экспериментальных установках

По результатам экспериментов на крупномасштабном теплогидравлическом стенде ГЕ-2, выполненных при его измененной схеме, была проведена верификация последней версии кода.

Полученные результаты показали удовлетворительное совпадение результатов расчетов по коду МАСТЕР-Е с экспериментальными данными. Это относится как к гидравлической характеристике в целом, так и к расчету начального этапа работы системы.

Заключение

Проведена комплексная расчетно-экспериментальная работа по исследованию теплогидравлических процессов в обоснование работоспособности системы пассивного залива активной зоны реактора ВВЭР из гидроемкостей второй ступени на крупномасштабном стенде ГЕ-2 и модельных установках.

1. Разработана методика исследования нестационарных процессов теплообмена, имеющих место в системе пассивного залива, на крупномасштабном тепло-гидравлическом стенде ГЕ-2 и модельных экспериментальных установках.

2. Опыты, проведенные на экспериментальных установках "Модель гидроемкости" и "Модель паропровода" позволили детально изучить процессы 1 нестационарного взаимодействия пара и недогретой воды в вертикальном трубопроводе, возникающие при запуске системы ГЕ-2 и доказать их отрицательное влияние на работоспособность системы.

3: Предложенные технические меры позволили добиться исключения по добных явлений при запуске реальной системы пассивного залива.

4. Конструкция крупномасштабного стенда ГЕ-2 и эксперименты по разработанной методике с выполнением на стенде рассчитанных граничных условий по давлению и паросодержанию, позволили обеспечить модельность данной экспериментальной установки по отношению к : натурной системе ГЕ-2.

5. В ходе выполнения экспериментов; на стенде ГЕ-2 ГНЦ-РФ ФЭИ в "холодных" и "горячих" условиях установлено, что процессы теплообмена при взаимодействии пара и недогретой воды, на которых основана работа системы пассивного залива ГЕ-2, оказывают негативное воздействие на время запуска системы и на выдачу профилированного расхода воды.

6. В результате проведенной программы экспериментальных исследований выработаны технические решения по изменению конструкции системы ГЕ-2, реализация которых обеспечила работоспособность установки:

- отказ от наличия параллельно соединенных сосудов в системе;

- увеличение диаметра паровой линии с 50 до 100 мм;

- размещение профилирующего расход жидкости коллектора внутри напорного бака;

- ввод пара в гидроемкость через раздающий коллектор;

- установка в верхней части напорного бака дырчатого листа, отсекающего объем ~1,6 м3 и имеющего пористость ~7%.

7. В ходе экспериментов, выполненных при окончательной гидравлической схеме системы, время выхода стенда на проектный расход составило ~60 е., расходная характеристика стенда соответствовала проектной, величина расхода плавно изменялась при переходе со ступени на ступень.

8. Для численного моделирования теплогидравлических процессов в системе ГЕ-2, в рамках программы обоснования проектных функций системы пассивного залива, разработан код МАСТЕР-Х.

9. Проведена верификация кода по экспериментам на крупномасштабном стенде ГЕ-2 и модельных установках. Полученные результаты показали удовлетворительное совпадение расчетов по коду МАСТЕР-2 с экспериментальными данными.

10. Комплексные исследования теплогидравлических процессов и конструктивные изменения гидравлической схемы позволили доказать работоспособность системы ГЕ-2 в проекте реактора ВВЭР-1000 с РУ В-392.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Морозов, Андрей Владимирович, 2004 год

1. Драгунов Ю.Г., Денисов В.П: Реакторные установки ВВЭР для атомной энергетики. М.: ИздАТ, 2002 г.

2. Букин Н. В., Борисов Л.Н., Громов А Л. Влияние пассивных систем на протекание типичных запроектных аварий РУ В-392 // Сборник трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, 2001;

3. Экспериментальное обоснование расходной характеристики пассивной системы залива реактора ГЕ-2 и оптимизация конструкции гидроемкостей / А.Б. Мальппев, В.М. Беркович, Г.С. Таранов и др. // Сборник трудов АЭП. Выпуск 4. 2003. С. 3-8.

4. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989.

5. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках: Учебник для вузов. М:: Энергоатомиздат, 2000.

6. Ядерные энергетические установки / Б.Г. Ганчев, Л.Л. Калишевский, Р.С. Де-мешев и др.; Под общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. М.: Энергоатомиздат, 1983.

7. 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, July 2000.

8. Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев C.A. Теплообмен в ядерных энергетических установках: Учеб. пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1986.

9. Westinghouse Worldview, №1, January 2001, pp. 8-11.

10. Draft Regulatory Guide, Safety Analysis of CANDU Nuclear Power Plants, C-006 (Rev. 1) (E), September 1999.

11. Heavy Water Reactors: Status and projected development, Technical Report Series No. 407. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2002.

12. S.N. Tower, T.L. Schulz, R.P. Vijuk Passive and simplified system features for the advanced Westinghouse 600 MWe PWR // Nuclear Engineering and Design 109, 1988, pp. 147-154.

13. A Y. Lafi, J.N. Reyes. Two-inch cold leg break tests in APEX and ROSA/AP6OO (comparative study). // Proceedings of Ninth International Topic Meeting in Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9),, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

14. R. Munther, Heikki Kalli. J. Kouhia. Condensation during gravity driven ECC: experiments with PACTEL. // Proceedings of Seventh International Topic Meeting in Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-7)

15. T.L. Schulz, D. Joynson, R. Mayson Ability of AP600 to meet UK licensing requirements // Proceedings of ICONE 8, 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA, ICONE-8514.

16. W.E. Cummins, R.F. Wright, T.L. Schulz AP 1000 status overview//Proceedings of ICONE 9:9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001; Nice, France, ICONE-9516.

17. T.L. Schulz, R.M. Kemper, A.F. Gagnon API000 passive safety system design and analysis // Proceedings of ICONE 9:9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France, ICONE-9581.

18. C.K. Paulson Westinghouse AP 1000 advanced plant simplification results, measures, and benefits // Proceedings of ICONE 10:10th International Conference on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22784.

19. T.L. Schulz Levels of defense in European Passive Plant // Proceedings of ICONE 8, 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA, ICONE-8511:

20. K.J. King, G. Saiu, H. Kallio European passive plant (EP1000) design status // Proceedings of ICONE 9:9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France, ICONE-9564.

21. T.L. Schulz, G. Saiu, M. Frogheri. EP1000 shutdown safety evaluation. // Proceedings of ICONE 9:9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France, ICONE-9580.

22. R.F. Wright, D.A. Wiseman, H. Tabata et al. A 1200 MWe simplified pressurized water reactor // Proceedings of IGONE 5:5 International Conference on Nuclear Engineering, May 26-30, 1997, Nice, France, ICONE-2037.

23. R:P. Vijuk, P. Labourey, G. Saiu et al. European passive plant (EP1000) design status // Proceedings of IGONE 8:8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD, USA, ICONE-8324.

24. Insik Kim, Dong-Su Kim. APR1400 evolutionary Korean next generation // Proceedings of ICONE 10:10th International Conference on Nuclear Engineering, Aprils14.18; 2002, Arlington, VA, ICONE-22441.

25. J. Cleveland, J. Kupitz, T. Pedersen et al. The role of the IAEA in advanced technologies for LWRs and HWRs. // Proceedings of ICONE 5:5th International Conference on Nuclear Engineering, May 26-30, 1997, Nice, France, ICONE-2171.

26. T. Ichimura, S. Ueda, S. Saito et al. Design verification of the advanced accumulator for the APWR in Japan // Proceedings of ICONE 8:8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD, USA, ICONE-84353.

27. P.E: Juhn, J. Kupitz, J. Cleveland et all IAEA activities on passive safety systems and overview of international development // Nuclear Engineering and Design 201, 2000, pp. 41-59.

28. Yonezo Tujikura, Toshihiro Oshibe, Kazuo Kijima et al. Development of passive safety systems for next generation PWR in Japan Nuclear Engineering and Design 201, 2000, pp. 61-70.

29. Nitta Takashi, Tanaka Toshihiko et al. Development of next generation PWR (APWR+) // Proceedings of ICONE 9:9th International Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France, ICONE-9173:

30. D. Neumann. The passive safety systems of the SWR 1000 // Proceedings of ICONE 9:9th Internationali Conference on Nuclear Engineering, April 8-12, 2001, Nice, France, ICONE-9851.

31. J. Kupitz, J. Cleveland! Global: trends in advanced reactor developments, and'the role of the IAEA, // Proceedings of IYNC2000: International Youth Nuclear Congress, April 9-14, 2000, Bratislava, Slovakia.

32. A. Kakodkar, R.K. Sinha, M.L. Dhawan General description of advanced heavy water reactor, Evolutionary Water Cooled Reactors: Strategic Issues, Technologies and Economic Viability, IAEA-TECDOC-1117, IAEA, Vienna, 1999, pp 569-584.

33. Методические особенности: обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 / А.М. Афров, В.В. Безлепкин, И.В. Кухтевич и др. // Теплоэнергетика. 1996. №11. С. 16-21.

34. Исследования процессов отвода остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя первого контура / С.Н. Волкова, В.К. Ефимов, Ю.Н. Илюхин и др. // Теплоэнергетика; 1996. №11. С. 6-11.

35. Аварийное расхолаживание ВВЭР-640 через бассейн на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя I контура / А.Н; Ковалев, В.В. Кутьин, С.Н. Волкова, Ю.А. Мигров // Теплоэнергетика. 1999. №3. С. 28-32.

36. Оптимизация проектных решений по безопасности и экономике для энергоблоков АЭС с реактором ВВЭР нового поколения /В.Н. Крушелыгацкий,

37. B.М. Беркович, Ю.В. Швыряев и др. // Сборник трудов АЭП. Выпуск 2. 2001.1. C. 18-28.

38. А.V. Morozov Experimental Investigation of Start-up Processes in System of the Core Passive Reflooding for New Russian NPP projects, Transactions of International Youth Nuclear Congress IYNC2002, Daejon, Republic of Korea, April 1620, 2002, p. 93.

39. Морозов А.В., Ремизов О.В. Распространение импульса давления в неравновесных двухфазных средах // Труды Третьей Российской Национальной конференции по теплообмену, МЭИ; М., 2002. - Том 5. - С.91-93.

40. Морозов А.В., Ремизов О.В., Цыганок А.А. Экспериментальное исследование гидравлических характеристик процесса истечения воды во встречные потоки газовых сред в вертикальной заглушённой трубе. Препринт ФЭИ-2929. Обнинск, 2002.

41. Морозов А.В., Ремизов О.В., Цыганок А.А. Взаимодействие насыщенного пара с холодной водой при истечении в замкнутом объеме; Препринт ФЭИ-2941. Обнинск, 2002.

42. Морозов А.В:, Ремизов О.В., Цыганок А.А. Истечение воды во встречный поток пара в вертикальной заглушённой трубе при ее опорожнении. Препринт ФЭИ-2931. Обнинск, 2002.

43. Морозов А.В:, Ремизов О.В., Цыганок А.А. Температурные поля и скорость истечения холодной воды во встречный поток пара в модели паропровода пассивной системы охлаждения активной зоны. Препринт ФЭИ-2965. Обнинск, 2003.

44. Сулацкий А.А., Юдов Ю.В, Бондарчик Б.Р. Особенности моделирования ограничения противоточного движения фаз в расчетном коде КОРСАР // Теплоэнергетика. 2002. №11. С. 36-41.

45. Уоллис F. Одномерные двухфазные течения. М.: Мир, 1972.

46. Гидродинамические характеристики двухфазных кольцевых противоточных потоков в вертикальных каналах / Ю.Н. Илюхин, Б.Ф. Валунов, Е.Л. Смирнов и др. // Теплофизика высоких температур. 1988. Т. 26. №5. С. 923-931.

47. Y. Chou, Р: Griffith. Admitting cold water into steam filed pipes without water hammer due to steam bubble collapse // Nuclear engineering and design 121,. 1990, pp. 367-378!

48. В. Aktas. Tracking interfaces in vertical two-phase flows // Proceedings of ICONEtb10:10 Internationale Conference on; Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE10-22297.

49. S.G. Bankoff, R.S. Tankin, M.C. Yuen et al. Countercurrent flow of air/water and steam/water through a horizontal perforated plate // Heat and Mass Transfer, 1981, Vol: 24, №8, pp. 1381-1395.

50. Китанин Э Л., Юхнев А.Д., Харлссен Х.-П. Исследование процесса вытеснения газа из вертикальной трубы опускным потоком жидкости // Труды Третьей Российской Национальной конференции по теплообмену, МЭИ. М., 2002. - Том 5. - G.72-75.

51. Whalley Р.В: Two-phase flow during filling and emptying of bottles. International Journal of Multiphase Flow, 1991, Vol. 17, No.l; pp. 145-152.

52. Экспериментальное обоснование системы пассивного залива ГЕ-2 на крупномасштабном теплогидравлическом стенде / C.F. Калякин, О.В. Ремизов, А.В. Морозов и др. Препринт ФЭИ-2966. Обнинск, 2003.

53. Хазанов A.B., Смирнова Jl.JI. Исследование условий прекращения полной конденсации г пара при его барботаже через слой воды// Теплоэнергетика. 1983. №4: С. 67-68.

54. Костюк В.И. О механизме процесса конденсации струи пара в объеме жидкости // Теплоэнергетика. 1985. №12. С. 34-37.

55. Бакалеевский Ю.И., Чехович В.Ю. Конденсация затопленной паровой струи. -Теплопередача при кипении и конденсации. Новосибирск, Институт теплофизики, 1978.

56. Волошко А.А. Конденсация пара в недогретой жидкости // Теплоэнергетика. 1991: №5. С. 69-70.

57. В. Chen, Н. Zheng, J. Li. Influence of water sub-cooling on discharge characteristics in a water storage tank // Proceedings of ICONE 10:10th International Conference on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE10-22372.

58. Код «МАСТЕР-Е» моделирование аварийного слива теплоносителя в реактор / А.Д. Ефанов, С.Г. Калякин, A.B. Морозов и др. // Тезисы докладов отраслевой конференции «Теплофизика-2001», 28-31 мая 2001 г. - Обнинск, 2001.-С. 168-169.

59. Кпиманова Ю.В., Морозов A.B. Обоснование расходной характеристики стенда ГЕ-2 с помощью расчетного кода «МАСТЕР» // Тезисы докладов отраслевой конференции «Теплофизика-2001», 28-31 мая 2001 г. Обнинск, 2001.-С. 170-171.

60. Верификация расчетного кода МАСТЕР-Е по результатам экспериментов на крупномасштабном теплогидравлическом стенде ГЕ-2 / С.Г. Калякин, О.В. Ремизов, A.B. Морозов и др. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2003. №2. С. 102-109.