Математическое моделирование процессов тепломассопереноса в пучках тепловыделяющих стержней
Диссертация
У большинства существующих ныне программ отсутствует модуль расчета термомеханики твэла, нет возможности моделировать полную блокировку проходного сечения отдельных участков ТВС. Ряд программ ориентирован на расчет течения теплоносителя в ТВС с проектной геометрией, в которой отсутствуют значительные поперечные потоки теплоносителя между смежными каналами. Отсутствует возможность задания… Читать ещё >
Список литературы
- Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР / Н. В. Шарый, В. П. Семишкин, В. А. Пиминов, Ю. Г. Драгунов. М: ИздАТ, 2004. — 496 с.
- Данилов В.Л., Фризен Е. А., Семишкин В. П. Расчетное моделирование раздутия оболочек твэлов ВВЭР-1000 в авариях с большой течью. // Известия ВУЗов. М.: Машиностроение. — 2003. — № 12. — С. 8 — 12.
- Стендовое моделирование стадий проектной аварии с потерей теплоносителя реакторной установки с ВВЭР / В. И. Наливаев, И. И. Федик, Ю. Г. Драгунов и др. // Атомная энергия. 2004. — Т.96. — Вып.4. — С. 247 — 255.
- Чуркин А. Н, Мохов В. А., ДеевВ.И. Программа ТЕМПА-1Ф: сравнение результатов расчетов с экспериментальными данными // 3-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник трудов. Подольск. — 2003. — Т. 1. — С. 80 — 84.
- Чуркин А.Н. Влияние отклонений в граничных условиях на перемешивание теплоносителя в смежных подканалах // Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия: «Обеспечение безопасности АЭС». — Подольск. — 2004. — Вып. 7. — С. 75 — 82.
- Модернизация расчетных моделей программы ТЕМПА и посттестовые расчеты экспериментов на стенде ПАРАМЕТР. Отчет № 320-Пр-452 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. — 2001. — 20 с.
- Построение кривых ползучести и верификационные расчеты раздутия трубчатых образцов. Отчет № 320-Пр-477 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. -2002.-49 с.
- Программа для ПЭВМ. Расчет локальных неоднородных процессов тепломассопереноса в ТВС активной зоны реакторов типа ВВЭР. «ТЕМПА-1Ф». Методика расчета. Отчет № 8 624 607.00505−01 90 01 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. — 1999. — 21 с.
- Программа для ПЭВМ. Расчет локальных неоднородных процессов тепломассопереноса в ТВС активной зоны реакторов типа ВВЭР. «ТЕМПА-1Ф». Текст программы. Отчет № 8 624 607.00505−01 12 01 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. — 2000. — 47 с.
- Программа для ПЭВМ. Расчет локальных неоднородных процессов тепломассопереноса в ТВС активной зоны реакторов типа ВВЭР. «ТЕМПА-1Ф». Описание программы. Отчет № 8 624 607.00505−01 13 01/ ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. -2001. -13 с.
- Программа для ПЭВМ. Расчет локальных неоднородных процессов тепломассопереноса в ТВС активной зоны реакторов типа ВВЭР. «ТЕМПА-1Ф». Описание применения. Отчет № 8 624 607.00505−01 31 01 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. -2001.-34 с.
- Программа для ПЭВМ. Расчет локальных неоднородных процессов тепломассопереноса в ТВС активной зоны реакторов типа ВВЭР. «ТЕМПА-1Ф». Испытания программы. Отчет № 8 624 607.00505−01 93 01/ ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. -2001.-40 с.
- Sha W.T. An owerview on rod-bundle thermal-hydraulic analysis // Nuclear Engineering and Design. 1980. — V.62. — P. 1 — 24.
- Жуков A.B., Сорокин А. П., Матюхин H.M. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: Теоретические основы и физика процесса. -М.: Энергоатомиздат, 1989. 184 с.
- Weisman J., Bowring R.W. Methods for detailed thermal and hydraulic analysis of water-cooled reactors // Nuclear Science and Engineering. 1975. — V.57. -P. 255−276.
- Chelemer H., Weisman J., Tong L.S. Subchannel thermal analysis of rod bundle cores // Nuclear Engineering and Design. 1972. — V.21. — P. 35 — 45.
- NakamuraH., MiyaguchiK., Takahashi J. Hydraulic simulation of local blockage in a LMFBR fuel subassembly // Nuclear Engineering and Design. 1980. -V.62.-P. 323 -333.
- Huber F., Peppier W. Boiling and dryout behind local blockages in sodium cooled rod bundles // Nuclear Engineering and Design. 1984. — V.82. — P. 341 -363.
- Brown W.D., KhanE.U., TodreasN.E. Prediction of cross flow due to coolant channel blockages // Nuclear Science and Engineering. 1975. — V. 57. -P. 164- 168.
- Cross-flow approximations used in the thermal-hydraulic multichannel analysis / W.T. Sha, A.A. Szewzyk, R.C. Schmitt et al. // American Nuclear Society annual meeting. Philadelphia, PA (USA). — 1974. — V.18. -P. 134 — 135.
- Rowe D.S. Cross-flow mixing between parallel flow channels during boiling. Part I. COBRA computer program for coolant boiling in rod arrays, Report № BNWL-371 (Pt.l) / Battelle Pacific Northwest Laboratories. — Richland, WA (USA).- 1967.- 112 p.
- Rowe D.S. COBRA-II: A digital computer program for thermal-hydraulic subchannel analysis of rod bundle nuclear fuel elements, Report № BNWL-1229 / Battelle Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA). — 1970. — 60 p.
- Channel deformation analysis for fast reactor fuel assemblies undergoing swelling and thermal bowing / K. Ohmae, A. Morino, N. Nakao, S. Hirao // Nuclear Engineering and Design. 1972. — V.23. — P. 309 — 320.
- Castellana F.S., Casterline J.E. Subchannel flow and enthalpy distributions at the exit of a typical nuclear fuel core geometry // Nuclear Engineering and Design. 1972.-V. 22.-P. 19−27.
- Ginsberg T. Forced-flow interchannel mixing model for fuel rod assemblies utilizing a helical wire-wrap spacer system // Nuclear Engineering and Design.1972. V.22. — P. 43 — 50.
- Castellana F.S., Adams W.T., Casterline J.E. Single-phase subchannel mixing in a simulated nuclear fuel assembly // Nuclear Engineering and Design. -1974.-V.26.-P. 242−249.
- Rowe D.S. COBRA IIIC: digital computer program for steady state and transient thermal-hydraulic analysis of rod bundle nuclear fuel elements, Report № BNWL-1695. / Battelle Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA).1973.- 104 p.
- Masterson R.E. COBRA-IIIP: An improved version of previous COBRA for full-core light water reactor analysis // Nuclear Engineering and Design. 1978. -V.48.-P. 293 -310.
- Marr W.W. COBRA-3M: A modified version of COBRA for analyzing thermal-hydraulics in small pin bundles // Nuclear Engineering and Design. 1979. -V.53. — P. 223 — 235.
- COBRA-IV: the model and the method, Report № BNWL-2214 / C.W.Stewart, C.L.Wheeler, RJ. Cena et al. / Battelle Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA). — 1977. — 176 p.
- Analysis of FLECHT-SEASET 163-rod blocked bundle data using COBRA-TF. Report № NUREG/CR-4166, EPRI-NP-4111, WCAP-10 375 /
- C.Y. Paik, L.E. Hochreiter, J.M. Kelly, R.J. Kohrt / Westinghouse Electric Corp. -Pittsburgh, PA (USA). 1985. — 692p.
- Constitutive relations for the droplet field in COBRA-TF / J.M. Kelly, L.E. Hochreiter, M.J. Loftus, C.Y. Paik // American Nuclear Society annual meeting. Los Angeles, С A (USA). — 1982. — V.41. — P. 671.
- COBRA-TF grid spacer heat transfer models / J.M. Kelly, L.E. Hochreiter, M.J. Loftus, C.Y. Paik // American Nuclear Society annual meeting. New Orleans, LA (USA). — 1984. — V.46. — P. 842 — 844.
- Frepoli C., Mahaffyb J.H., Hochreiter L.E. A moving subgrid model for simulation of reflood heat transfer // Nuclear Engineering and Design. 2003. -V.224.-P. 131−148.
- Stewart C.W., Barnhart J.S., Koontz A.S. Improvements to the COBRA-TF (EPRI) computer code for steam generator analysis. Final report № EPRI-NP-1509 / Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA). — 1980. — 115 p.
- Heard F.J. Thermal hydraulic feasibility assessment of the hot conditioning system and process. Report № WHC-SD-SNF-ER-012 / Westinghouse Hanford Co. -Richland, WA (USA). 1996. — 236 p.
- Ogden D.M. MCO pressurization analysis of spent nuclear fuel transporation and storage. Report № WHC-SD-SNF-ER-014 / Westinghouse Hanford Co. Richland, WA (USA). — 1996. — 235 p.
- COBRA-SFS: A thermal-hydraulic analysis code for spent fuel storage and transportation casks. Report № PNL-10 782 / Т.Е. Michener, D.R. Rector, J.M. Cuta, et al. / Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA). — 1995. — 330 p.
- Gyori Cs., Hozer Z. Simulation of the behaviour of VVER-440 fuel under dry storage conditions // AEKI Progress report on research activities in 2004. -Budapest.-2005.-P.42.
- Soli’s J., Avramova M.N., Ivanov K.N. Multilevel methodology in parallel computing environment for evaluating BWR Safety Parameters // Nuclear Technology. 2004. — V. 146. — P. 267 — 278.
- Ziabletsev D., Avramova M.N., Ivanov K.N. Development of pressurized water reactor integrated safety analysis methodology using multilevel coupling algorithm // Nuclear Science and Engineering. 2004. — V. 148. — P. 414 — 425.
- Lee S.Y., Jeong J.J., Kim S-H COBRA/RELAP: a merged version of the COBRA-TF and RELAP/MOD3 codes // Nuclear Technology. 1992. — V.99. -P. 177- 187.
- Aumiller D. L., Tomlinson E.T., Bauer R.C. Incorporation of COBRA-TF in an integrated code system with RELAP5−3D using semi-implicit coupling // 2002 RELAP5 International Users Seminar. Park City, Utah (USA). — 2002. — 12 p.
- Westinghouse best-estimate LOCA analysis model: WCOBRA/TRAC / L.E. Hochreiter, W.R. Schwarz, K. Takeuchi et al. // American Nuclear Society annual meeting. -Los Angeles, CA (USA). 1987. — V.55. — P. 458 — 459.
- BowringR.W. HAMBO: a computer programme for the subchannel analysis of the hydraulic and burnout characteristics of rod-clusters. Part 1. General description. Report № AEEW-R-524 / Atomic Energy Establishment. Winfrith (England).- 1967.-24 p.
- Bowring R.W. HAMBO: a computer programme for the subchannel analysis of the hydraulic and burnout characteristics of rod clusters. Part 2. The equations. Report № AEEW-R-582 / Atomic Energy Establishment. Winfrith (England).- 1968.-60 p.
- Hirao S., Nakao N. DIANA a fast and high capacity computer code for interchannel coolant mixing in rod arrays // Nuclear Engineering and Design. — 1974.- V.30. P. 214−222.
- Miki K. Deformation analysis of fuel pins within the wire-wrap assembly of an LMFBR // Nuclear Engineering and Design. 1979. — V.52. — P. 371 — 384.
- Stehle H., Damm G., Jansing W. Large scale experiments with a 5 MW sodium/air heat exchanger for decay heat removal // Nuclear Engineering and Design.- 1994. V.146. — P. 383 — 390.
- FLICA-4: a three-dimensional two-phase flow computer code with advanced numerical methods for nuclear applications / I. Toumi, A. Bergeronb, D. Gallob et al. // Nuclear Engineering and Design. 2000. — V.200. — P. 139 — 155.
- Lam C.K.G., Bremhorst K.A. Modified form of the k-epsilon model for predicting wall turbulence // Journal of Fluids Engineering. 1981. — V.103. -P. 456−460.
- Computation of a BWR turbine trip with CATHARE-CRONOS2-FLICA4 coupled codes / G. Mignot, E. Royer, B. Rameau, N. Todorova // Nuclear Science and Engineering. 2004. — V. 148. — P. 235 — 246.
- THINC a thermal hydrodynamic interaction code for a semi-open or closed channel core. Report № WCAP-3704 / W. Zernik, H.B. Currin, E. Elyaxh,
- G. Previti / Westinghouse Electric Corp. Pittsburgh (USA). — 1962. — 67 p.
- Chelemer H., Weisman J., Tong L. S. Subchannel thermal analysis of rod bundle cores // Nuclear Engineering and Design. 1972. — V.21. — P. 35 — 45.
- THINC-IV: a new thermal-hydraulic code for PWR thermal design / P.T. Chu, L.E. Hochreiter, H. Chelemer et al. // American Nuclear Society annual meeting. Washington, DC (USA). — 1972. — V. 15. — P. 876 — 884.
- An improved thermal-hydraulic analysis method for rod bundle cores /
- H. Chelemer, L.E. Hochreiter, L.H. Boman, P.T. Chu // Nuclear Engineering and Design. 1977. — V.41. — P. 219 — 229.
- Macdougall J.D., Lillington J.N. The SABRE code for fuel rod cluster thermohydraulics // Nuclear Engineering and Design. 1984. — V.82. — P. 171 — 190.
- Modeling of flow blockage in a liquid metal-cooled reactor subassembly with a subchannel analysis code / H.-Y. Jeong, K.-S. Ha, W.-P. Chang et al. // Nuclear Technology. 2005. — V.149. -P. 71−87.
- Miyaguchi K. Analytical studies on local flow blockages in LMFBR subassemblies, using the UZU code // Nuclear Engineering and Design. 1980. -V.62.-P. 25 -38.
- Определение локальных теплогидравлических характеристик и анализ кризисных условий в пучке тепловыделяющих стержней / В. И. Абрамов, Ю. М. Коновальцев, Е. И. Левин и др. // Труды семинара СЭВ ТФ-74.
- Исследования критических тепловых потоков в пучках стержней в стационарных и нестационарных режимах теплообмена. Москва: Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова. — 1974. — С. 201 — 208.
- Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР / В. П. Спассков, Ю. Г. Драгунов, С. Б. Рыжов и др. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 340 с.
- Программа для ПЭВМ. Тепловой и гидравлический расчет параметров в пучках твэлов «ТИГР-СП». Отчет о верификации. Отчет № 8 624 607.00508019203 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. — 2005. — 177 с.
- Мингалеева Г. С., Миронов Ю. В. Теплогидравлический расчет многостержневых тепловыделяющих сборок, охлаждаемых однофазным теплоносителем // Атомная энергия. 1980. — Т.48. — С. 303 — 308.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Матюхин Н. М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: Расчетные программы и практическое приложение. -М.: Энергоатомиздат, 1991. -224 с.
- Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов / А. В. Жуков, А. П. Сорокин, П. А. Ушаков, Ю. С. Юрьев // Атомная энергия. 1980. — Т.51. — С.307 -311.
- Расчет температурного поля в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов / Г. П. Богословская, А. В. Жуков, А. П. Сорокин и др. // Атомная энергия. 1983. — Т.55. — С. 281 — 285.
- Метод сосредоточенных параметров в задаче о температурном поле в формоизмененных ТВС быстрых реакторов с недиабатическими граничными условиями / О. Д. Казачковский, А. П. Сорокин, А. В. Жуков и др. // Препринт ФЭИ-1672. Обнинск: ОНТИ ФЭИ. — 1985.- 85 с.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Матюхин Н. М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: Расчетные программы и практическое приложение. -М.: Энергоатомиздат, 1991. -224 с.
- The 1995 look-up table for critical heat flux in tubes / D.C. Groeneveld, L.K.H. Leung, P.L. Kirillov et al. // Nuclear Engineering and Design. 1996. -V.163.-P. 1−23.
- Ramm H., Johannsen K., Todreas N.E. Single phase transport within bare rod arrays at laminar, transition and turbulent flow conditions // Nuclear Engineering and Design. 1974. — V.30. — P. 186 — 204.
- Huh B.G., Kim S., Chung C.H. The turbulent Prandtl number for temperature analysis in rod bundle subchannels // Journal of Nuclear Science and Technology.-2005.-Y.42.-P. 183 190.
- Rowe D.S. Cross-flow mixing between parallel flow channels during boiling. Part II. Measurement of flow and enthalpy in two parallel channels, Report № BNWL-371 (Pt.2) / Battelle Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA).- 1967.-63 p.
- Влияние вторичных течений на распределение скоростей и гидравлическое сопротивление турбулентных потоков жидкости в некруглых каналах / JI.C. Кокорев и др. // Сборник «Вопросы теплофизики ядерных реакторов». М.: Атомиздат. — 1969. — Вып. 2. — С. 85.
- Skinner V.R., Freeman A.R., LyallH.G. Gas mixing in rod clusters // Int. Journal of Heat and Mass Transfer. 1969. — V.12. — P. 265 — 278.
- Nijsing R., Eifler W. A computation method for the steady state thermohydraulic analysis of fuel rod bundles with single phase cooling // Nuclear Engineering and Design. 1974. — V.30. — P. 145 — 185.
- Расчет касательных напряжений на стенке канала и распределения скорости при турбулентном течении жидкости / М. Х. Ибрагимов, И. А. Исупов, JI.JI. Кобзарь, В. И. Субботин // Атомная энергия. 1966. — Т.21. — Вып.2. -С. 101−107.
- RoweD.S., Johnson В.М., KnudsenJ.G. Implications concerning rod bundle crossflow mixing based on measurements of turbulent flow structure // Int. Journal of Heat and Mass Transfer. 1974. — V.17. — P.407 — 419.
- Rehme K. The structure of turbulence in rod bundles and the implications on natural mixing between the subchannels // Int. Journal of Heat and Mass Transfer. 1992.-V.35.-P. 567- 581.
- Hetsroni G., Leon J., Hakim M. Cross flow and mixing of water between semiopen channels // Nuclear Science and Engineering. 1968. — V.34. — P. 189 — 193.
- Lahey R.T., Jr., Shiralkar B.S., Radcliffe D.W. Mass flux and enthalpy distribution in a rod bundle for single- and two-phase flow conditions // Journal of Heat Transfer.-1971.-V.93.-P. 197−209.
- Лахи P.T. мл., Ширалкар B.C., Радклиф Д. В. Распределение массовой скорости и энтальпии в пучке стержней для однофазного и двухфазного потоков // Труды американского общества инженеров-механиков. Теплопередача. 1971.- Сер. С. — № 2. — С.64 — 78)
- SadatomyM., KawaharaA., SatoY. Prediction of the single-phase turbulent mixing rate between two parallel subchannels using a subchannel geometry factor//Nuclear Engineering and Design. 1996. — V.162. — P. 245 — 256.
- Полянин Л.Н. Тепло- и массообмен в пучках стержней при продольном обтекании турбулентным потоком жидкости // Атомная энергия. -1969. Т.26. — Вып.З. — С. 279 — 280.
- Silin N., Juanico L., Delmastro D. Thermal mixing between subchannels: measurement method and applications // Nuclear Engineering and Design. 2004. -V.227.-P. 51−63.
- Логвинов С.А., Безруков Ю. А., Драгунов Ю. Г. Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.-255 с.
- Олексюк Д.А. Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчёта активных зон реакторов типа ВВЭР: Дис.. канд. тех. наук. РНЦ КИ, Москва, 2002. — 237 с.
- Калинин Р.И., Иванов В. И. Исследование перетечек жидкости между ячейками пучка стержней // Вопросы теплофизики ядерных реакторов. 1976. -Вып.5. — С. 27 — 30.
- Turbulent flow in a model nuclear fuel rod bundle containing partial flow blockages. Report № BNWL-SA-6207 / J.M. Creer, D.S. Rowe, J.M.Bates, A.M. Sutey / Pacific Northwest Laboratories. Richland, WA (USA). — 1977. — 48 p.
- Turbulent flow in a model nuclear fuel rod bundle containing partial flow blockages / J.M. Creer, J.M. Bates, A.M. Sutey, D.S. Rowe // Nuclear Engineering and Design. 1979. — V.52. — P. 51 — 63.
- Ang M.L., Aytekin A., Fox A.H. Analysis of flow distribution a PWR fuel rod bundle model containing a 90% blockage // Nuclear Engineering and Design. -1987.-V.103.-P. 165 188.
- Ang M.L., Aytekin A., Fox A.H. Analysis of flow distribution in a PWR fuel rod bundle model containing a blockage Part 1. A 61% coplanar blockage // Nuclear Engineering and Design. — 1988. — V.108. — P. 275 — 294.
- БэтчелорДж. Введение в динамику жидкости. М.: Мир, 1973.760 с.
- Роуч П. Вычислительная гидродинамика. М.: Мир, 1980. — 616 с.
- Кутателадзе С.С. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление: Справочное пособие. М.: Энергоатомиздат, 1990. — 367 с.
- Кириллов П.Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). -М.: Энергоатомиздат, 1990. 360 с.
- Система констант для поканального теплогидравлического расчета режимов работы ТВС реакторов с естественной и смешанной конвекцией / И. Л. Богатырев, Г. П. Богословская, А. В. Жуков и др. // Препринт ФЭИ-2238. -Обнинск: ФЭИ. 1992. — 37 с.
- Гидравлическое сопротивление ТВС быстрых реакторов / А. В. Жуков, А. П. Сорокин, П. А. Титов, П. А. Ушаков // Препринт ФЭИ-1707. -Обнинск: ФЭИ. 1985. — 27 с.
- Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям / Под ред. М. О. Штейнберга. 3-е изд., перераб. и доп. — М. Машиностроение, 1992. — 672 с.
- Александрова А.А., Григорьев Б. А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара: Справочник. Рек. Гос. службой стандартных справочных данных. ГСССД Р-776−98 М.: Издательство МЭИ, 2003. — 168 с.
- Gentry R.A., Martin R.E., Daly B.J. An Eulerian differencing method for unsteady compressible flow problems // J. of Comput. Phys. 1966 — V. l, — P. 87 -118.
- Rich M. A method for Eulerian fluid dynamics. Rept. No. LAMS-2826 / Los Alamos Scientific Lab. N. Мех. (USA). — 1963.-97 p.
- Evans M.W., Harlow F.H. The Particle-in-Cell method for hydrodynamics calculations. Rept. No. LA-2139 / Los Alamos Scientific Lab. N. Мех. (USA). -1957.-76 p.
- Hetsroni G., Leon J., Hakim M. Cross flow and mixing of water between semiopen channels // Nuclear Science and Engineering. 1968. — V.34. — P. 189 — 193.
- Elder J.W. The dispersion of marked fluid in turbulent shear flow // The Journal of Fluid Mechanics. 1959. — Vol.5. — P. 544 — 560.
- Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям / Под ред. М. О. Штейнберга. 3-е изд., перераб. и доп. — М.:Машиностроение, 1992. — 672 с.
- Реакторные исследования аварийного поведения активной зоны ВВЭР на петлевой установке ПВП-2 реактора МИР // В. П. Спассков,
- A.M. Шумский, В. П. Семишкин и др. / Международная научно-техническая конференция. Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. ТЕПЛОФИЗИКА-98. Обнинск: ФЭИ. — 1998. — Т.2. — С. 42 — 51.
- Займовский А.С., Никулина А. В., Решетников Н. Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1994. — 256 с.
- B.C. Константинов, В. П. Семишкин и др. ФГУП «НИИ НПО «Луч». -Подольск.-2004.-58 с.
- Верификация комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР «ТРАП-97». Отчет № ДЭ-108 / ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск. — 1998. — 534 с.