Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Оценка адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя в экспериментальных интегральных установках применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000

Диссертация: Оценка адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя в экспериментальных интегральных установках применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Разработанная методика расчетного исследования использована для осуществления сопоставительных экспериментов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба, а также в установках одинакового масштаба, разработанных с использованием двух разных методов моделирования и может быть использована применительно к любой экспериментальной установке, моделирующей как ВВЭР, так… Читать ещё >

Оценка адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя в экспериментальных интегральных установках применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000 (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • Условные обозначения, сокращения, аббревиатуры, индексы
  • Глава 1. Состояние вопроса и задачи диссертационной работы
    • 1. 1. Применение расчетных кодов для моделирования аварийных процессов -важнейший метод обоснования безопасности АЭС
    • 1. 2. Верификация системных расчетных теплогидравлических кодов
    • 1. 3. Экспериментальные интегральные установки
      • 1. 3. 1. О моделировании экспериментальных интегральных установок и теплогидравлических процессов в них
      • 1. 3. 2. О факторах искажения теплогидравлических процессов и явлений в контурах экспериментальных интегральных установок и проблеме использования результатов применительно к прототипу
  • Выводы по Главе 1
  • Глава 2. Методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов в экспериментальных интегральных установках для АЭС с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов
    • 2. 1. Описание методики
    • 2. 2. Описание теплогидравлического расчетного кода RELAP
    • 2. 3. Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР
  • Выводы по Главе 2
  • Глава 3. Исследование теплогидравлических процессов в аварийных режимах в ИСБ-ВВЭР (верификационные расчеты)
    • 3. 1. Течь 2,4% из модели напорной камеры реактора ИСБ-ВВЭР
    • 3. 2. Течь 11% из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в холодный трубопровод аварийной петли)
    • 3. 3. Течь 11% из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли)
    • 3. 4. Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с вертикальными парогенераторами
    • 3. 5. Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с горизонтальными парогенераторами
  • Выводы по Главе 3
  • Глава 4. Влияние теплофизических факторов на теплогидравлические процессы в интегральных установках
    • 4. 1. Характер влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах
    • 4. 2. Закономерности влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах
  • Выводы по главе 4
  • Глава 5. Влияние конструктивных факторов на теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках
    • 5. 1. Влияние конструктивных особенностей моделей парогенераторов интегральной экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР
    • 5. 2. Влияние конструктивных особенностей интегральных установок на ключевые параметры аварийных режимов
    • 5. 3. Влияние конструктивных искажений экспериментальных интегральных установок на ключевые параметры режима с естественной циркуляцией теплоносителя
  • Выводы по главе 5
  • Глава 6. Теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках разного масштаба
    • 6. 1. Режим с 11% течью теплоносителя из модели сборной камеры реактора и работой гидроемкостей САОЗ
    • 6. 2. Режим с естественной циркуляцией теплоносителя
  • Выводы по главе 6
  • Глава 7. Влияние метода моделирования на теплогидравлические процессы в интегральных установках
    • 7. 1. Описание четырехпетлевой виртуальной установки
    • 7. 2. Анализ результатов исследования
  • Выводы по главе 7
  • Выводы

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

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

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

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

Цель и задачи научного исследования.

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

Для достижения указанной цели решить следующие задачи:

— разработать методику исследования;

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

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

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

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

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

Научная новизна полученных результатов.

Определяется тем, что впервые:

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

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

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

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

Практическая ценность полученных результатов.

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

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

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

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

Достоверность результатов исследования.

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

Личный вклад автора.

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

На защиту выносится:

— методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установкахи.

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

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

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

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

Апробация работы.

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

— четвертом международном Форуме обмена информацией «Безопасность АЭС с ВВЭР и РБМК», г. Обнинск, Россия, 11−15 октября 1999 г;

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Структура и объем диссертации

Диссертация содержит введение, 7 глав, выводы.

Список литературы

из 107 использованных источников. Диссертация выполнена на 145 листах, включая 39 таблиц и 118 рисунков.

Выводы.

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

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

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

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

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

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

Показать весь текст

Список литературы

  1. Validation Matrix for the Assessment of Thermal Hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients // A report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, April 2001.
  2. Ю.А., Логвинов C.A., Суслов А. И. и др. Матрицы верификации теплощдравлических кодов улучшенной оценки применительно к ВВЭР // Теплоэнергетика 2002. № 11. С. 42−48.
  3. .И., Мелихов О. И., Соловьев C.JI. Состояние и развитие отечественных системных теплощдравлических кодов доя моделирования аварийных и нестационарных процессов на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. № 3.2001. С. 1721.
  4. .И., Василенко В. А., Соловьев C.J1. и др. Разработка расчетных кодов нового поколения актуальная задача развития отечественной атомной энергетики//Теплоэнергетика. № 11. 2002. — С. 2−10.
  5. Ю.А., Волкова С. Н., Юдов Ю. В. и др. КОРСАР теплогидрав-лический расчетный код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. № 9. 2001. — С. 36−43.
  6. А.Е., Крошилин В. Е., Смирнов A.B. и др. Интегральный программный комплекс для оценки безопасности АЭС // Теплоэнергетика. № 1. 2001.-С. 15−21.
  7. Мелихов В. И, Мелихов О. И., Соловьев C. J1. Теплогидравлический код нового поколения. Современные тенденции развития // Теплофиз. высок, температур. 2002.40, № 5- С. 826−842.
  8. Ю.Б., Кузнецов В. Д. Использование современных интегральных кодов для управления безопасностью АЭС // Вестник МЭИ. № 5. 2001.- С. 31−37.
  9. .Г., Гуцалов А. Т. Верификация программных средств доя расчета аварийных режимов АЭС // Теплоэнергетика. 1993. № 8 С. 25−28.
  10. .И., Блинков В. Н., Гакал П. Г. и др. Обоснование процедуры оценки системных программных средств // Препринт L 15/02−1996.05, Элек-трогорск, 1996.-24 С.
  11. Addabbo С., Annunziato A. A Synopsis of the Results from the LOBI Counter Part Test Programme // International Conference on «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics»: Proceedings.- Pisa, Italy, May 30th June 2nd 1994. -P. 331−337.
  12. Э.Ю., Мелихов О. И., Мелихов В. И. Сравнительный анализ аварии с малой течью на установках ИСБ-ВВЭР, ПСБ-ВВЭР и ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 1999. № 12. — С. 69−75.
  13. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis/Final Report. NUREG-1230 R4. December 1988.
  14. М.П., Липатов И. А., Шмаль И. И. и др. Экспериментальные исследования на интегральных стендах (ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР), обеспечивающие верификацию теплогидравлических кодов // Теплоэнергетика. 2002. № 11.-С. 49−55.
  15. С.Е., Блинков В. Н., Краев А. Г. Валидация компьютерных кодов применительно к ВВЭР и РБМК. Окончательный план валидации кода RELAP5 применительно к ВВЭР // Международный Центр по Ядерной Безопасности, Отчет WO № 974 066 401.-М., 1998.- 70 с.
  16. В.Н., Гашенко М. П., Мелихов О. И. и др. Расчетно-экспериментальные исследования аварийных режимов в стандартных задачах на теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР // Атомная энергия. 2003. Т.95. Вып. 5.-С. 354−359.
  17. В.Г., Гашенко М. П., Елкин И. В. и др. Интегральный теплофи-зический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР) // Препр. / ИАЭ.-1990.-№ 5044/14.-54 с.
  18. М.П., Прошутинский А. П., Столяров Е. В. и др. Исходные данные по стенду ИСБ-ВВЭР для верификации расчетных программ // Препр. / ЭНИЦ ВНИИАЭС. 1995. № 2/05−95. 215 с.
  19. Ю.А., Чернов И. В., Юдов Ю. В. Результаты верификации расчетных кодов ДЖИП и RELAP5 на стенде ИСБ-ВВЭР на основе стандартных проблем безопасности СПБ-1 и СПБ-2 // Теплоэнергетика. 1999. № 3. -С. 8−13.
  20. И.В., Липатов И. А., Капустин A.B. и др. Исследования в обоснование эксперимента на интегральной установке ПСБ-ВВЭР «Разрыв 2×100% холодного трубопровода РУ ВВЭР-1000» // Годовой отчет ЭНИЦ, — Электрогорск, ЭНИЦ,-2005, — с. 109−119.
  21. В.И., Домашев Е. Д., Ким В.В. Анализ соответствия интегральных экспериментальных стендов ИСБ и ПСБ условиям моделирования аварийных переходных процессов на ВВЭР // Промышленная теплотехника. 1999. V.21,№L- С. 37−43.
  22. Моделирование аварий на ядерных энергетических установках атомных электростанций / В. Н. Васильченко, Е. З. Емельяненко, А. Е. Смышляев, В. В. Ким. Под общей редакцией В. И. Скалозубова Одесса:"Резон 2000″, 2002 — 466 с.
  23. Д.А., Журавлев Ю. В., Миронов Ю. В. и др. Методика статистического анализа неопределенностей теплогвдравлических расчетов // Атомная энергия. -Т.93. Вып. 2, — август 2002. — С. 101−109.
  24. Обзор и критический анализ существующих и перспективных методик оценки адекватности расчетных кодов и методов сравнения результатов расчетов с экспериментом // Отчет о НИР. Г205−21/97 (промежуточный). Руков. Г. А. Горбенко.-ХАИ.-2000.
  25. Islamov R., Ustinov V. Computer program PRAISE. Uncertainty analysis of heat exchanger three-dimensional flow speed model.
  26. D’Auria F., Giannotti W. Consideration of Bifurcations Within the Internal Assessment of Uncertainty // 8th International Conference on Nuclear Engineer-ing:Proceedings (8737). Baltimore, MD USA, 2−6 April, 2000.
  27. .Г., Ковалевич O.M. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках // Теплоэнергетика. 1992. № 10-С. 8−12.
  28. .И., Виденеев Е. Н., Землянухин В. В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР // Теплоэнергетика. 1988. № 12. — С. 24−28.
  29. .И. Современные методы обоснования тегоюгадравличе-ских аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах // Теплоэнергетика. 1990. № 8. — С. 21−27.
  30. Д.А., Муратова Т. М. О моделировании аварий в системах ЯЭУ// Теплоэнергетика. 1992. № 10, —С. 16−21.
  31. Nahavandi A.N., Castellana .S., Moradkhanian E.N. Scaling laws for modeling nuclear reactor systems. // Nucl. Science and Engineering. 1979. Vol. 72. P.75−83.
  32. Zuber N. Problems in modeling of small break LOCA. // Heat Transfer Nucl.
  33. React. Semin., Dubrovnik. 1−5 Sept. 1980. Washington e.a. 1982. P.3−48.
  34. Ishii M., Kataoka I. Scaling criteria for LWR’s under single-phase and two-phase natural circulation. ANL-83−32. NUREG/CR-3267. 1983.
  35. Kocamustafaogullari G., Ishii M. Reduced pressure and fluid to fluid scaling laws for two-phase flow loop. ANL-86−19. NUREG/CR-4584. 1986. P.39.
  36. .Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках // Теплоэнергетика. 1993. № 6. — С. 56−60.
  37. Kiang R. Scaling criteria for nuclear reactor thermo-hydraulics // Nuclear Science and Engineering. 1985. Vol. 89. P. 207−216.
  38. Оценка влияния масштабного фактора: Отчет о НИР / ИПБ ЯЭ РНЦ КИ-.-Инв.№ 90−12/1- 13−00,-Москва, 2000.
  39. В.Н., Шишов В. П., Грачев В. И. и др. Некоторые проблемы крупномасштабных стендов безопасности // Атомная энергия. -Т. 92. Вып. 5. -Май 2002.-339−344.
  40. Weiss P., Emmerling R., Hertlein R., Leibert J. UPTF experiment refined PWR LOCA thermal-hydraulic scenarios: Conclusions from a full- scale experiment program // Ibid, 1999 v.149, № 1−3, p.333−347.
  41. Classer H., Karwat H. The contribution of UPTF experiments to resolve some scale up uncertainties in countercurrent two-phase flow. // Ibid, 1993, v. 145, № 1−3, p.63−84.
  42. Ferng Yuh-Ming Evaluation of Inherent Distortions in the IIST Facility Using the RELAP5/MOD3 Code // Nuclear Science and Engineering: V.123. June, 1996.-P. 190−205.
  43. Initial and boundary conditions to LOCA analysis. An examination of the requirements of Appendix K. / David E. Bessette // 8th International Conference on Nuclear Engineering: Proceedings (ICONE-8325). Baltimore, MD USA, April 2−6,2000.
  44. Annunziata A., Addabbo C., Bacchiani M. et al. SPES-3 scaling analysis of EPP small break LOCA // P. 1000 1007.
  45. Elkin I.V., Rovnov A.A., Gashenko M.P. et al. Comparison Of Natural Circulation Experiments In PSB-VVER And ISB-WER Test Facilities// Annual meeting on nuclear technology'2004:Proceedings.- Dusseldorf, Germany, 25−27 May 2004, — P. 170−173.
  46. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol. 1: Code structure, system models, andsolution methods. NUREG/CR-5535 (Formerly EGG-2596), INEL-95/0174 / Prepared by The RELAP5/MOD3.2Code Development Team Idaho National Engineering Laboratory, 1995.
  47. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol .2: User’s Guide and Input Requirements. NUREG/CR-5535, INEL — 95/0174/ Prepared by Development Team — Idaho National Engineering Laboratory, 1995.
  48. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol. 5, rev. l: Users Guidelines. NUREG/CR — 5535, INEL — 95/0174/ Prepared by C.D. Fletcher, R.R. Schultz — Idaho National Engineering Laboratoiy, 1995.
  49. RELAP5/MOD3.2: Паспорт аттестации программного средства // НТЦ ГАН-.-Рег. номер 180 от 28.10.2004 г. ,-М, 2004.
  50. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах: Отчет о НИР / ЭНИЦ ВНИИАЭС- Руководитель М. П. Гашенко,-№ 2.654.-Электрогорск, 2002
  51. Gashenko I.V., Gashenko M.P., Kouznetsov V.D. Analysis of the Russian
  52. Standard Problem № 3 on thermalhydraulic codes validation at the ISB-WWER test facility // International Youth Nuclear Congress 2002: Proceedings Daejeon, Korea, 16−20 April 2002,-P. 80−84.
  53. Gashenko M., Proshutinsky A., Prasser M. et al. Hot Leg Break tests at the ISB-VVER Integra. Test Facility // Annual meeting on nuclear technol-ogy'95: Proceedings.- Nurnberg. Germany, 1995.- P. 123−126.
  54. Standard Problem INSCSP-V5 Definition Report «11% Upper Plenum Break with ECCS» // INSC Report. JP#6, 1999.
  55. Н.Б., Логвинов С. А., Драгунов Ю. Г. Гидродинамические и теп-лохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001.-316 е.: ил.
  56. Hyvarinen J. Primaiy side flow distribution of a horizontal steam generator under low flow conditions // Second international Seminar on horizontal steam generators: Proceedings.- Lappeenranta. Finland, 1993.- P. 17−57.
  57. Kouhia J., Riikonen V., Purhonen H. PACTEL: Experiments on the behavior of the new horizontal SG // Third international Seminar on horizontal steam generators: Proceedings.- Lapeenranta. Finland, 1995, — P. 1−9.
  58. Li F., Modarres М. A Combined PRA and Thermal-Hydraulic Analysis for Integrated Scenario Screening // 8th International Conference on Nuclear Engineer-ing:Proceedings (8480). Baltimore, MD USA, 2−6 April 2000.
  59. И.В., Кузнецов В. Д., Шмаль И. И. Исследование влияния тепловых потерь и тепла, аккумулированного металлоконструкциями стенда, на развитие теплогидравлических процессов // Теплоэнергетика. 2001. № 9, — С. 72 77.
  60. Gashenko I.V. Influence of heat losses and accumulated heat upon the accident process evolution // International Youth Nuclear Congress 2000: Transactions.
  61. Bratislava, Slovakia, 9−14 April 2000.- P. 208.
  62. Экспериментальное обоснование проектных функций системы пассивного залива второй ступени ГЕ-2 на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР: Отчет о НИР / ЭНИЦ ВНИИАЭС- Руководитель М. П. Гашенко.-№ 2.548.-Электрогорск, 2000.
  63. Гашенко М. П, Басов А. В, Гашенко И. В. и др. Исследование влияния конструкции парогенераторов на теплогидравлические процессы в первом контуре стенда ИСБ-ВВЭР // Годовой отчет ЭНИЦ.- Электрогорск, ЭНИЦ, — 2003,-С.45−52.
  64. M. Farvacque Users Manual of CATHARE 2 vl.3e, November, 1992, 3741. P
  65. D.Bestion The physical closure laws in the CATHARE code, Nucl. Eng. & Design, 124 (1990), P. 229−245
  66. Gashenko I. V, Shmal I.I. The problems of reproduction of the loss-of-coolant accidents of WER-1000 reactor on the ISB-WER integral test facility // International Youth Nuclear Congress 2004: Transactions.- Toronto, Canada, 9−14 May 2004,-P. 178.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!