CC BY
0Рис. 2 Монтаж ГБО на автомобили КамАЗ.
Исходя из проделанного исследования, можно сделать вывод, что установка ГБО на автомобиль КамАЗ окупается в довольно быстрый отрезок времени и имеет ряд преимуществ, которые благоприятно сказываются на окружающей среде, надежности работы двигателя и на дополнительном запасе хода.
Список литературы
1. Подчинок, В.М. Эксплуатация военной автомобильной техники / В. М. Подчинок; под общ.
ред. В. А. Полонского. - Рязань: «Русское слово», 2006. - 696 с.
2. Золотницкий В. Новые газотопливные системы автомобилей / «Издательский Дом Третий Рим» 2005. - 64 с.
3. Лиханов В., Деветьяров Р. Применение и эксплуатация газобаллонного оборудования / Издательство: «Киров: Вятская ГСХА», 2006. - 183 с.
4. Золотницкий В. Автомобильные газовые топливные системы / Издательство: «АСТ» 2007. -128 с.
ПОР1ВНЯЛЬНИЙ АНАЛ1З РЕЗУЛЬТАТА МОДЕЛЮВАННЯ ТЯЖКО1 АВАРП В СИСТЕМ1 ОХОЛОДЖЕННЯ БАСЕЙНУ ВИТРИМКИ З В1ДПРАЦЬОВАНИМ ЯДЕРНИМ ПАЛИВОМ
Азаров С.1.
1нститут ядерних до^джень НАН Украти, м. Кшв, Украша, доктор техтчних наук,
старший науковий спiвробiтник Задунай О.С.
Державний науково-до^дний тститут спещального зв'язку та захисту тформацИ] м. Кшв,
Украша, начальник центру
COMPARATIVE ANALYSIS OF MODELING RESULTS SEVERE ACCIDENT IN THE COOLING SYSTEM STORAGE POOL WITH SPENT NUCLEAR FUEL
Azarov S.I.
Institute for nuclear research, National Academy of Sciences of Ukraine, Kyiv, Ukraine, Doctor of Technical Sciences, Senior Researcher.
Zadunaj O.S.
State research institute for special telecommunication and information protection,
Kyiv, Ukraine, head of the center
Анотащя
У процес виршення iнженерних завдань з обгрунтування потреби охолодження тепловидмючих 36ipoK (ТВЗ) в басейш витримки (БВ) в pa3i виникнення ситуаци що супроводжуеться втратою охолодження БВ (i можливим накладенням течi з БВ) виникае необхвдшсть у визначенш температур i часу досяг-нення граничних температур твелiв ТВЗ, розмщених в БВ. Незважаючи на широке використання теп-логвдрамчних системних кодiв в шженернш практищ виникае необхвднють в застосуванш спецiaлiзовa-них програм, що дозволяють проводити великий обсяг вapiaнтних розрахунк1в. Виконана кpосвеpiфiкaцiя
програми Best-T за результатами розрахуншв з використанням системних код1в MELCOR 1.8.5 для випадку втрати охолодження БВ в сховищ1 ВЯП.
Abstract
In the process of solving engineering tasks to substantiate the need for cooling the fuel assemblies (FA) in the storage pool (SP) in the event of a situation that is accompanied by loss of cooling SP (and possible leakage from the SP), it becomes necessary to determine the temperatures and time to reach the boundary temperatures of the fuel cells, placed in SP. Despite the widespread use of thermohydraulic system codes in engineering practice, there is a need for the use of specialized programs that allow for a large volume of variant calculations. Cross-verification of the Best-T program is performed based on the results of calculations using the system codes MELCOR 1.8.5 for the case of loss of cooling SP in the SNF storage.
Ключовi слова: теплообмш, програма Best-T, басейн витримки, охолодження, тeпловидiляюча збiрка.
Keywords: heat exchange, Best-T program, storage pool, cooling, fuel assemblies.
Актуальшсть теми. Аварп на сховищах вщпрацьованого ядерного палива (СВЯП), розта-шованих на територп атомних станцш та шших ядерно-небезпечних об'екпв, е малоймовiрними, але можливими подгями. Про це сввдчить свгговий досввд, зокрема: короткочасна (близько доби) втрата охолодження басейшв з вщпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) на тдприемстш з пере-робки палива в Селафiлдi (Великобританiя), а та-кож недавня тривала втрата охолодження приреак-торних басейнiв на енергоблоках АЕС «Фукуама-1» [1]. В даний час протiкання важко1 аварп в ба-сейнi витримки вивчено в свгговш практицi недо-статньо. Дослщження проектних аварiй показали стаб№шсть охолодження вiдпрацьованих тепло-видiляючих збiрок (ВТВЗ) в БВ за рахунок як ре-зервування каналiв, так i стiйкостi системи до оди-ничних ввдмов i знеструмлення [2]. Однак пiсля аварiï на енергоблощ № 4 АЕС «Фукуама-Дшш», де сталося пошкодження ВТВЗ в БВ з подальшим вибухом водню i руйнуванням будiвлi блоку, ви-никла необхiднiсть в детальному вивченш перебiгу важкоï аварiï з пошкодженням ВЯП в БВ.
Постановка завдання. Надшшсть охолодження палива (в тому чи^ i в БВ) е важливим пи-танням ядерно^ радiацiйноï i теплотехнiчноï без-пеки [3,4].
В ходi виршення iнженерних завдань з обгрунтування охолодження ТВЗ в БВ при виник-неннi подiï з втратою охолодження БВ (i можливе накладення течi з БВ) виникае необхiднiсть у визна-ченнi температур i часу досягнення граничних температур твелiв ТВС, розмiщених в БВ . Незважаючи на широке використання тепло-пдра^чних системних кодiв, наприклад в такому як MELCOR [5] в iнженернiй практищ виникае необхiднiсть в за-стосуваннi спецiалiзованих програм, що дозволя-ють проводити великий обсяг варiантних ро-зрахункiв.
Для дослщження процесу протiкання важко1' аварiï на реакторнш установцi (РУ) найчастiше за-стосовують комп'ютерний код MELCOR 1.8.5, ро-зроблений в Нацiональнiй лаборатори Sandia (США) на замовлення U.S. Nuclear Regulatory Commission. Це штегральний код, призначений для моделювання всього спектру явищ, що супровод-жують перебн- важко1' аварiï на АЕС з легковод-ними реакторами ввд моменту виникнення вихвдно1' подiï до досягнення шнцевого стану [6]. MELCOR
за своею структурою е модульним кодом, який включае близько 20 рiзних «пакепв», що моделю-ють окремi групи фiзичних процесiв i об'еднаних ушфшованим механiзмом взаемно! передачi по-токiв даних. Оскiльки MELCOR розроблявся спо-чатку для аналiзу переб^ важко! аварii на РУ, його застосування для моделювання протiкання важко! аварii в БВ носить неоднозначний характер i мае бути всебiчно дослвджено.
В рамках дано! роботи ощнювалися рiзнi варiанти моделювання БВ за допомогою комп'ю-терного коду «ВеБ^Т».
Результати дослiджень. Розроблена програма ВеБ^Т за функцiональним призначенням служить для iнженерних тепло-гiдравлiчних розрахункiв температурного режиму тепловидiляючих збiрок i щ№носп теплоносiя в БВ пiд час тривалого припи-нення роботи систем охолодження БВ реакторних установок. Можливий розрахунок для аварii' з зашн-ченням теплоносгя з БВ при тривалому припиненнi роботи систем охолодження.
Програма дозволяе проводити розрахунки рiз-них типiв конструкцш ТВЗ i БВ, з одноярусним i двоярусним розташуванням ТВЗ, з чохловими трубами в стелажах (при ущшьненому збертанш ТВЗ) i без чохлових труб, з чохловими i безчохловими ТВЗ. Програма дае можливють проводити розрахунки БВ з ТВЗ, що мають рiзну потужнiсть за-лишкових тепловидiлень. Тепло-пдра^чна модель охолодження ВЯП в БВ, призначена для визна-чення локальних значень температур елеменпв сховища ВЯП в рiзнi моменти часу в аваршнш ситуаций, пов'язано! з припиненням циркуляцii' води через басейн. Модель включае в себе ршення не-стацiонарних рiвнянь переносу теплоти i враховуе мехашзми теплопровiдностi, конвекцп, теплового випромiнювання, масообм^ мiж водою i повггря-ним середовищем в надводному просторi, а також фазовi переходи - випаровування води i конденса-цiю водяно! пари.
Програма Веst-T передбачае розрахунки [7]:
- часу розiгрiву води до температури ки-тння в БВ з моменту припинення подачi охолоджу-ючо! води;
- часу випаровування води з БВ з моменту початку китння до початку оголення пучшв твелiв;
- часу досягнення твелами гранично-допус-тимих температур;
- умов тепловвдведення вiд твелiв;
- параметрiв середовища, що омивае твели в залежносп вщ тиску над поверхнею i по глибиш БВ;
- розподiлення температур по висоп гргючо! частини твелiв;
- коефiцiенту запасу до кризи тепловщдач^
Результати розрахунк1в за програмою Веst-T
(щiльнiсть та рiвень теплоно^) можуть використо-вуватися в якосп вихвдних даних для аналiзiв з ядерно! безпеки.
Тепло-гiдравлiчний розрахунок зводиться до виршення системи рiвнянь i залежностей [8]:
- рiвняння руху;
- рiвняння теплового балансу;
- рiвняння теплообмiну мiж твелом i паро-вим середовищем;
- рiвняння балансу змши маси в каналах, мгж канальному просторi i к1льк1стю випарювано! води.
Рiвняння доповнюються замикаючими ствввд-ношеннями для розрахунку гiдравлiчних опорiв елементiв тракту циркуляцп, iстинного об'емного паровмюту, коефiцiентiв теплопередачi для розрахунку температури твела i оболонки твела, тепло-фiзичних властивостей теплоноая.
Допустима область застосування програми Веst-T [9]:
- тиск теплоносiя (0,1 - 1,0) МПа;
- приведена швидкють пари в ТВЗ (0 - 5) м/с;
- ютинний об'емний паровмют в ТВЗ (0 -0,97).
У програш Веst-T було прийнято такий сце-нарш процесу в БВ:
- вщбуваеться припинення подачi охоло-джуючо! води в БВ i вiдведення тепла ввд БВ;
- вода в БВ в межах тепловидiляючоl частини ТВЗ i в обсязi БВ над ТВЗ прогрiваеться до те-мператури насичення;
- тсля досягнення температури насичення ввдбуваеться википання води з БВ, що супроводжу-еться зниженням рiвня води;
- в результат генерацп пари в ТВЗ штенси-фiкуеться природна циркулящя з тдйомним рухом пароводяно! сумiшi в ТВЗ i опускним рухом води, прогриш до температури насичення, в мiж канальному просторi;
- при досягненш рiвнем води паливно! частини ТВЗ починаеться розiгрiв твелiв внаслiдок зниження ефективностi тепловiдведення ввд дiля-нок твелiв, що знаходяться в паровому середовища
Було розглянуто задачу з моделювання аварiй-но! ситуацil з припиненням примусово! циркуляцil води в БВ, а також виконана кросс-верiфiкацiя програми Веst-T з програмою MELCOR.
Розрахункова схема, застосована в програмi Веst-T, наведена на рис. 1.
Рис. 1. розрахункова схема програми Best-T.
1,2,3, ..., m - номери розрахункових груп ка-налiв стелаж1в з ТВЗ; НМК - висота мiж канального рiвня; Нкан - висота фiзичного рiвня; НГЧ - висота гршчо! частини твела.
У програмi Веst-T ТВЗ за величиною потуж-носп було розбито на т груп. В першу групу вклю-чеш ТВЗ з найбiльшою потужнiстю, в другу - ТВЗ з меншою потужшстю i т. д.
Кожна така розрахункова група характери-зуеться ввдповвдною величиною тепловидшення i нер1вном1рн1стю енерговидiлення по твелу.
Сценарiй протiкання аварiйних процесiв в БВ розвивався в такш послщовносп. На початку ста-лося знеструмлення СВЯП з вiдсутнiстю запуску дизель-генератора, що призвело до ввдключення насоав охолодження басейну витримки i зупинки циркуляци охолоджуючо! води через БВ. Наявшсть запасу води над головками тепловидмючих збiрок дозволяе встановити природну циркулящю в ба-сейнi витримки з тдйомним рухом теплоносiя в шестигранних трубах стелажiв ущiльненого
збер^ання палива з ТВЗ i опускним рухом тепло-носiя в мгж трубному i пристiнному просторi. Енерпя залишкових енерговидiлень йде на тдг^в води басейну витримки до температури насичення. Кипiння починаеться спочатку у верхньому обсязi води над ТВЗ, так як пдростатичний тиск збiльшуе температуру насичення на рiвнi шестигранних труб. Дат зi зниженням рiвня теплоноая i збшь-шенням температури починаеться китння рвдини в зонi тепловидiляючих збiрок. П1сля зниження рiвня рщини до позначки активно! частини ТВЗ починаеться поступовий розiгрiв оболонок твелiв.
Рис. 2. Параметри тепловидшяючого каналу
Твел являе собою стержень (або набiр таблеток) з матерiалу, що дшиться, i заточений в герме-тичну захисну цилiндрову оболонку. Мiж таблетками i захисною оболонкою е контактний шар, за-повнений шертним газом. Захисна оболонка твела омиваеться теплоноаем (рис.2).
У цилiндричному твелi к1нцево! довжини L, ра-дiусом R при т<0 дшть внутршш джерела тепла
ST_
Si
= a
д% SR
+
потужшстю qv(R); на поверхнi твела задаш граничнi умови третього роду; вiдомi коефiцiенти тепловвд-дачi aT i температура теплоносiя Т3. Починаючи iз моменту т=0 потужнiсть тепловидiлення qv(R) i температура теплоносiя Т3 починають змiнюватися в часi.
Напишемо:
1 - для матерiалу, що дшиться:
1 ST, 1 S Т ,,
R SR J+"1 ST+aA""i(tX (1)
iз початковою умовою:
i граничними умовами по радiусу:
T(R,0) = T(R), ST (0, r)
sr
= 0,
(2)
(3)
5R1
У
^^ = чШ R х) - t2 ],
(4)
(5)
тут
2 - для захисно! оболонки:
a =
\
5T
5х
iз початковою умовою: i граничними умовами:
= a
1 Qa '
Г 5 2T 1 5T ^ 5 T
V 5R2 R2 R2 У
+a ^+a^-V, (х)
T2 (R,0) = T>(R), -^2= ®t [T2 R х)-Тз(х)],
12У"2?
5R2
Гpаничнi умови по кооpдинaтi Z будуть мати наступний вигляд:
5Т
5L
= -/0:
L=0
К
5Т
5L
+ аг (Т1- Т2)
L=S
= 0.
(6)
(7)
(8) (9)
(10) (11)
Для коефщента тепловiддaчi зазору мгж мaтеpiaлом, що дiлиться, i захисною оболонкою було вико ристане наступне сшввщношення:
а
г I__k K
' " ' ' 1/4
^ =-
_Г_ _ _|__K K_
0,5h + B(R + R2 ) + (?,, + qVl ) d(r2 + R f '
(12)
В наведених piвняннях використовувались так1 значения:
pu c1, Xu p3, c3, X3 - густини, питомi теплоемно-di i теплопpовiдностi палива (1) i оболонки (2) вщ-повiдно;
qv - густина тепловидiлення палива;
ar - коефiцiент теплопеpедaчi в зaзоpi газу;
Tu - температура поверхш палива;
Т2 - температура зовшшньо! повеpхнi оболонки;
^вн
2 - температура внутршньо! поверхш оболонки;
L-l - ефективна довжина твела;
Ri - радус таблетки;
4
R3 - зовшшнш paдiус оболонки; R2 - внутршнш paдiус оболонки; аТ - коефщент тепловiддaчi твела; B та D - сталц
С - теплоемшсть мaтеpiaлу, який дiлиться; dr - гiдpaвлiчний дiaметp каналу; fip - коефщент тертя (залежить вiд шорсткосп повеpхнi твела);
h ■ ■ h - сеpеднiй зазор мiж мaтеpiaлом, що дi-
литься, i захисною оболонкою за робочих умов;
РК - тиск при контакт!
У тепловидiляючiй збipцi, pозтaшовaнiй в i-му кiльцi, розподш густини тепловидiлення по висотi твела описуеться формулою:
q (t, R, z )=
fd Ж
W (t K
î
cos
rod
V
f - H z )'0 fe R )
(13)
де: Io - функцiя Бесселя нульового порядку; L=Lo+2l - екстрапольована висота БВ; ô=0,71Xtrans - ефективна компенсащя; Xtrans - транспортна довжина нейтрошв; Kv - коефiцiент неpiвномipностi тепловидь лення в твелi;
Nu = ^ = 0,21Re0'80Prr0'43(Pr/P^ )
d - дiaметp палива (UO2); Nrod - число твелiв в БВ; W(t) - середня теплова потужшсть в БВ. Коефiцiент тепловiддaчi аТ ввд повеpхнi захис-но! оболонки твела до теплоноая визначаеться з на-ступного спiввiдношення:
0,25
Хт
де: Nu - число Нуссельта;
v.
Pr =- - число Прандтля;
а,
_ Vd
Re =- - число Рейнольдса;
v
XT - коефщент теплопровiдностi теплонот; dr - гiдравлiчний дiаметр каналу ТВЗ; а4 - коефiцiент тепловiддачi теплоносiя. Швидк1сть потоку теплоносiя через ТВЗ дорiв-
нюе:
R
V =
Z
2<ad_
/tpPT1
Ri.
R
(15)
L
де: m - потужнiсть насоса, витрачена на прока-чування теплоносiя через ТВЗ; рТ - густина теплоносiя; fip - коефiцiент тертя (шорстк1сть твела). Рiвняння (11-15) е системою нелшшних дифе-ренцiальних рiвнянь. Нелiнiйнiсть ще! системи ви-ражаеться головним чином у тому, що густина теп-ловидiлення q, коефщенти теплопровiдностi X i ко-ефщент теплопередачi зазору аг, що входять в рiвняння, змiнюються iз змшою температури. Запровадимо безрозмiрнi величини:
r ;z=iT; ri=ii'' r1=тг; е =
Ri
R
R
R
R,
Т - Т. Т '
^2 =
Т - Т
Т 2 Т3 .
Т
; s =
а
t =
i
Тодi задача з використанням послiдовного iн- косинус перетворення Фурье за часом запишеться тегрального перетворення Лапласа по координат i таким чином:
e(r, i)=ajо (pi/2r)+ a2к, (pi/2r)+-p(ß, s),
mi
_ _ _ 1 (16) efe, i)=a3j0 (m2/2 г2)+ a4 k2 (M2/2 г2)+ - p2(ß, S );
де: Ai, A2, A3, A4 - невiдомi коефiцiенти;
^e(r' t) - перетворення Фурье, виражене для безрозмiрно!' температури.
де(Г,t) J0 (м1/2 r,), j0 p r2)
Ki (m1/2 r) K2p r2)
M2
ar, aK - коефiцiенти теплопровiдностi газу i ко-нтактуючих твердих тш;
а - позитивнi корiння трансцендентного рiв-няння;
S - комплексна змшна перетворення Лапласа. В рiвняннi (16):
"2V*2 '2 / - цилiндричнi функцп уя-вного аргументу (функцп Бесселя);
>2
S
a i
Mi =ß2 + ; Ki = 42°;
к,
S
ri a i
M2 =ß2 ; K2 = ^2>;
K2
-2 ri sin
r2
(ß, i) qvi.
P (ß, S )= ;
^ ; T К ß s
(ß, S )=A SEM «VL;
; ТК ß s
M = ß. tg (ß • i).
(17)
Для спрощення системи (17), розкладемо фун- за правилом Крамера в системi (17) знайдемо невь кцiю Бесселя в ряд Тейлора, вщносно координати домi коефiцiенти.
Для здобуття орипналу в системi рiвнянь ско-
ri i обмежимося другим порядком малосп 5. Тодi
ристаемося формулою обпу:
де (r, t )= Т (r, t)- Т (t) = — de (ri, t)- e (r 2, t )]• exp(S • t )dS;
2™ A-»
(18)
тут
S = a + ib, i =(-i)i2; (19)
Переход вiд безрозмiрно! температури до над- формули обiгу для штегрального косинус-перетво-лишково! температури здшснювали за допомогою рення Фурье :
т
0
<
^ ) r=R "Ö(t ) r=R = 2
2 2 P., +Л2
=11 L(p; +л2 )+Л,
0 (х) r=R "Ô (х) r=R !■ ^ ' 6)[,
тут
Л, =
ajR
X 2
Якщо потужнiсть внутршшх джерел тепла не мiняеться (qw=const, qv2=const), а температура теплоноая у момент часу т0 мшяеться стрибком на де-яку величину, то:
2 ^ J0 (л, • rR)
(20)
(21)
e(r, t )=t (r, t )-T3(t ) = ^
r2 Ç J12 fo )
exp(- атt/R2)Rr • f(t>/0(i, • ~r/R)dr,
(22)
Розглянемо деяк1 окpемi випадки теплообмiну в твелi. Наприклад, якщо потужнiсть внутpiшнiх джерел тепла не мшяеться (qv1=const, qv2=const), а температура теплоно^ у момент часу то мiняеться стрибком на деяку величину.
Розрахунок проводився для твела pозмipом Фо=9,1^0,65 мм, Lo=7000 мм. Теплопpовiднiсть за-хисно1 оболонки задавалася лiнiйною залежнiстю вiд температури :
X, =X0 (1 + ßxT), (23)
Теплопpовiднiсть UO2 достатньо piзко змiню-еться з температурою , тому ïï визначали за формулою:
2
X1 = |X0(T )dT.
(24)
Характер i змши температури по paдiусу твела при стpибкоподiбнiй змiнi швидкостi теплоносiя наведено на рис.3
0
т
Ti'K 2260 2250 2240 2230 2220 2210 2200 2190
0123456789
R, мм
Рис. 3 Радiальний розподш температур в цеHmpi матерiалу твела, що дшиться, розрахований в pi3Hi
промiжки часу. 1 -1=18 г.; 2 - t=18,5 г.; 3 -1=19 г.
Нами було виконано розрахунок мaксимaльноï Результата розрахуншв для дешлькох груп
температури твела з використанням програм ТВЗ з piзною потужшстю залишкового тепловидь MELCOR i Ве8^Т. лення нaведенi на рис.4.
Рис.4. Змта максимальноïтемператури твела в час (сценарш з течею БВ).
З аналiзу рис.4 можна зробити висновок, що результати отримаш за програмою Best-T, в цшому вщповвдають результатам, отриманим за програмою MELCOR.
При цьому програма Best-T мае ряд переваг перед «системними» кодами:
- програма Best-T бiльш проста в застосу-ваннi (зокрема при завданш вих1дних даних);
- розрахунки за програмою Best-T здшсню-ються набагато швидше (не бiльшe 15 хвилин) нiж за програмою MELCOR (вщ дек1лькох годин до доби);
- розрахунки за програмою Best-T завжди стабiльно сходяться до рeзультатiв;
- розрахунки для БВ за програмою MELCOR часто не ввдразу сходяться до якогось ршення, а до-строково припиняються (що характерно для розра-хунку за цими кодами при тиску в БВ близькому до атмосферного) i доводиться 1х «дозапускати» з ш-шим кроком штегрування, щоб отримати резуль-тати;
- оскшьки комп'ютерний код MELCOR, як ми вже згадували спочатку, розроблений для досль дження пeрeбiгу процeсiв в РУ, в ньому не передба-чено моделювання в пакeтi COR довшьно! форми розташування ТВЗ в БВ;
- для програми Best-T немае необхвдносп розробляти i вeрiфiкувати розрахункову модель, тому що вона вже розроблена i закладена в про-грамi.
Подальше впровадження представлено1 спець алiзованоï програми
Best-T в експлуатащю дозволить оптимiзувати об-сяг робiт в частинi розрахуншв тепло-гiдравлiчних процeсiв в БВ в рамках комплексного обгрунту-вання безпеки сховищ ввдпрацьованого ядерного палива.
Висновки. Аналiз пeрeбiгу аварiï в басeйнi витримки при моделюванш аварiï за допомогою ком-п'ютерного коду Best-T показав абсолютну зб1ж-нiсть результапв розрахунк1в з кодами MELCOR до моменту повного осушення вiдпрацьованих тепло-видiляючих збiрок в БВ i початку штенсивного ро-зiгрiву оболонок тeпловидiляючих eлeмeнтiв.
Список лiтератури
1. Fukasawa M. Overview of Fukushima-Acci-dent Analysis. — Proc. 2012 SARNET International Meeting (SARNET 2012), Cologne, Germany, March 21-23, 2012.
2. О.Л. Коцуба Аналiз важких аварiй в ба-сейнi витримки ввдпрацьованого ядерного палива АЕС «Фукуама-Дага» / О.Л. Коцуба, Ю.Ю. Воро-бйов, О.1. Жабiн, Д.В. Гуменюк // Ядерна та радiа-цшна безпека 4(72).2016 с.13 -20.
3. РД 306.8.02/2.067-2003 «Рекомендацп щодо структури та змiсту звiту з аналiзу безпеки сховищ ввдпрацьованого ядерного палива», Ки!в, 2003.
4. Оценка безопасности установок хранения отработанного топлива. Серия изданий МАГАТЭ по безопасности. № 118 МАГАТЭ, Вена, 1994.
5. MELCOR Computer Code Manuals. Demonstration Problems. Version 1.8.5. — May 2001.
— (NUREG/CR-6119, Vol. 3, Rev. 0 SAND2001-0929P).
6. Воробьев Ю.Ю. Анализ тяжелой аварии в бассейне выдержки отработавшего топлива для энергоблока ВВЭР-1000 при помощи расчетного кода MELCOR 1.8.5 / Ю.Ю. Воробьев, М.Л. Перепелица, В.В. Свердлов // Ядерна та радiацiйна безпека. — 2012. — № 3 (55). — С. 3—9.
7. Азаров С.И. Расчетные исследования теплотехнической надежности твэла при различных законах изменения энерговыделения и температур // Матерiали щорiч. наук. конф. 1ЯД НАН Укра!ни (Зб. доп.). - К., 1995. - С. 228-230.
8. Азаров С.И. Расчёт температуры в твэле ядерного реактора / Азаров С.И., Сорокин Г. А., Сорокина Т. В. // Промышленная теплотехника. -2005. - Т. 27, № 6. - С. 70 - 75.
9. Сорошна Т.В. Порiвняння розрахункових методiв для визначення теплофiзичного стану твела ядерного реактора / Сорошна Т.В., Азаров С.1., Со-рошн Г. А. // Ядерная и радиационная безопасность.
- 2008. -№1. - С. 26-31.
