PRoAtom - Теплогидравлическое описание реактора ВВЭР-1000 с использованием кода ATHLET

С.Никонов¹, I.Pasichnyk², K.Velkov², ¹ВНИИАЭС, Москва, Россия; ²Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, Garching, Germany

Основываясь на описании моделей расчетной программы, законов формирования входных данных для нее, разработанных создателями расчетного кода, нельзя полностью представить себе границы области ее возможного использования до тех пор, пока реально не попробуешь сам перейти ту черту, которая была определена разработчиками программы, пусть и неявным образом, за которой она не была предназначена работать.

В этом смысле участие в стандартных проблемах (бенчмарках) открывает широкое поле деятельности для исследования возможностей программы, если, конечно, подходить к этому с полной заинтересованностью и в данном случае совсем не важно, на чем эта заинтересованность основана. Такой подход можно отнести к любой серьезной программе, но в данном случае речь идет о расчетном коде ATHLET, описание одной из версий которого можно найти, например, в работе [1].

Каждый из исполнителей (не обязательно какой-то один человек, чаще всего это объединенная общими интересами группа), участвуя в бенчмарке, ставит перед собой определенные задачи, которые, по его мнению, помогут наиболее эффективно подойти к решению поставленной в бенчмарке проблемы и раскрыть в полной мере возможности используемого расчетного кода. По ходу работы участники после совместного обсуждения полученных результатов на встречах по тому или иному пункту бенчмарка имеют возможность вернуться к уже проделанным ранее своим расчетам и улучшить свои предыдущие результаты, принимая во внимание приобретенные при совместном обсуждении общих результатов дополнительные знания.

Учитывая опыт работы по стандартной проблеме V1000-CT[2- 4] c комплексом ATHLET [5-13], для гидродинамического анализа внутри реакторного пространства по бенчмарку Калинин-3 [14-16] была разработана методика мультимасштабного моделирования, которая была использована при построении расчетной схемы внутриреакторного пространства для расчетного кода ATHLET [17]. Кратко суть ее состоит в том, что на первом этапе на основе данных по геометрии установки строится ее трехмерная геометрическая модель, по возможной степени максимально моделирующая особенности элементов реактора. Для этого используются, чаще всего, чертежи этих элементов. На втором этапе на основе трехмерной геометрической модели внутриреакторного пространства составляются, используя знания по структуре входных данных для кода ATHLET, блоки данных для топологии, гидродинамических объектов, тепловых структур. Если надо к ним добавляются блоки для системы управления, кинетики реактора и т.д. На третьем этапе происходит вставка построенных блоков данных в базовую расчетную схему. Все три этапа реализованы в программе-предпроцессоре. На рисунках 1-3 представлены некоторые результаты работы программы по созданию трехмерной структуры для базовой расчетной модели внутриреакторного объема блока №3 Калининской АЭС (около 60 000 контрольных объемов и связей при условии покассетного расчета с 10-ю разбиениями тепловыделяющей части кассеты по высоте). Исходная информация для построения всей модели составляла около 800 строк (в строке не более 80 символов) выходной набор данных, который используется непосредственно в коде ATHLET, составлял уже около 270000 строк (в строке не более 80 символов). Все создание набора исходных данных (от первого до третьего этапа) занимает несколько минут. Основная работа заключена в подготовке исходной информации (как было сказано для данного конкретного случая около 800 строк) для построения трехмерной геометрии. Конечно, эта работа занимает значительное время, но в любом случае в сотни раз меньшее, чем подготовка всего объема необходимых данных обычным способом. При уже собранной информации вариативные изменения в геометрии каких-либо элементов (например, ширина опускной камеры) занимает ничтожное время, а окончательный результат - за несколько минут.

К основным результатам, полученным в процессе работ по стандартной проблеме Калинин-3 (если касаться только вопросов, связанных с моделированием внутриреакторного пространства), можно отнести следующие [18-26]:

Обнаружено байпассирование теплоносителя (рис.4-5) в центральной части активной зоны в ее верхней области (последняя треть вплоть до верхних концевиков твэл), что объясняется, в основном, наличием зазора между верхом выгородки активной зоны и нижней отбойной решеткой головки кассеты (рис. 6). Количественно байпассирование определяется в основном местным коэффициентом сопротивления этого зазора (рис.7), а также особенностями конструкции кассеты и ее головки, в частности, наличием уголков жесткости, структурой нижней решетки головки кассеты и т.п.
Измеряемая температура теплоносителя в верхней части головки кассеты значительно отличается от температуры теплоносителя на выходе их кассеты.

Измеряемая температура теплоносителя для кассет центральной области активной зоны практически совпадает с температурой теплоносителя на выходе из направляющих каналов для кассет с датчиками температуры (рис.8) или мощности, или с тем и другим одновременно (рис.9).

На температуру теплоносителя в головке кассеты в месте установки термопары по мере удаления от центра сказывается неравномерность подогрева теплоносителя в направляющих каналах (из-за эффекта байпассирования) (рисунок 8), а для периферийных кассет добавляется влияние подтока основного теплоносителя в область головки с термопарой (рисунок 10)

Учет распределения теплоносителя в пространстве по новой модели при расчетах совместно с пространственной кинетикой (комплекс ATHLET/BIPR) дает уменьшение на 25% среднеквадратичной ошибки относительно измеряемого пространственного распределения энерговыделений за счет более точного учета обратных связей.

Работы с использованием кода ATHLET при анализе результатов бенчмарка Калинин-3 по новой модели реактора проводились в тесном контакте с разработчиками кода GRS, которые в ходе совместной работы смогли ускорить расчеты по коду для базисной модели (около 60000 контрольных объемов и связей) примерно в 250 раз, что позволило проводить расчеты за реальное время (весь процесс примерно за 6 часов - Intel, 2.8ГГц). Таким образом была показана обоюдная заинтересованность в работе и эффективность сотрудничества разработчик – пользователь.

Следует отметить, что разработанный метод построения расчетных схем был применен также для моделировании экспериментальной установки UPTF [27] и исследовательского реактора ИР-8 НИЦ Курчатовский институт [28-30]

Разъяснение результатов по указанным выше пунктам 2-4 потребовало дальнейшей детализации расчетной схемы (основные направления этой работы приведены в [31]) и введения дополнительных моделей в код ATHLET, в частности, были решены следующие задачи:

· Для выбранных кассет (вплоть до всех кассет активной зоны) стало возможным внутри кассетное детальное ячеистое разбиение (pin-by-pin).

· Введена через исходные данные модель турбулентного обмена [32], которая позволяет учитывать турбулентный тепло-масообмен между кассетами без детального разбиения, турбулентный обмен внутри кассеты с детальным ячеистым разбиением, а также турбулентный обмен между кассетами без внутреннего разбиения с кассетами с детальным разбиением. Конвективный обмен между указанными объектами рассчитывался с иcпользованием моделей кода ATHLET. Для указанных типов обмена при моделировании принимались во внимание особенности структуры кассет – дистанционирующие решетки, уголки жесткости кассет, направляющие каналы СУЗ, началось исследование их влияния на гидродинамику потока.

· Проведена детализация пространства в верхней части головки кассеты (на уровне pin-by-pin активной зоны), учтена особенность выхода потока из кассет в область блока защитных труб в зависимости от того, каким дополнительным оборудованием оснащена кассета – стержни СУЗ, датчики температуры и энерговыделений.

На рисунке 11 представлены варианты объединения нескольких кассет с разбиением pin-by-pin (две фигуры слева), а также включение в связку кассет с детальным разбиением кассеты без такого разбиения (крайняя правая фигура на рисунке). В кассету с детальным разбиением входит 331 гидродинамический канал, сформированный либо вокруг твэл, либо внутри центрального или направляющего канала, в последнем случае в направляющем канале возможно наличие стержня СУЗ, и, кроме того, в кассету входит 66 граничных каналов по ее граням. Вполне понятно, что все гидравлические каналы имеют тепловые структуры – твэл с зазором и оболочкой, направляющий канал, стержень СУЗ, если он есть, с оболочкой и поглощающей сердцевиной. В центре на рисунке 11 дан увеличенный фрагмент связки трех кассет. Чередование цвета характеризует группы различных объектов. Граничные элементы кассет с pin-by-pin разбиением служат связующим звеном в поперечном обмене между кассета подобного рода и кассетами без разбиений.

Для конвективного поперечный обмена используются модели непосредственно кода ATHLET, в основном элементы cross-connection, для описания поперечного турбулентного обмена используется модель, описанная в работе [32] и схематически представленная на рисунке 12. Для расчета расхода поперечных погонных турбулентных пульсаций как внутрикассеты, так и между кассетами любого типа используется эмпирическая зависимость, которая аналогичная полученной в работе [33].

Важным вопросом является вопрос о формировании поля температур в головке кассеты, где установлена термопара. Для его решения потребовалась детализация разбиения верхней части головки кассеты. На рисунке 14 представлен узел связи верхней части головки кассеты с СУЗ и термопарой, а на рисунке 15 даны варианты для возможного выхода теплоносителя из верхней части головки кассеты в зависимости от начинки кассеты- СУЗ, термопара, ДПЗ. Во всех вариантах в любом из периферийных отверстий возможна установка термопары. Центральное отверстие предназначено для кабеля от датчика ДПЗ. Понятно, что установка термопары нарушает симметрию в распределении температур и увеличивает среднее местное сопротивление для прохода теплоносителя.

На рисунках 16 -24 Представлены некоторые результаты по температурному распределению в объектах реакторной установки для стандартной проблемы Калинин-3 в начальный и конечный момент эксперимента. Температурная палитра формируется по мере возрастания температуры следующим образом: синий>бирюзовый>зеленый> желтый>фиолетовый>красный. Температурный интервал ТИ – указывается для каждого рисунка - изменение температуры (от минимального до максимального значния) за период процесса разделяется на подинтервалы равномерно между всеми цветами палитры. Были использованы данные по пространственным энерговыделениям системы СВРК, в кассетах с дтализацией pin-by-pin распределение по твэл предполагалось равномерным. На рисунках 18-24 приведено изменение поля температур в нижней и верхней части верха головки кассеты (согласно рисунку 14) перед началом процесса и после его окончания. Дополнительно к ТИ добавлен параметр EXP, который соответствует температуре теплоносителя, измеренной термопарой (в тех кассетах, где она была) в начале и конце процесса, и параметр calcASS (только для кассет с термопарами), который соответствует расчетному значению температуры в верхней части головки, полученному по модели без детального разбиения кассеты (и верха е головки, соответственно) в начале и конце процесса. Кроме того, приведены данные по локальному расположению термопары (указан номер отверстия, в соответствии с рисунком 15, в который она вставлена)

Как основной результат, представленный в данной работе, и те результаты, которые были получены ранее при моделировании по разработанной методике, показали, что возможности программного комплекса ATHLET сильно перешли те границы, которые предполагали его разработчики. Можно сказать, что достигнутый уровень моделирования позволяет покрыть достаточно широкий круг задач в рамках одной программы при проведении одного расчета – от детального описания параметров в головке кассеты до глобального описания определяющих параметров первого и второго контура всей реакторной установки.

Результаты по расчету поля температур теплоносителя в верхней части головки кассеты, где установлена термопара, говорят о том, что надо довольно внимательно относиться к разделению активной зоны на сектора симметрии. В секторах симметрии должно быть и симметричное расположение термопар в соответствующих кассетах, в противном случае может быть неверно истолковано отличие измеряемых температур в симметрично расположенных кассетах. На рисунках 18-24 показано, что внутри верхней части головки в плоскости расположения термопары (на выходе в БЗТ ) разность температур при номинальных условиях может доходить до10^оС.

Несомненно и то, что при pip-by-pin нейтронно-физическом расчете энерговыделений в кассете необходимо проводить аналогичную детализацию и теплогидравлического состояния для качественного решения вопроса с обратными связями. Наличие в кассете «холодных» зон в области направляющих каналов требует подробного совместного анализа обоих процессов.

В дальнейшем предполагается направить усилия на решения следующих задач, связанных как с моделированием реакторной установки, так и с работами непосредственно с расчетным кодом:

· Анализ расслоения температурного поля на выходе из реактора и в горячем трубопроводе при различном описании конвективного и турбулентного обмена в системе параллельных каналов в области блока защитных труб.

· Анализ распределения нейтронного потока с детальным и без детального разбиения кассет с учетом обратных связей по параметрам теплоносителя и топлива с использованием нейтронно-физических программ, связанных с кодом ATHLET.

· Продолжение работ по усовершенствованию разработанной гидродинамической модели, связанных с дальнейшие детализацией появляющихся «узких» мест.

· Исследование возможностей дальнейшего ускорению теплогидравлических расчетов с кодом ATHLET (например, с помощью применения графических процессоров и технологий программирования CUDA).

Рис.1 Реактор ВВЭР-1000 (слева) и его гидродинамическая модель (три фигуры, включая сложный разрез, справа), полученная в результате работы предпроцессора. Цвет характеризует определенную группу объектов.

Рис.2 Фрагмент компоновки различных групп объектов реактора.

Рис.3 Фрагмент модели верхней части кассеты с её головкой и направляющим каналом.

Рис.4 Распределение расходов (кг/с) теплоносителя на входе и выходе реактора, внизу опускной камеры, на входе в активную зону и выгородку. Цветовая палитра нормирована на расходы теплоносителя на входе в кассету.

Рис.5 Распределение расходов (кг/с) теплоносителя по кассетам на уровне концевиков твэл (остальные параметры как на предыдущем рисунке). Цветовая палитра нормирована на расходы теплоносителя по кассетам на уровне концевиков твэл.

Рис.6 Распределение потока теплоносителя в области нижней решетки блока защитных труб (БЗТ)

Рисунок 7 - Изменение относительного (% от среднего расхода в кассеты на входе в активную зону) расхода теплоносителя для кассет 54(1,2,3) и 149 (4,5,6) по высоте (240- 240 cм, TopH- конец обогрева, Top -уровень концевиков твэл) от относительного коэффициента сопротивления зазора между областью кассет и выгородкой

Рис.8 Распределение температур теплоносителя в верхней части кассеты №68 (2-ой радиальный слой, головка соединена с трубой малого диаметра БЗТ, кассета с датчиком ТК, поток теплоносителя в области термопары формируется только потоком из направляющих каналов

Рис.9 Распределение температур теплоносителя в верхней части кассеты №29 (5-ый радиальный слой, головка соединена с трубой малого диаметра БЗТ, кассета с датчиком ТК и ДПЗ, поток теплоносителя в области термопары формируется только потоком из направляющих каналов

Рис.10 Распределение температур теплоносителя в верхней части кассеты №75 (8-ый радиальный слой, угловая кассета, над кассетой нет трубы диаметра БЗТ, кассета с датчиком ТК, поток теплоносителя в области термопары формируется потоком из направляющих каналов и из области ВТ2.

Рис.11 Различные типы соединения для кассет с pin-by-pin разбиением (слева), увеличенный фрагмент узла соединения (в центре), соединение с двух кассет с pin-by-pin разбиением с кассетой без внутренней детализации

Рис.12 Схема расчета турбулентного обмена между двумя параллельными (i и k) каналами общем участке взаимодействия . Здесь H,G, , соответственно энтальпия, средний массовый расход и плотность в рассматриваемых каналах на длине ; f и S – площадь поперечного сечения (по потоку) и ширина каналов со стороны их взаимодействия; S_ik_–общая ширина взаимодействия каналов; W_ik- погонный (на единицу длины) турбулентный расход из канала i в канал k, G_ik -массовыйтурбулентный расход из канала i в канал k. G_kiопределяется из условия турбулентного обмена на равной объемной основе, - константа турбулентного обмена из канала i в канал k.

Рис.13 Каркас жесткости кассеты и направляющие каналы с центральным каналом.

Рис.14 Узел соединения верхней части головки кассеты с СУЗ с трубой блока защиты труб (БЗТ). 1- Кожух трубы БЗТ. 2-Направляющий канал для СУЗ внутри трубы БЗТ. 3- Кабель термопары. 4- Нижняя плита БЗТ. 5- Верхняя часть стержня СУЗ. 6- Термопара. 7-Стржень СУЗ в направляющем канале кассеты. 8- Кожух верхней части головки кассеты.

Рис.15 Выходные отверстия из верхней части головок кассет. Слева направо: кассета с СУЗ (не показано фигурное отверстие дл прохода стержней СУЗ; 1, 2, 3 условные номера отверстий, 4-ый номер для центрального отверстия там, где оно есть) и возможным датчиком ТК, выход в защитную трубу большого диаметра; кассета с датчиком ТК и/или ДПЗ, вход в защитную трубу малого диаметра; периферийная кассета либо без инструментации, либо с датчиком ТК или ДПЗ, выход непосредственно в область БЗТ.

Рис.16 Распределение температур во внешних объектах внутриреакторного объема перед началом переходного процесса (слева) и в конце: в центре со стороны отключенной петли (№1) и с противоположной стороны (справа). ТИ= 269⁰С до 320⁰С

Рис.17 Распределение температур в кассетах на уровне концевиков твэл и верхней части направляющих каналов перед началом переходного периода. ТИ=283-331

Используемая литература

1. G. Lerchl, H. Austregesilo, ATHLET Mod2.2 Cycle B, User’s Manual, GRS 2011.

2.      B.Ivanov. KJvanov, P.Groudev, M.Pavlova and V.Hadjiev, VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, Phase 1 (VlOOOCT-1), Vol. I: Main Coolant Pump Start-up - Final Specifications,Revision 3, NEA/NSC/DOC(2002).
3.      N.Kolev, S.Aniel, E.Royer, U.Bieder, D.Popov, Ts.Topalov, VVER-1000 Coolant Transient Benchmark (V1000CT), Volume II: Specification of the VVER-1000 Vessel Mixing Problems, OECD NEA, March 2004.
4.      N.Kolev, N.Petrov, J.Donov, D.Angelova, S.Aniel, E.Royer, B.Ivanov, K.Ivanov, E.Lukanov, Y.Dinkov, D.Popov, S.Nikonov , VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, Phase 2 (VlOOOCT-2), Final Specifications of MSLB Problem, NEA/NSC/DOC(2006)6.
5.      S.Danilin, S.Nikonov ,M.Lizorkin, S.Krukov (RRC KI, Russia), Comparative analysis of consistent coast-down of one of four and one of three working main circulation pumps with ATHLET/BIPR8KN and TIGER-1, 13^th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Dresden, Germany, September, 22-26, 2003
6.      Nikonov S., Lizorkin M., Langenbuch S., Velkov K., Kinetics and Thermal-Hydraulic Analysis of Asymmetric Transients in a VVER-1000 by the Coupled Code ATHLET-BIPR8KN, 15^th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Znojmo, Chech Republic, Oct. 3-7, 2005.
7.      Nikonov S., Lizorkin M., Langenbuch S., Velkov K., Kinetics and Thermal-Hydraulic Analysis of Asymmetric Transients in a VVER-1000 by the Coupled Code ATHLET-BIPR8KN, 15^th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Znojmo, Chech Republic, Oct. 3-7, 2005.
8.      Nikonov S., Velkov K., Langenbuch S., Lizorkin M., Kotsarev A.,Optimal Nodalization Schemas of VVER-1000 Reactor Pressure Vessel for the Coupled Code ATHLET-BIPR8KN, 16^th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Slovakia, Bratislava, Sept. 25-29,2006.
9.      Nikonov S., Velkov K., Langenbuch S., Lizorkin M., Kotsarev A., Results of Exercise 3, Phase2 - the effect of reactor pressure volume nodalization on local core parameters, V1000CT4 Benchmark, Pisa, Italy, 24-25 April, 2006
10. Nikonov S., Langenbuch S., Velkov K., ATHLET Mass Flow Mixing Modelling for a VVER-1000 Reactor Vessel on an Example of a Main Steam Line Break Transient, Jahrestagung Kerntechnik, Aachen, Germany,Mai 2006.
11. Nikonov S., Velkov K., Langenbuch S., Lizorkin M.,Analyses of the MSLB Benchmark V1000CT-2 by the Coupled System Code ATHLET-BIPR8KN, PHYSOR-2006, Advances in Nuclear Analysis and Simulation, Vancouver, BC, Canada, Sept. 10-14, 2006.
12. Nikonov S., Lizorkin M., Kotsarev A., Langenbuch S., Velkov K.,Coarse Mesh Modelling of Mixing Phenomena by the Coolant Transient of the OECD Benchmark V1000CT with the Coupled System Code ATHLET/BIPR-VVER, 5-th Workshop on V1000CT Benchmark, Paris, France, 7 may, 2007
13. Nikonov S., Lizorkin M., Kotsarev A., Langenbuch S., Velkov K., GRS-KI Results of Benchmark V1000CT Exercise 3 by the Coupled System Code ATHLET/BIPR-VVER, 5-th Workshop on V1000CT Benchmark, Paris, France, 7 may, 2007
14. V.A Tereshonok, V.S.Stepanov, V.V.Ivchenkov, V.A.Pitiliinov (VNIIAES), S.P.Nikonov (RRC "Kurchatov Institute"), Description of a Transient Caused by the Switching-off of One of the Four Operating MCP at Nominal Reactor Power at NPP Kalinin Unit 3, OECD/NEA, July, 2008.
15. V.A.Tereshonok, S.P.Nikonov, M.P.Lizorkin, K.Velkov ,A.Pautz, K.Ivanov, International Benchmark for Coupled Codes and Uncertainty Analysis in Modelling: Switching-off of one of the four operating main circulation pumps at nominal power at NPP KALININ UNIT 3, 18th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Hungary, Eger, Oct. 6-10, 2008.
16. OECD Benchmark First Workshop for Kalinin-3 Coupled Code Calculations and Uncertainty Analysis in Modelling (K-1), University Park / State College, Pennsylvania, USA, April 27-28, 2009, NEA/NSC/DOC(2009)7.
17. S.Nikonov, 3D grid for calculation of the coolant’s parameters distribution in the reactor’s volume, 19th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Varna, Bulgaria, September, 21-25, 2009.
18. S.Nikonov, I.Pasichnyk, K.Velkov, Comparisons with Measured Data of the Simulated Local Core Parameters by the Coupled Code ATHLET-BIPR-VVER Applying a New Enhanced Model of the Reactor Pressure Vessel, 21th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Dresden, Germany, September, 19-23, 2011
19. S.Nikonov, A. Pautz, K.Velkov, Detailed modeling of KALININ-3 NPP VVER-1000 reactor pressure vessel by the coupled system code ATHLET/BIPR-VVER, International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011), ISBN 978-85-63688-00-2, Rio de Janeiro, RJ, Brazil, May 8-12, 2011

20. Никонов С.П., Журбенко А.В, Семченков Ю.М., Оценка влияния внутрикорпусных характеристик реактора ВВЭР-1000 на точность расчета теплогидравлических параметров, 7-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г

21. I. Pasichnyk, K. Velkov, S. Nikonov, Calculation of coolant temperature distribution in the fuel assembly head of VVER-1000 NPP, 7-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г

22. S. Nikonov, Modeling the spatial distribution of the parameters of the coolant in the reactor volume, 21th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Dresden, Germany, September, 19-23, 2011
23. S. Nikonov, I. Pasichnyk, K. Velkov, Comparisons with Measured Data of the Simulated Local Core Parameters by the Coupled Code ATHLET-BIPR-VVER Applying a New Enhanced Model of the Reactor Pressure Vessel, 21th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Dresden, Germany, September, 19-23, 2011
24. K. Velkov, S. Nikonov, I. Pasichnyk, G. Lerchl ,Validation of a Pseudo-3D Modelling of Reactor Pressure Vessel with ATHLET System Code for Coupled Code Applications, 20 International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings of the ASME 2012 Power Conference POWER2012, July 30 - August 3, 2012, Anaheim, California, USA
25. I. Pasichnyk, S. Nikonov, K. Velkov, Uncertainty and sensitivity analysis of fuel assembly head parameters in the framework of Kalinin-3 benchmark transient, 8-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 28-31 мая 2013 г
26. I. Pasichnyk, S. Nikonov, K. Velkov, Sensitivity of hydrodynamic parameters’ distributions in VVER-1000 reactor pressure vessel (RPV) with respect to uncertainty of the local hydraulic resistance coefficients, 23d Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Slovakia, Strebske Pleso,Sent.30-Oct.4, 2013
27. I. Pasichnyk, K. Velkov, S. Nikonov, Advanced ATHLET model for the UPTF facility, The 14^th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH14-46), Toronto, Ontario, Canada, September 25-30, 2011
28. D. Erak, V. Nasonov, A. Taliev, Y. Pesnya, A. Sidorenko, I. Vedishchev, S.Nikonov, Analysis of Beyond DBA Consequences of the IR-8 Reactor Primary Pipes Rupture during Conversion to LEU, RERTR 2014 – 35th Interntional meeting on reduced enrichment for research and test reactors, IAEA Vienna International Center, Vienna, Austria, October 12-16, 2014
29. D. Erak, V. Nasonov, A. Taliev, Y. Pesnya, A. Sidorenko, I. Vedishchev, V.Pavlenko, S. Nikonov, N. Hanan, P. Garner, Progress in Safety Assessment of the IR-8 reactor During Conversion to LEU Fuel, RERTR 2014 – 35th Interntional meeting on reduced enrichment for research and test reactors, IAEA Vienna International Center, Vienna, Austria, October 12-16, 2014
30. I. Vedishchev, V. Nasonov, A. Taliev, Y. Pesnya, A. Sidorenko, S. Nikonov, Analysis of the consequences of a first-loop pipe rupture accident in IR-8 upon conversion to low-enrichment fuel, Atomic Energy, Vol. 118, No. 3, July, 2015, Pg.155-162
31. S. Nikonov, I. Pasichnyk, P. Schöffel , K. Velkov, From macro- to micro scale hydraulic simulations of a reactor pressure vessel in the framework of the system code ATHLET, 22th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Průhonice, Czech Republic, 1.-5. October, 2012

32. Волков В.П., Крамеров А.Я., Никонов С.П., Методы расчета распределения параметров теплоносителя в поперечном сечении тепловыделяющей сборки, Семинар ТФ-74, Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней, Москва, ИАЭ, 1974, стр.149-164.

33. Row D.S. COBRA-II. A digital Computer program for thermohydraulic subchannel analysis of rod Bundles nuclear fuel elements . BHWL-1229 V.C-80 February, 1970