КРОШИЛИН АЛЕКСАНДР ЕВГЕНЬЕВИЧ

№	Публикация	Цит.
1	РАСПАРАЛЛЕЛИВАНИЕ РАСЧЕТНОГО КОДА УЛУЧШЕННОЙ ОЦЕНКИ «БАГИРА» ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ ТРЕХМЕРНОЙ ТЕПЛОГИДРОДИНАМИКИ МНОГОФАЗНЫХ СРЕД В СОСТАВЕ ПОЛНОМАСШТАБНОЙ СУПЕРКОМПЬЮТЕРНОЙ МОДЕЛИ «ВИРТУАЛЬНАЯ АЭС» , , Крошилин A. Е., Крошилин B. Е., Рагулин A. Д., Роганов B. А. Программная инженерия. 2012. № 6. С. 15-23.	0
2	РАЗРАБОТКА И ОСОБЕННОСТИ ВЕРИФИКАЦИИ ТРЕНАЖЕРНЫХ МОДЕЛЕЙ АЭС , , Фукс . 2010. № 5. С. 34-38.	0
3	ЧИСЛЕННОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ТРЕХМЕРНЫХ ТЕЧЕНИЙ ПАРОВОДЯНОЙ СМЕСИ В КОРПУСЕ ПАРОГЕНЕРАТОРА ПГВ-1000 , , Смирнов A. B. Теплоэнергетика. 2008. № 5. С. 12-19.	1
4	NUMERICAL INVESTIGATION OF THREE-DIMENSIONAL FLOWS OF STEAM-WATER MIXTURE IN THE HOUSING OF THE PGV-1000 STEAM GENERATOR Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V. Thermal Engineering. 2008. Т. 55. № 5. С. 372-379.	0
5	APPLICATION OF THREE-DIMENSIONAL THERMAL-HYDRAULIC CODE BAGIRA FOR MODELING COMPLEX TWO-PHASE FLOWS IN PRIMARY AND SECONDARY CIRCUITS OF NPP'S WITH VVER-1000 Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Smirnov A. V., Kroshilin V. E., Kohut P. В сборнике: Societe Francaise d'Energie Nucleaire - International Congress on Advances in Nuclear Power Plants - ICAPP 2007, «The Nuclear Renaissance at Work» sponsors: American Nuclear Society (ANS), Atomic Energy Society of Japan (AESJ), Canadian Nuclear Society (CNS), Chinese Nuclear Society (CNS), Korean Nuclear Society (KNS), Nuclear Society of Russia (NSR). Nice, 2008. С. .	0
6	НОВЫЙ ПОДХОД К РАСЧЕТУ ПАРАМЕТРОВ В ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ СЕТЯХ ДЛЯ ПАРОГАЗОЖИДКОСТНЫХ ПОТОКОВ , Теплоэнергетика. 2007. № 5. С. 32-38.	1
7	A NEW APPROACH TO CALCULATING PARAMETERS OF THERMOHYDRAULIC NETWORKS FOR VAPOR-GAS-LIQUID FLOWS Kroshilin A. E., Maidanik V. N. Thermal Engineering. 2007. Т. 54. № 5. С. 368-374.	0
8	ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА БАГИРА ДЛЯ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА АВАРИЙНОГО РЕЖИМА С МАЛОЙ ТЕЧЬЮ ИЗ I КОНТУРА НА СТЕНДЕ ПСБ-ВВЭР , , Теплоэнергетика. 2006. № 9. С. 41-48.	1
9	THE APPLICATION OF THE BAGIRA CODE FOR A COMPUTATIONAL ANALYSIS OF ACCIDENT CONDITIONS INVOLVING A SMALL LEAK FROM THE REACTOR COOLANT CIRCUIT ON THE PSB-VVER TEST FACILITY Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V. Thermal Engineering. 2006. Т. 53. № 9. С. 714-722.	0
10	TWO-PHASE FLOW STUDIES IN NUCLEAR POWER PLANT PRIMARY CIRCUITS USING THE THREE-DIMENSIONAL THERMAL-HYDRAULIC CODE BAGIRA Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V., Kohut P. В сборнике: Proceedings of the 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP'06 American Nuclear Society Embedded Topical Meeting - 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP'06. sponsors: American Nuclear Society (ANS), Societe Francaise d'Energie Nucleaire (SFEN), Korean Nuclear Society (KNS), Sociedad Nuclear Espanola (SNE), Atomic Energy Society of Japan (AESJ). Reno, NV, 2006. С. .	1
11	ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТОВ С ТЕЧАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ИЗ I КОНТУРА НА СТЕНДЕ ПСБ-ВВЭР С ПОМОЩЬЮ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА БАГИРА Крошилин А. Е., , Теплоэнергетика. 2005. № 12. С. 15-22.	1
12	ОПЫТ СОЗДАНИЯ КОМПЛЕКСНЫХ МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ ДЛЯ АНАЛИЗА НЕСТАЦИОНАРНЫХ РЕЖИМОВ РАБОТЫ АЭС , , , Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2005. № 3. С. 20-41.	1
13	NUMERICAL SIMULATION OF EXPERIMENTS WITH LEAKS FROM THE PRIMARY COOLANT CIRCUIT AT THE PSB-VVER TEST FACILITY USING THE BAGIRA SOFTWARE SYSTEM Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V. Thermal Engineering. 2005. Т. 52. № 12. С. 918-926.	0
14	EXPERIENCE IN VERIFYING THE THERMOHYDRAULIC PROGRAM SYSTEM BAGIRA ON THE INTEGRATED SAFETY TEST BED FOR VVER REACTORS Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V. Thermal Engineering. 2003. Т. 50. № 11. С. 883-890.	0
15	VALIDITY OF THE MODELING OF MULTI-VELOCITY FLOWS OF MULTIPHASE MIXTURES Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Thermal Engineering. 2004. Т. 51. № 8. С. 625-631.	0
16	VALIDITY OF THE MODELING OF MULTI-VELOCITY FLOWS OF MULTIPHASE MIXTURES Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Теплоэнергетика. 2004. № 8. С. 27-33.	0
17	ANALYSIS OF TWO-PHASE FLOW MODELS WITH TWO MOMENTUM EQUATIONS Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Kohut P. В сборнике: Proceedings of the 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP'04 sponsors: ANS, Sociedad Nuclear Espanola, SNE, Societe Francaise d'Energie Nucleaire, SFEN, Atomic Energy Society of Japan, AESJ, Korean Nuclear Society, KNS. Pittsburgh, PA, 2004. С. .	0
18	EXPERIMENTAL VERIFICATION OF THE THREE-DIMENSIONAL THERMAL-HYDRAULIC MODELS IN THE BEST-ESTIMATE CODE BAGIRA Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V., Kohut P. В сборнике: Proceedings of the 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP'04 sponsors: ANS, Sociedad Nuclear Espanola, SNE, Societe Francaise d'Energie Nucleaire, SFEN, Atomic Energy Society of Japan, AESJ, Korean Nuclear Society, KNS. Pittsburgh, PA, 2004. С. .	1
19	EXPERIENCE IN VERIFYING THE THERMOHYDRAULIC PROGRAM SYSTEM BAGIRA ON THE INTEGRATED SAFETY TEST BED FOR VVER REACTORS Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V. Теплоэнергетика. 2003. № 11. С. 10-15.	1
20	SIMULATION OF EXTREME SITUATIONS AT AN NPP WITH A VVER-1000 REACTOR USING THE BAGIRA-SAM PACKAGE OF COMPUTER CODES Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Fuks R. L. Теплоэнергетика. 2001. № 12. С. 11-17.	1
21	SIMULATION OF EXTREME SITUATIONS AT AN NPS WITH A VVER-1000 REACTOR USING THE BAGIRA-SAM PACKAGE OF COMPUTER CODES Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Fuks R. L. Thermal Engineering. 2001. Т. 48. № 12. С. 979-987.	1
22	AN INTEGRAL PROGRAM SYSTEM FOR ASSESSING THE SAFETY OF NUCLEAR POWER STATIONS Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V., Kiselev A. E., Strizhev V. F., Fokin A. L., Alekhin G. V., Borisov S. L., Fil' N. S. Thermal Engineering. 2001. Т. 48. № 1. С. 14-21.	0
23	AN INTEGRAL PROGRAM SYSTEM FOR ASSESSING THE SAFETY OF NUCLEAR POWER STATIONS Kroshilin A. E., Kroshilin V. E., Smirnov A. V., Kiselev A. E., Strizhev V. F., Fokin A. L., Alekhin G. V., Borisov S. L., Fil' N. S. Теплоэнергетика. 2001. № 1. С. 15-21.	2
24	A HIGHLY ACCURATE METHOD FOR NUMERICAL MODELING WAVE OUTFLOW OF TWO-PHASE MEDIA Zhivotyagin A. F., Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Thermal Engineering. 2000. Т. 47. № 5. С. 412-417.	0
25	FULL-SCALE SIMULATORS FOR NUCLEAR POWER STATIONS BASED ON THE PROGRAM SYSTEM BAGIRA Veselovskii A. R., Zhivotyagin A. F., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Thermal Engineering. 1999. Т. 46. № 6. С. 477-484.	0
26	FULL-SCALE SIMULATORS FOR NUCLEAR POWER STATIONS BASED ON THE PROGRAM SYSTEM BAGIRA Veselovskij A. R., Zhivotyagin A. F., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Теплоэнергетика. 1999. Т. 46. № 6. С. 38-44.	4
27	THE PROGRAM SYSTEM BAGIRA FOR SIMULATION OF THE THERMOHYDRO-DYNAMICS OF MULTI-PHASE MEDIA Veselovskii A. N., Zhivotyagin A. F., Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Thermal Engineering. 1998. Т. 45. № 5. С. 361-367.	1
28	THE PROGRAM SYSTEM BAGIRA FOR SIMULATION OF THE THERMOHYDRODYNAMICS OF MULTI-PHASE MEDIA Veselovskij A. N., Zhivotyagin A. F., Kalinichenko S. D., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Теплоэнергетика. 1998. Т. 45. № 5. С. 11-16.	8
29	INVESTIGATION OF THRUST FORCES UNDER NPP PIPELINE RUPTURES Kroshilin V. E., Kroshilin A. E., Zhivotyagin A. F., Cheremin V. E., Veselovskij A. N., Kalinichenko S. D. Теплоэнергетика. 1997. № 8. С. 6-10.	3
30	AN INVESTIGATION OF SHOCK LOADS RESULTING FROM RUPTURES OF PIPELINES AT NUCLEAR POWER STATIONS Kroshilin V. E., Kroshilin A. E., Zhivotyagin A. F., Veselovskii A. N., Kalinichenko S. D., Cheremin V. E. Thermal Engineering. 1997. Т. 44. № 8. С. 613-617.	0
31	ANALYSIS OF SPATIAL FLOWS OF NONEQUILIBRIUM TWO-PHASE MIXTURES Veselovskij A. N., Zhivotyagin A. F., Kroshilin A. E., Kroshilin V. E. Теплоэнергетика. 1995. № 5. С. 26-31.	3
Индекс цитируемости	30