СТРИЖОВ В.Ф. — ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ

1. Арутюнян Р.В., Большов Л.А., Васильев А.Д. Стрижов В.Ф. Физические модели тяжелых аварий на АЭС. - Москва, Наука, 1992 г.
2. Strizhov V.F., Churbanov A.G., Vabishchevich P.N., Chudanov V.V. A numerical study on natural convection of a heat generating fluid in rectangular encloses. Int. J. Heat Mass Transfer, v. 37, No. 18, pp. 2969-2984, 1994.
3. Kanulova V., Strizhov V., Vinogradova T., Aksenov E., Nikulshin V. An Assessment of the CORCON-MOD3 Code Part I. Thermal-Hydraulic Calculations. NUREG/IA-129 U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1996.
4. V.F. Strizhov, L.A. Bolshov, A.E. Kisselev. Severe Accident codes status and future development, Nuclear Engineering and Design, 173, PP. 247-256, 1997.
5. V.F. Strizhov, V. Chudanov, A. Aksenova, V. Pervichko, P.P. Vabishchevich, A. Churbanov. Current Status and Validation of CONT2D&3D. Proc. of OECD/CSNI Workshop on In-vessel Core debris Retention and Coolability, Garching, 1998.
6. Асмолов В.Г., Абалин С.С., Дегальцев Ю.Г., Шах О.Я., Стрижов В.Ф., Дьяков Е.К. Поведение бассейна расплава активной зоны в днище корпуса реактора (Проект РАСПЛАВ). Атомная энергия, 84, Вып. 4, 1998, сс. 303-318.
7. V. Asmolov, N.N. Ponomarev-Stepnoy, V. Strizhov, R. Sehgal. Challenges left in the area of in-vessel melt retention, Nuclear Engineering and Design, 209, PP. 87-96, 2001.
8. Л.А. Большов, П.С. Кондратенко, В.Ф. Стрижов. Свободная конвекция тепловыделяющей жидкости. Успехи физических наук, 171, сс. 1051-1070, 2001.
9. Козлов Д.И., Константинов С.А., Мальцев М.Б., Пересадько В.Г., Киселев А.Е., Кобелев Г.В., Фокин А.Л., Проклов В.Б., Стрижов В.Ф., Томащик Д.Ю. Моделирование протекания аварий  на АЭС с ВВЭР с использованием системы кодов АНГАР и РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ, Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, Выпуск 3: Динамика и безопасность ЯЭУ, Москва, 2003 г., стр. 20-28.
10. Вещунов М.С., Киселев А.Е., Стрижов В.Ф. Разработка пакета программ СВЕЧА для моделирования внутрикорпусной фазы запроектной аварии реакторов водо-водяного типа. - Известия Академии наук, Сер. Энергетика, № 2, 2004, стр. 6-21.
11. Киселев А.Е., Носатов В.Н., Стрижов В.Ф., Томащик Д.Ю. Моделирование тяжелого аварийного режима РУ ВВЭР-440 (В-230) с использованием кода MELCOR-1.8.5. - Известия Академии наук, Сер. Энергетика, 2004, №2, стр. 64-71.
12. Безлепкин В.В., Сидоров В.Г., Лукин А.В., Арутюнян Р.В., Киселев А.Е., Самигулин М.С., Соловьев В.П., Стрижов В.Ф., Проклов В.Б., Томащик Д.Ю. Разработка компьютерных кодов для описания внутрикорпусных  теплогидравлических и физико-химических процессов в рамках создания единого программного комплекса для моделирования тяжелых аварий на АЭС. - Теплоэнергетика, №2, 2004, cтр. 5-11.
13. A.E. Kiselev, G.V. Kobelev, V.F. Strizhov, A.D. Vasiliev. Radiative heat exchange model for late phase of severe accident at vver-type reactor. - Proceedings 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, China, August 7-12, 2005. SMiRT18-P02-4, pp. 4359-4373.
14. Medvedev V.N., Kiselev Аlexandr S., Kiselev Аlexey S., Strizhov V.F., Lopanchuk А.А., Nefedov S.S. Determination of limiting amount of absent tendons in prestressed nuclear power plant containment. - Proceedings 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, China, August 7-12, 2005. SMiRT18-H02-3.
15. В.Г. Асмолов, А.А. Сулацкий, С.В. Бешта, В.С. Грановский, В.Б. Хабенский, Е.В. Крушинов, С.А. Витоль, В.И. Альмяшев, В.В. Гусаров, В.Ф. Стрижов. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ  РАСПЛАВА  АКТИВНОЙ  ЗОНЫ  ЯДЕРНОГО  РЕАКТОРА  С  ОКСИДНЫМ  ЖЕРТВЕННЫМ  МАТЕРИАЛОМ  УСТРОЙСТВА  ЛОКАЛИЗАЦИИ  ДЛЯ АЭС C ВВЭР. - Теплофизика высоких температур, №1, 2007.