Разработка алгоритмов количественного анализа изображений при исследовании двуокиси урана и оболочек облученных твэлов ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Звир, Елена Аркадьевна

• Звир, Елена Аркадьевна
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Звир, Елена Аркадьевна

Общая характеристика работы.

1. Обзор методов и задач количественной обработки изображений при исследовании топлива и оболочек твэлов. (Литобзор).

2. Метод количественной обработки оцифрованных изображений.

2.1. Определение параметров зёрен диоксида урана методом количественной обработки изображений.

2.2. Количественная обработка изображений с целью определения параметров пор.

2.2.1. Идентификация границ сечений пор на оцифрованном изображении.

2.2.2. Восстановление функции плотности распределения сечений пор по диаметру. Вычисление дифференциальной функции пористости.

2.2.3. Погрешности определения параметров пористости.

2.3. Метод определения параметров формоизменения твэлов по результатам количественной обработки изображений их поперечных сечений.

2.3.1. Алгоритм построения средней линии сечения.

2.3.2. Определение толщины сечения оболочки.

2.3.3. Определение радиуса кривизны средней линии сечения оболочки.

3. Применение разработанных методов для исследования топлива и оболочек твэлов ВВЭР в штатных, переходных и аварийных режимах.

3.1. Результаты измерения параметров зерен топлива ВВЭР.

3.1.1. Параметры зерен необлученных таблеток U02.

3.1.2. Параметры зерен топлива UO2 после штатных режимов эксплуатации

3.2. Исследование пористости топливного сердечника твэлов ВВЭР-440.

3.3. Исследование микроструктуры топлива ВВЭР-440 с выгоранием 50 и 60 МВт сут/кги после ступенчатого увеличения мощности от 100 до 436 Вт/см.

3.4. Определение параметров деформированного состояния оболочек твэлов.

3.5. Измерение аксиального массопереноса материалов ТВС после тяжелой аварии по оцифрованным изображениям поперечных сечений сборки.

3.5.1. Выбор объектов измерений на образцах.

3.5.2. Измерение площади блокировки протока теплоносителя.

3.5.3. Распределение двуокиси циркония и окисление оболочек по длине сборки.

3.5.4. Растворение топливных таблеток.

3.5.5. Перераспределение расплава материала сборки.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка алгоритмов количественного анализа изображений при исследовании двуокиси урана и оболочек облученных твэлов ВВЭР»

Актуальность работы.

В мире на АЭС вырабатывается 21% электроэнергии, в России - 14%. В соответствии со стратегией развития атомной энергетики на период до 2010 года особое внимание уделяется повышению безопасности, надежности и экономичности топливного цикла. Для этого необходимо, прежде всего, увеличение глубины выгорания и повышение удельного энерговыделения. Двуокись урана в настоящее время является одним из наиболее важных видов горючего в ядерной энергетике. В связи с этим, исследование облученного топлива является одной из актуальных задач.

Повышение эффективности, надежности и безопасности ядерного топлива требует прогнозирования и понимания его поведения при повышенных выгораниях, увеличенных нагрузках при штатных условиях эксплуатации и в различных аварийных ситуациях. Появление Rim-слоя, накопление значительного количества плутония и продуктов деления, уменьшение пластичности оболочки, уменьшение, а с некоторого выгорания и исчезновение зазора между таблетками и оболочкой, окисление и гидрирование элементов конструкций, изменение структуры топлива - представляют собой далеко не полный перечень явлений, происходящих при повышении выгорания и нагрузок на топливо ВВЭР. Все эти изменения влияют на ресурс топлива, а также его надежность и безопасность. Процедура лицензирования ядерного топлива предполагает прогнозируемость его поведения, следовательно, возможность расчетного моделирования процессов, происходящих при эксплуатации. В связи с этим возникает задача количественного описания изменения основных параметров ТВС и их фрагментов, включая таблетки и оболочки твэлов, как одного из важных элементов послереакторных исследований. Это обстоятельство также подтверждает актуальность работы, направленной на повышение информативности материаловедческих исследований.

Исследования облученного ядерного топлива проводятся в ведущих научных центрах страны с 1952 года, когда была введена в эксплуатацию в Институте атомной энергии (ИАЭ) первая в СССР горячая материаловедческая лаборатория и аналитическая лаборатория АН СССР: П.А. Платонов, С.М. Астраханцев в ИАЭ, В.Н. Быков в Физико-энергетическом институте (ФЭИ), Е.Ф. Давыдов, С.Н. Вотинов, в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР). В этих лабораториях были разработаны первые гипотезы и теории поведения U02 под облучением.

Многие изменяющиеся в процессе эксплуатации параметры топлива могут быть получены с использованием метода количественной обработки изображений. К основным характеристикам, изучаемым с использованием данного метода, следует отнести:

• размер зерна, размер и плотность пор, макроструктуру таблеток, зазор таблетка-оболочка, форму и размеры поперечного сечения оболочек, толщину окисной пленки.

Основной целью исследования поведения твэлов и ТВС в условиях тяжелых аварий с потерей теплоносителя является получение необходимого набора кинетических параметров, позволяющих, описать основные физико-химические процессы, происходящие при разрушении твэлов и влияющие на динамику разрушения активной зоны реакторов. С помощью метода количественного анализа изображений при проведении этих исследований можно определять следующие параметры:

• перекрытие проходного сечения ТВС;

• степень окисления материалов сборок;

• аксиальное перераспределение делящихся и конструкционных материалов. Таким образом, развитие метода количественного анализа изображений и изучение с использованием этого метода изменения структуры топлива является актуальным.

Научная новизна.

Разработаны новые методы количественного анализа изображений шлифов, получаемых на оптическом и электронном микроскопах:

• метод идентификации границ сечений пор на оцифрованных изображениях;

• метод оценки пористости с учётом всего размерного диапазона пор по параметрам аппроксимирующей функции, определённой в диапазоне, контролируемом с помощью оптической и электронной микроскопии;

• метод измерения параметров формоизменения оболочечных труб: окружная деформация, толщина стенки и кривизна поверхности.

• Определены количественные характеристики зерен топлива UO2 в диапазоне выгораний 0-63 МВт сут/кг U: средний эффективный диаметр зерна, номер размера зерна по ASTM, распределения зерен по диаметру, неравноосности и ориентации сечений.

• Измерены параметры пор топливного сердечника твэлов ВВЭР-440 в интервале выгораний 42-63 МВтсут/кг11.

• Проведено количественное описание микроструктуры топлива ВВЭР-440 с выгоранием 50 и 60 МВтсут/кги, испытанного в режиме ступенчатого увеличения мощности от 100 до 436 Вт/см.

• Измерены: окружная деформация, толщина стенки и кривизна поверхности оболочек твэлов ВВЭР, испытанных на разрыв под действием внутреннего давления.

• При исследовании поведения материалов A3 ВВЭР в условиях тяжелой аварии определены параметры, не использовавшиеся ранее для верификации расчётных программ:

• степень окисления оболочек, до начала плавления,

• блокировка протока теплоносителя с учетом пористости расплава;

• аксиальный массоперенос U02.

Практическая ценность.

• Применение разработанных методов количественного анализа изображений позволило получить новые количественные характеристики, описывающие поведение топлива и оболочек твэлов ВВЭР в штатных, переходных и аварийных режимах. Полученные результаты использованы для обоснования возможности повышения выгорания топлива ВВЭР при штатной эксплуатации и разработки критериев его безопасности в аварийных режимах.

• Полученные количественные характеристики микроструктуры облученного топлива U02 дополняют накопленный банк данных по свойствам топлива ВВЭР и используются при верификации соответствующих расчетных кодов.

• Получена база данных по формоизменению оболочек ВВЭР из сплава Zr-1%Nb от температуры и скорости деформации на участке разрыва при нагружении внутренним давлением в диапазоне температур 20 - 1200 °С [67]. Полученные результаты позволяют провести верификацию расчетных программ, моделирующих поведение твэлов в аварийных режимах.

• Результаты исследований по проблеме КОРА/ВВЭР использованы при проведении международной Стандартной проблемы ISP-36 [77], в результате которой была доказана возможность использования интегральных кодов, разработанных для реакторов PWR, применительно к поведению активной зоны ВВЭР в условиях аварии с тяжелым повреждением топлива. Результаты по исследованию сборки КОРА/ВВЭР-2 использованы для усовершенствования аналитических моделей высокотемпературного поведения материалов.

Личный вклад автора. Лично автором:

• разработана методика определения параметров зёрен и пор диоксида урана методом количественного анализа изображений, получаемых на оптическом микроскопе;

• с использованием данной методики проведены исследования структуры таблеток UO2 после штатных и переходных режимов эксплуатации, а также в необлученном состоянии;

• разработан метод измерения деформации оболочек твэлов по результатам количественной обработки изображений их поперечных сечений;

• выполнены измерения деформации необлученных и облученных оболочек твэлов, нагруженных внутренним давлением;

• с использованием метода количественного анализа изображений определены параметры, характеризующие степень и механизмы повреждения твэлов и элементов конструкций двух модельных ТВС ВВЭР-1000, испытанных в условиях тяжелой аварии.

Личный вклад автора в получении основных результатов представленной к защите работы является определяющим.

Цель работы и задачи исследований.

Целью данной работы являлась разработка методов и алгоритмов количественного анализа изображений, полученных на оптическом микроскопе, и изучение с применением разработанных методов: микроструктуры топливных таблеток после эксплуатации в стационарных и переходных режимах, деформации оболочек твэлов при моделировании аварий, поведения активной зоны ВВЭР в условиях запроектной аварии с тяжелым повреждением топлива.

Для достижения вышеуказанной цели решались следующие задачи:

• разработка методики измерения параметров зёрен и пор диоксида урана методом количественной обработки изображений, полученных с помощью оптической и элетронной микроскопии;

• разработка метода идентификации границ сечений пор на оцифрованных изображениях и оценки пористости по параметрам аппроксимирующей функции, определённой в диапазоне, контролируемом с помощью оптической и электронной микроскопии;

• определение характеристик микроструктуры топлива U02 после штатных и переходных режимов работы на основе разработанных методов;

• разработка алгоритмов для количественного описания деформации оболочек твэлов ВВЭР по оцифрованному изображению;

• измерение аксиального перераспределения материалов ТВС ВВЭР-1000, испытанной в условиях тяжелой аварии с плавлением элементов констркции сборки.

Автор защищает.

• Разработанные методы количественного анализа изображений, получаемых на оптическом и электронном микроскопах:

• метод идентификации границ сечений пор на оцифрованных изображениях;

• метод оценки пористости с учётом всего размерного диапазона пор по параметрам аппроксимирующей функции, определённой в диапазоне, контролируемом с помощью оптической и электронной микроскопии;

• метод измерения параметров формоизменения оболочечных труб: окружная деформация, толщина стенки и кривизна поверхности.

• Результаты измерений количественных характеристик зерен топлива U02 в диапазоне выгораний 0-63 МВт сут/кг U.

• Результаты исследования пористости в Rim-слое топливного сердечника твэлов ВВЭР-440 в интервале выгораний 42-63 МВт-сут/кг11.

• Результаты исследования изменений микроструктурных характеристик топлива ВВЭР-440 с выгоранием 50 и 60 МВт-сут/кг1/ в процессе ступенчатого увеличения мощности от 100 до 436 Вт/см

• Результаты исследований температурной зависимости деформации оболочек твэлов ВВЭР, разрушенных внутренним давлением.

• Результаты исследований модельной сборки КОРА/ВВЭР-2, испытанной в условиях тяжелой аварии с потерей теплоносителя, полученные с помощью метода количественной обработки изображений.

Структура и объем диссертации.

Диссертационная работа изложена на 97 страницах машинописного текста, рисунков 46, таблиц 13, и состоит из введения, 3 глав, заключения, списка литературы из 77 наименований.

Апробация работы.

Основные результаты работы представлены и обсуждались на:

• четвёртой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 15-19 мая, 1995г [74];

• техническом комитете МАГАТЭ "Поведение материалов активных зон ВВЭР в аварийных условиях", Димитровград, 9-13 октября 1995г [75, 76];

• международной рабочей группе по проблеме КОРА, KfK 11-13 октября 1995г Карлсруэ (Германия) [72];

• девятой Международной конференции Ядерного Общества России (Ульяновск-Димитровград, сентябрь 1998 г.) [50];

• методических семинарах КНТС по реакторному материаловедению. Димитровград, 1994г, 1999 г, 2001г [71], [54].

•'

Публикации.

По результатам исследований опубликовано 52 работ, из них 11 печатных и 41 рукописная.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Звир, Елена Аркадьевна

Выводы

Работа посвящена разработке новых методов количественного анализа изображений и применению этих методов в материаповедческих исследованиях облученной двуокиси урана и оболочек твэлов типа ВВЭР.

1. Разработаны новые методы количественного анализа изображений, получаемых на оптическом и электронном микроскопах:

• метод идентификации границ сечений пор на оцифрованных изображениях шл;

• метод оценки пористости с учётом всего размерного диапазона пор по параметрам аппроксимирующей функции, определённой в диапазоне, контролируемом с помощью оптической и электронной микроскопии;

• метод измерения параметров формоизменения оболочечных труб: окружная деформация, толщина стенки и кривизна поверхности.

2. Применение данных методов позволило получить новые количественные характеристики поведения топлива и оболочек твэлов ВВЭР в штатных, переходных и аварийных режимах.

2.1. Из сравнения параметров зёрен необлучённого и отработавшего в режиме штатной эксплуатации топлива твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 следует:

• в штатном режиме эксплуатации ТВС ВВЭР-1000 в диапазоне выгораний от 12,6 до 50,7 МВт сут/кги и ВВЭР-440 с выгоранием 34 - 60 МВт сут/кг1) параметры зёрен топлива соответствуют исходным.

2.2. При исследовании пористости топливного сердечника твэлов ВВЭР-440 в интервале выгораний 42-63 МВтсут/кг11 установлено:

• пористость топлива в Rim-слое линейно возрастает в диапазоне выгораний 45,0 - 70,0 МВт*сут/кг11. Изменения пористости Rim-слоя топлива, подвергнутого испытаниям в переходных режимах с максимальной линейной тепловой нагрузкой на твэлах до 440 Вт/см не происходит;

• средний диаметр пор в границах Rim-слоя не зависит от выгорания топлива и находится в диапазоне 0,86 - 1,23 мкм. Число пор в единице объема Rim-слоя увеличивается с ростом выгорания топлива и при приближении к краю таблетки.

2.3. В результате исследования микроструктуры топлива ВВЭР-440 с выгоранием 50 и 60 МВтсут/кги после эксперимента со ступенчатым увеличением мощности от 100 до 436 Вт/см установлено:

• в зависимости от линейной нагрузки по радиусу таблетки формируются зоны с различным типом микроструктуры: топливо с исходной структурой, зона межзеренной пористости, зона повышенной межзеренной пористости, зона роста зерен;

• каждая зона характеризуется размером и формой пор, а также пористостью: в зоне межзеренной пористости составляет -11%, в зоне повышенной межзеренной пористости возрастает с ростом температуры в центре топлива от 12% до -33% .

2.4. Получена база данных по формоизменению оболочек твэлов ВВЭР на участке разрыва при нагружении внутренним давлением в диапазоне температур 20-1200 °С.

2.5. Применение метода количественного анализа изображений при исследовании ТВС после тяжелой аварии позволило получить и внедрить в практику расчетного моделирования следующие экспериментальные параметры:

• степень окисления оболочек, до начала плавления;

• блокировку протока теплоносителя с учетом пористости расплава;

• аксиальный массоперенос U02;

• аксиальный массоперенос расплава.

Данная работа стала возможной благодаря помощи сотрудников аварийной лаборатории отдела исследования твэлов: Горячева А.В., . Косвинцева Ю.Ю. Автор выражает благодарность научному руководителю Смирнову В.П. за выбор темы и рекомендации по содержанию диссертации. Автор признателен Клочкову Е.П. и Поленку B.C. за критическое обсуждение работы в процессе ее подготовки.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Звир, Елена Аркадьевна, 2003 год

1. Избранные методы исследования в металловедении/Под ред. Хунгера Г.-Й.: Пер. с нем.- М.: Металлургия, 1985,416 с.

2. Давыдов Е.Ф. Некоторые результаты работ по радиационному материаловедению топливных, конструкционных и других материалов активных зон ядерных реакторов: Препринт. НИИАР-10(463).-Димитровград, 1981,24 с.

3. Лебедев И.Г., Самсонов Б.В. и др. Формирование структуры сердечника твэла из виброуплотненной порошковой двуокиси урана в процессе облучения: Препринт. -НИИАР-П-25.-Димитровград, 1968,21с.

4. Лебедев И.Г., Кузьмин В.И. Поведение газа в различных температурных зонах топливного сердечника из окисного горючего. Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение./Сборник трудов НИИАР, М.:Атомиздат, 1970, с.164-170.

5. Вотинов С.Н., Белокопытов С.Н., Давыдов Е.Ф. и др. Обзор основных результатов изучения, состояния штатных твэлов водо-водяных энергетических реакторов: Препринт. НИИАР-П-199.-Димитровград, 1973.

6. Чернявский К.С. Стереология в металловедении. М.: Металлургия, 1977,280 с.

7. Ластман Б. Радиационные явления в двуокиси урана. М.: Атомиздат, 1964,288с

8. V.VIasov, Y.Degaltsev Posttest Examination of the WER-1000 Fuel Bundle CORA-W2. Post-test material examinations at the elevation 13, 87, 208, 221, 1098 and 1148 mm. KfK, FZKA-5570,1995, Karlsruhe.

9. Шишин В.Ю., Бутвин B.K., Клочков Е.П., Симонова М.Ф., Чечеткина З.И. Количественная оценка структуры в радиационном материаловедении: Препринт. НИИАР-Щ814). Димитровград, 1991.-34с.

10. Бутвин В.К., Голушко В.В., Муралев А.Б. Система полуавтоматической обработки информации с фотоснимков микроструктуры материалов: Препринт. НИИАР-И-14(308). Димитровград, 1997.

11. Kashibe S.t Une К. and Nogita К. Formation and growth of intragranular fission gas bubbles in U02 fuels with burnup of 6-83 GWd/t. J. Nuc. Mater., 1993 v.206. p.22-34.

12. Спино Дж., Венникс К., Кокурелль М. Микроструктура краевой зоны в топливных сердечниках реакторов PWR при выгораниях 40-67 ГВт.сут/т// Атомная техника за рубежом, 1997. №6. С.25-31.

13. M.Mogensen, C.T. Walker, I.L.F. Ray, M. Coquerelle Local fission gas release and swelling in water reactor fuel during slow power transients, JNM 131 (1985) 162-171.

14. Baker C. The migration of intragranular fission gas bubbles in irradiated uranium, JNM 71(1977) p.117-123.

15. Yang-Hyun KOO, Byung-Ho LEE and Dong-Seong SOHN MODELING OF BUBBLE PRESSURE IN THE RIM REGION OF HIGH BURNUP U02 FUEL International Topic Meeting on LWR Fuel Performance, April 10-13 (2000)

16. M.Kinoshita, T.Sonoda, E.Kolstad "High bumup RIM project (II) irradiation and examination to investigate RIM-structured fuel" International Topic Meeting on LWR Fuel Performance, April10-13 (2000)

17. L.F. Ray, Hj. Matzke, H.A. Thiele, M. Kinoshita. An electron microscopy study of the RIM structure of a U02 fuel with a high bumup of 7,9) FIMA. JNM, 1997, p.p. 115 -123.

18. J. Spina, K. Vennix, M. Coquerelle. Detailed characterization of the RIM microstructure in PWR fuel in the bum-up range 40 67 GWd/tM. JNM, 1996, v. 231, №3, p. 179 -190.

19. K. Une, M. Hirai, K. Nogita, T. Hosokawa, Y. Suzawa, S. Shimiru, Y. Eton. RIM Structure formation of large-grained U02 fuels irradiated in the Halden Heavy Water Reactor. Enlarged Halden Program Group Meeting in Loen, May 24 29,1999.

20. K. Nogita, K. Une. Irradiation induced recrystallization in high burnup U02 fuel. JNM 226, 1995, p. 302-310.

21. Matzke Hj., J. Nucl. Mater. 189 (1992) 141.

22. Thomas L.E., Beyer C.E., Chariot L.A., J. Nucl. Mater. 188 (1992) 80.

23. Philip Brohan, "Grain boundary swelling and gas release in U02" International Topic Meeting on LWR Fuel Performance, April 10-13 (2000)

24. Ю.ПДегальцев, Н.Н.Пономарев-Степной, В.Ф.Кузнецов Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоатомиздат, 1987.208с

25. R.J. White and М.О. Tucker A new fission-gas release model, JNM 118 (1983) p.1-38

26. Волков Б.Ю., Викторов В.Ф., Платонов П.А., Рязанцева А.В. Библиотека подпрограмм физико-механических свойств оболочек твэлов из сплава Н-1. Препринт ИАЭ 4941/11. М., 1989.

27. Кобылянский Г.П., Новосёлов А.Е. Радиационная стойкость циркония из сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению/Под ред. В.А. Цыканова. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996.

28. R.R. Hobbins, D.A. Petti, DJ. Osetek, D.L. Hagrman; Nuclear Technology, Vol. 95 (1991) 287-306.

29. R.R. Hobbins, G.D. McPherson; A Summary of Results from the LOFT LP-FP-2 Test, OECD/LOFT Final Event, ISBN 92-64-0339-4 (1991).

30. P. Hofmann, S. Hagen, G. Schanz, A. Skokan: Reactor Core Materials Interactions at Very High Temperatures, Nuclear Technology, Vol. 87 (1989) 146-186

31. In-Vessel Core Degradation in LWR Severe Accidents: A State-of-the-Art Report to OECD/CSNI, NEA/CSNI/R(91) 12,1992.

32. J.M. Broughton, P. Kuan, D.A. Petti; A Scenario of theThree Mile Island Unit 2 Accident, Nuclear Technology, Vol. 87 (1989) 34-53.

33. TMI-2 Core Specimens Examination Results from the OECD/CSNI Program; NEA/CSNI/R(91)9,1992

34. S.Hagen, P.Hofmann, V.Noack et all, "Results of SFD Experiment CORA-13 (OECD International Standard Problem 31)", KfK 5054, Februar 1993.

35. МИ 2083-90, ГСИ, Измерения косвенные. Определение результатов измерений и оценивание их погрешностей, 1991 г.

36. ASTM Е 1382-91 Standard Test Methods for Determining Average Grain Size Using Semiautomatic and Automatic Image Analysis,1993.

37. Павлов C.B., Звир E.A. Анализ погрешности методики измерения объёма твэлов// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 1993, Выл. 3(50). С. 11-19.

38. Гринчук П.П., Жителев В.А., Звир Е.А. и др. Диоксид урана. Определение параметров зёрен и пор методом компьютерной обработки изображений шлифов// Методика испытаний. № 43 97 per. ОМИТ, Димитровград, 1997.

39. ГОСТ 8.207-76. ГСИ. Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений, 1997г.

40. Б.К.П. Хорн Зрение роботов. М., "Мир", 1989.

41. Звир Е.А., Жителев В.А., Поленок B.C., Смирнов В.П. Методические вопросы определения параметров пористости по изображениям шлифа материалов// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998. Вып.4. С. 10 25.

42. Прэтт У. Цифровая обработка изображений. М.: Мир, 1982.

43. Салтыков С. А. Стереометрическая металлография. М.: Металлургия, 1970.

44. Гринчук П.П., Жителев В.А., Поленок B.C., Звир Е.А., Яковлев В.В. Анализ параметров зёрен и пор в отработанных и необлучённых таблетках топлива ВВЭР Отчет ГНЦ НИИАР; 0-4637, 66 с, Димитровград, 1997 г.

45. Статистические методы в экспериментальной физике. Под ред ААТяпкина, М, "Атомиздат", 1976.

46. Приборы и методы физического металловедения/ Под ред. Ф. Вейнберга. М.: Мир, 1973.

47. Звир Е.А., Жителев В.А., Смирнов В.П. Измерение параметров формоизменений твэлов по результатам количественной обработки изображений их поперечных сечений// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999. Вып.З. С.74 83.

48. Out-of-pile Bundle Experiments on Severe Fuel Damage (CORA-Program). Objectives, Test Matrix and Facility Description. KfK 3677,1986.

49. Горячев A.B., Штукерт Ю.А., Звир E.A., Ступина Л.Н. Разработка технологии материаловедческих исследований модельных ТВС, испытанных в аварийных режимах. Отчет НИИАР, № 0-4215, Димитровград 1993.

50. Горячев А.В., Штукерт Ю.А., Звир Е.А., Ступина Л.Н. Послепусковые материаловедческие исследования модельной сборки КОРА/ВВЭР-1. Отчет НИИАР 0-4285, Димитровград 1994 год.

51. Основные положения программы поспепусковых исследований сборки ВВЭР/КОРА-2, проводимых в рамках Международной "Стандартной проблемы" (подготовительный этап выбор и обоснование экспериментальных методик), ИПБ РНЦ "ЮГ 1961, октябрь 1993г.

52. Спецификация для проведения расчетного моделирования эксперимента со сборкой ВВЭР-1 ООО/КОРА-1 по типу "Международной стандартной проблемы", ИПБ РНЦ "КИ" 1959, октябрь 1993г.

53. Петухов А.А., Смирнов А.В., Канашов Б.А. и др. Основные параметры микроструктуры и состава топливного сердечника твэлов ВВЭР-440 в интервале выгораний 42-64 МВт*сут/кги. Отчет НИИАР 0-4507, Димитровград, 1996 г.

54. Смирнов А.В., Овчинников В.А., и др. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 с высоким выгоранием топлива в переходных режимах. Сборник докладов 5-ой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, т. 1, часть 1. Димитровград, 1998 г.

55. Смирнов А.В., Лядов Г.Д. и др. Изучение поведения твэлов ВВЭР-440 с высоким выгоранием топлива в переходных режимах. Отчет НИИАР 0-4600,1997 г.

56. Смирнов А.В.,. Лядов ГД, Овчинников В.А. и др. Испытания твэлов ВВЭР-440 с высоким выгоранием топлива в режиме ступенчатого изменения мощности (эксперимент FGR-2). Отчет НИИАР 0-4678,1997 г.

57. Data Base on the Behavior of High Burnup Fuel Rods with Zr 1 % Nb Cladding and U02 Fuel (WERtype) under Reactivity Accident Conditions NUREG/IA-0156 vol. 1,2,3,1999r.

58. Горячев A.B., Жителев B.A., Звир E.A. и др. Исследование зависимости механических свойств оболочек ВВЭР от температуры и скорости испытаний. Отчет ГНЦ РФ НИИАР. 0-4775,1998 г.

59. Горячев А.В., Жителев В.А., Звир Е.А. и др. Исследование температурной зависимости прочностных характеристик свежих и отработавших оболочек ВВЭР из сплава Э-110 при внутреннем гидравлическом нагружении. Отчет ГНЦ РФ НИИАР 0-4872.1999г.

60. Горячев А.В., Штукерт Ю.А., Звир Е.А. Методологические аспекты и результаты измерений фазового состава в сечениях ТВС КОРА/ВВЭР-2. Эксперименты и расчеты в обоснование безопасности ВВЭР НИИАР, 11-14 октября. Димитровград, 1994.

61. A. Goryachev, Yu Shtuckert, Е. Zwir Results of post-test examination of WER fuel rod bundle CORA-W2. International CORA Workshop. KfK, 11-13 October, Karlsruhe, 1995.

62. OECD/NEA-CSNI International Standard Problem ISP36. CORA-W2 Experiment on sever fuel damage for a russian type PWR. OCDE/GD(96)19, February 1996.