Поведение оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в экспериментах, моделирующих условия аварий с потерей теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Святкин, Александр Михайлович

• Святкин, Александр Михайлович
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Святкин, Александр Михайлович

Общ^ характеристика работы.j.

Глава' 1. Обзор результатов исследований поведения оболочек твэлов реакторов с водо^ под давлением при авариях с потерей теплоносителя.

Глава 2. Результаты послереакторных исследований экспериментальных ТВС типа ВВЭР после испытаний в условиях, имитирующих аварию с потерей теплоносителя.

2.1. Отличия и особенности экспериментов.

2.2. Экспериментальное оборудование.

2.3. Режимы реакторных испытаний.

2.4. Послереакторные исследования.

2.5. Обсуждение и анализ результатов.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Поведение оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в экспериментах, моделирующих условия аварий с потерей теплоносителя»

Актуальность работы

Энергетическая стрг атомных тегия России предусматривает до 2020 г. ввод электростанций суммарной мощностью не ниже 30 млн.кВт, причем основу составят i энергетические установки типа ВВЭР-1000.

В современной стратегии развития атомной энергетики вопросы обеспечения надежности и безопасности как при эксплуатации имеющихся, так и при проектировании новых ЯЭУ являются актуальными.

В обеспечении безопасности реакторов с водой под давлением, как при нормальной эксплуатации, так и при аварийных ситуациях важная роль отводится оболочке твэла, которая является одним из главных защитных барьеров, препятствующих попаданию в контур топлива и продуктов деления.

Расчетные коды показывают, что при авариях с потерей теплоносителя вследствие возникновения кризиса теплообмена и (или) режима ухудшенного охлаждения происходит нарушение целостности оболочек твэлов. Основными видами повреждения оболочек в этих условиях являются: деформация оболочек под действием перепада давлений твэл-контур; деформация в результате термомеханического взаимодействия топливо-оболочка; окисление циркониевого сплава; высокотемпературные взаимодействия конструкционных материалов.

Во всех странах в настоящее время для получения разрешения на эксплуатацию реализуется процедура лицензирования топлива в связи с конкуренцией на рынке производителей топлива. Согласно требованиям лицензирования поведение топлива при авариях должно быть прогнозируемо расчетными моделями и кодами, а также обосновано экспериментально.

Для реакторов ВВЭР в начале 90-х годов отсутствовала экспериментальная проверка моделей поведения оболочек как необлученных, так и с высоким уровнем выгорания топлива твэлов в реакторных испытаниях в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя. Это, с точки зрения конкуренции, не выгодно отличало отечественное топливо от зарубежного, для которого эти данные уже были получены. Недостаток экспериментальных результатов имелся и в расчетных моделях, прогнозирующих процесс разрушения оболочек твэлов реакторов с водой под давлением при тяжелых авариях, в частности, по кинетике высокотемпературного взаимодействия материала оболочки, его оксида и топливной таблетки.

Одним из решений проблемы уточнения расчетных моделей поведения оболочек при авариях является расширение экспериментальной базы с помощью стендовых испытаний модельных твэлов в условиях, максимально приближенных к реальным.

Актуальность данной работн подтверждается тем, что проводилась в рамка: Федеральной программы "Топливо и энергия", Постановление Правительства РФ №1265, по отраслевым программам "Программа испытаний твэлов ВВЭР при параметрах аварии «Малая течь»" и "Программа экспериментально-расчетных работ по изучению поведения топлива ВВЭР в условиях аварий", приказ Минатома РФ №297 от 08.07.94., а также в рамках проекта COLOSS (Core Loss During Severe Accident) 5-й Европейской рабочей программы.

Цель работы

Цель работы заключается в получении экспериментальных данных о поведении оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в составе модельной ТВС в условиях аварии с потерей теплоносителя, а также о процессе совместного растворения диоксидов циркония и урана жидким сплавом оболочки, наблюдающегося при достижении высоких температур в активной зоне при данном типе аварии.

Для выполнения поставленной цели решены следующие задачи:

- выбраны и аттестованы твэлы ВВЭР, в том числе отработавшие в коммерческих реакторах, для испытаний в составе ТВС в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя;

- изготовлены из полномасштабных твэлов коммерческих реакторов и оснащены датчиками давления и температуры экспериментальные твэлы для испытаний в составе ТВС в реакторе МИР в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя;

- разработаны программы и проведены испытания четырех 19-ти твэльных и двух 7-и твэльных ТВС в реакторе МИР в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя;

- разработаны программы и выполнены комплексные послереакторные исследования состояния шести модельных ТВС ВВЭР после испытаний в реакторе МИР;

- разработано и изготовлено экспериментальное оборудование для исследования совместного растворения UO2 и ZrC>2 жидким циркониевым расплавом при температурах 2100 °С, 2200 °С;

- проведено 14 экспериментов по совместному растворению тиглей из UO2 и стержней из ZrC>2 жидким циркониевым расплавом; выполнены исследования композиции U-Zr-O после проведения высокотемпературных экспериментов;

- проанализированы и представлены в виде базы данных результаты исследований поведения оболочек твэлов в составе модельной ТВС в условиях аварии с потерей теплоносителя и кинетики растворения UO2 и ZrC>2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 °С, 2200 °С;

Научная новизна

Получены экспериментальные данные о состоянии оболочек твэлов реакторов ВВЭР, в том числе твэлов коммерческих реакторов, с уровнем выгорания топлива 50-60 МВт-сут/KrU, после испытаний в составе модельной ТВС в петле ПВП-2 реактора МИР в температурном диапазоне 540 - 1250 °С в условиях аварии с потерей теплоносителя. Определены формоизменение, условия разгерметизации и разрушения, окружная деформация, уровень окисления, механические свойства оболочек, имеющих существенные повреждения после реакторных испытаний.

Экспериментально показано, что отличие в поведении свежих и отработавших оболочек твэлов ВВЭР при сравнительных испытаниях в составе одной ТВС обусловлено разным давлением газа под оболочкой твэла, связанного с выходом газообразных продуктов деления из топлива, составившим величину 7-9 % при температуре периферийной части сердечника 850 - 1050 °С.

Продемонстрировано, что за счет вздутия под действием давления заполняющего газа при испытаниях, перекрытие проходного сечения теплоносителя в модельной ТВС не превысило 40%, таким образом, сохранилась охлаждаемость ТВС. Обнаружено, что за счет дополнительного отвода тепла от твэла через дистанционирующие решетки форма оболочек твэлов в районе решеток изменяется незначительно. Результаты по окружной деформации оболочек твэлов, полученные в интегральных экспериментах, совпадают с результатами, полученными на электрообогреваемых стендах с одиночными твэлами.

Разработана и испытана экспериментальная электрообогреваемая установка для высокотемпературного совместного растворения UO2 и Zr02 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 °С и 2200 °С.

Сделана оценка кинетики совместного растворения Zr02 и UO2 жидким циркониевым расплавом при температуре 2200 °С. Исследованы структуры и распределение фаз в композициях U-Zr-O, полученных после экспериментов по совместному растворению UO2 и ZrC>2 жидким циркониевым расплавом при температурах 2100 °С и 2200 °С.

Экспериментально показано влияние температурного градиента в зоне расплавления металлической части оболрчки на скорость разрушения внешнего слоя Zr02 на оболочке твэла реактора с водой под давлением.

Автор защищает:

1. Результаты исследований состояния оболочек твэлов ВВЭР (необлученных и отработавших до уровня выгорания топлива 50-60 МВт-сут/KrU) после испытаний в реакторе МИР в составе модельной ТВС в режимах, имитирующих аварии с потерей теплоносителя, в температурном диапазоне 540 - 1250 °С, с временем выдержки при максимальной температуре от 3 до 25 мин и перепаде давления на оболочке до 7 МПа.

2. Экспериментально обоснованные механизмы разгерметизации оболочек необлученных и с высоким уровнем выгорания топлива твэлов ВВЭР в условиях реализованных сценариев аварий с потерей теплоносителя: пластичный разрыв под действием давления заполняющего твэл газа и хрупкое разрушение при высоком уровне окисления.

3. Результаты оценки возможности разбираемости активной зоны ВВЭР с точки зрения ликвидации последствий рассмотренных аварийных ситуаций на примере состояния реальных фрагментов твэлов в составе пучка после испытаний.

4. Разработанный экспериментальный стенд для изучения процесса совместного растворения UO2 и Z1O2 жидким циркониевым сплавом при высоких температурах, позволяющий достигать температуры 2200 °С со скоростью нагрева до 6°С/с.

5. Экспериментальные кинетические зависимости совместного растворения UO2 и Zr02 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 °С и 2200 °С.

6. Эффект влияния радиального температурного градиента в зоне расплавления металлической части оболочки твэла на скорость растворения Zr02 и UO2 при температурах 2100, 2200 °С.

Личный вклад автора

Лично автором выбраны и аттестованы твэлы ВВЭР для подготовки и проведения реакторных экспериментов.

Под руководством и при непосредственном участии автора проведены исследования шести модельных ТВС после испытаний в ПВП-2 реактора МИР в условиях, моделирующих аварии с потерей теплоносителя.

Автором обработаны и представлены результаты исследований ТВС и твэлов, 1 проанализированы механизмы окисления, разгерметизации, разрушения оболочек твэлов, результаты сведены в банк данных.

Автором разработано экспериментальное оборудование для изучения кинетики совместного растворения UO2 и ZrC>2 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 °С и 2200 °С.

Лично автором проведены эксперименты по • совместному растворению UO2 и Zr02 жидким циркониевым сплавом при температурах 2100 °С и 2200 °С, проанализированы и представлены результаты в виде банка данных.

Представляемая работа выполнена соискателем в тесном творческом сотрудничестве со специалистами ГНЦ НИИ АР, ВНИИНМ, ОКБ "Гидропресс", ОАО "МСЗ", РНЦ "КИ", ИБРАЭ, FZK (Германия).

Практическая ценность работы

Полученные результаты исследований состояния оболочек твэлов после испытаний в составе модельных ТВС на реакторе МИР расширили накопленный экспериментальный банк данных о поведении топлива в условиях аварий с потерей теплоносителя, используемый для обоснования критериев безопасности проектов ВВЭР. Данная информация востребована разработчиками (ВНИИНМ, ОКБ "Гидропресс", ОКБМ, РНЦ "КИ") и изготовителями твэлов и ТВС ВВЭР (ОАО "МСЗ").

Результаты работы использованы для:

- верификации деформационной и коррозионной модели поведения оболочек расчетного кода РАПТА-5;

- обоснования безопасности активной зоны при переходе с 3-х на 4-х годичный топливный цикл реакторов ВВЭР;

- лицензирования топлива ВВЭР на АЭС Ловииза (IVO, Финляндия) для повышения мощности ВВЭР-440 до 500 МВт.

Результаты исследований кинетики растворения Zr02 и UO2 жидким расплавом оболочки при температурах 2100 и 2200 °С вошли в экспериментальный массив данных, используемых в расчетном коде SVECHA/QUENCH (ИБРАЭ), описывающим процессы деградации твэла в условиях тяжелой аварии при потере теплоносителя как зарубежных, так и отечественных реакторов с водой под давлением. Усовершенствованная модель совместного, растворения Zr02 и UO2 расплавом оболочки использована в различных европейских кодах по тяжелым авариям (в частности, ICARE/CATHARE) и учтена на конечной стадии международного проекта COLOSS при пересмотре расчетов по TMI-2.

Апробация работы

- на семинаре по динамике ЯЭУ "Математическое и физическое моделирование ядерных реакторов и петлевых установок, проблемы верификации", Димитровград, 12 сентября 199бг;

- на 5-й межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 8-12 сентября 1997г;

- на заседании международной рабочей группы по проблеме "Повторного залива" - Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, 2-4 December, 1997r;

- на методических семинарах Координационного научно-технического совета по реакторному материаловедению "Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации", Димитровград, 2001г, 2004г;

- на 7-й Российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 8-12 сентября 2003 г;

- на международных конференциях "Core Loss During a Severe Accident COLOSS" (Димитровград 2000г, Болонья 2002г, Мадрид 2002г, Моль 2003г);

Публикации

По результатам исследований опубликовано 24 работы, из них 13 печатных и 11 рукописных.

Структура и объем диссертации

Диссертационная работа изложена на 133 страницах машинописного текста, рисунков 53, таблиц 26, и состоит из введения, 3-х глав, заключения, списка литературы из 91 наименования.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Святкин, Александр Михайлович

3.5.2. Результаты исследований

3.5.2.1. Определение растворенных объемов UO2 и Zr02

Изображения полированных диаметральных сечений композиций, полученные на оптическом микроскопе (Рис.3.10.), были использованы для определения растворенных объемов UO2 и ЪхОг методом количественного анализа.

Рис.ЗЛО. Эксперимент: 2200 °С, 100 с. Диаметральное сечение образца и микроструктура расплава (оптическая микроскопия)

Результаты определения растворенных объемов UO2 и Zr02 и расчета массовой доли компонентов в расплаве методом количественного анализа изображений представлены в Табл.3.6. Расчетная относительная ( погрешность определения массовых долей компонентов составила ~3%.

Заключение

В работе представлены^ новые данные о поведении оболочек твэлов реакторов с водой под давлением в экспериментах, моделирующих условия аварий с потерей теплоносителя в диапазонах температуры оболочки 540 — 1250 °С и 2100 - 2200 °С.

1. В результате комплексных послереакторных исследований получены данные о состоянии оболочек твэлов ВВЭР (необлученных и отработавших до уровня выгорания топлива 50-60 МВт-сут/KrU) после испытаний в реакторе МИР в составе модельной ТВС в режимах, имитирующих аварии с потерей теплоносителя, в температурном диапазоне 540 - 1250 °С, с временем выдержки при максимальной температуре от 3 до 25 мин и перепаде давления на оболочке до 7 МПа. В частности, определены формоизменение, условия разгерметизации и разрушения, окружная деформация, уровень окисления, механические свойства оболочек, имеющих существенные повреждения после реакторных испытаний.

2. Разгерметизация оболочек исследованных твэлов в условиях реализованных сценариев аварий происходила по двум механизмам: пластичный разрыв под действием давления заполняющего твэл газа и хрупкое разрушение при высоком уровне окисления. Характер разгерметизации определяют величина и направление перепада давления, нагружающего оболочки твэлов в процессе эксперимента, а также достигаемые температуры и времена выдержки при этих температурах в режиме перегрева. Основным фактором, ответственным за деградацию механических свойств оболочек в проведенном цикле экспериментов, являлся процесс окисления как внешней, так и внутренней поверхности оболочки.

Сравнение состояния необлученных и с высоким уровнем выгорания топлива твэлов ВВЭР показало, что основное отличие в поведении этих типов твэлов при рассмотренных аварийных режима! проявляется только лишь в разном выходе газообразных продуктов деления из топлива. Уровень окисления, механические свойства оболочек необлученных и с высоким уровнем выгорания топлива твэлов не отличаются.

3. Несмотря на существенные повреждения оболочек твэлов после реализованных сценариев аварии, выполнены все транспортные операции с модельными ТВС после испытаний как с изделием в целом, часть сборок разобраны на отдельные твэлы. Факт сохранения охлаждаемости ТВС как за счет умеренного перекрытия проходного сечения (<40%) теплоносителя, так и положительного локального влияния дистанционирующих решеток, является основанием дать положительную оценку возможности разобрать A3 ВВЭР при сценариях аварии, реализованных на реакторе МИР.

4. Разработанная установка и цикл проведенных экспериментов позволили получить новые данные для оценки скорости растворения Zr02 и U02 жидким расплавом циркониевой оболочки при температурах 2100, 2200 °С в совместных испытаниях.

5. Определена зависимость величины U/(U+Zr), характеризующая соотношение растворенных объемов Zr02 и U02, от времени изотермического взаимодействия при каждой температуре. Продемонстрировано увеличение скорости растворения диоксидов при температуре 2200°С.

6. В результате экспериментов показано, что уменьшение температурного градиента по радиусу тигля с помощью теплоизолирующей керамики на стадии разогрева образца вызывает снижение скорости растворения расплавленным материалом оболочки диоксидов урана и циркония.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Святкин, Александр Михайлович, 2009 год

1. Свод Положений или руководство МАГАТЭ по безопасности №50-SG-D 14.

2. Code of Federal Regulations (CFR): 10 CFR 50.46: Acceptance Criteria for Emergency Core Cooling Sistems for Light-Water Nuclear Power Reactors (1983).

3. Hofmann P., Hagen S., Schanz G. and Skokan A. Reactor Core Materials Interactions at Very High Temperatures. Nucl. Technology, 87 (1989), 146-186.

4. Hofmann P., Hagen S., Noack V., Schanz G., Sepold L.: Chemical-Physical Behavior of Light Water Reactor Core Components Tested under Severe Reactor Accident Conditions in the CORA Facility, Nucl. Technology, 118, (1997), 200224

5. International Standard Problem ISP-36 CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage for a Russian Type PWR. Comparison Report, GRS. Koln, 1995.

6. Hagen S., Hofmann P., Noack V., Sepold L., Schanz G. Comparison of the quench experiments CORA-12, CORA-13 and CORA-17. FZK-5679 (1996).

7. Hagen S., Hofmann P. et al. Cold lower end test CORA-10. Test result. FZKA-5572 (1997).

8. Hofmann P., Uetsuka H. High-temperature oxidation kinetics of Zircaloy-4 in oxiden/argon mixtures. J. Nucl. Materials 168 (1989) 47-57.

9. Sokolov N.B. High-temperature interaction between fuel element cladding materials (Zrl%Nb alloy) and oxygen-containing media. Proceedings of IAEA Technical Committee Meeting, held in Dimitrovgrad, Russia, 9-13 October, 1995,

10. Bibilashvili Yu.K., Sokolov N.B., Salatov A.V., Andreeva-Andievskaya L.N, Necheava O.A.,Smirnov V.P., Kungurtsev I.A., Smirnov I.G., Sashnov V.V.

11. Ustinenko V.A.: Behaviour of VVER-Type Fuel Rods in Accident Conditions, Enlarged Halden Programme Group Meeting, Norway, Lillehammer, March 15-20, 1998 1 "1

12. Smirnov A. et al. WWER-1000 and WWER-440 fuel operation experience. Presentation at the ANS topical meeting Light Water Reactor Fuel, Florida, 17-21 April, 1994.

13. Бек Е.Г., Енин A.A., Иванов A.B. Состояние оболочек отработавших твэлов ВВЭР. Атлас, Новосибирск, 1999.

14. Hofmann P., Neitzel J., Garcia Е. Chemical interactions of Zircaloy with U02 fuel and oxygen between 900 and 2000 °C. Experiments and PECLOX code, KfK-4422 (1988).

15. Karb E., Sepold L., Hofmann P., Petersen C., Schanz G., Zimmernmann H., "LWR Fuel Rod Behaviour During Reactor Tests Under Loss-of-Coolant Conditions: Results of the FR-2 In-Pile Tests" J. Nucl. Mater., 107,55 (1982)

16. F.J.ERBACHER, "Cladding Tube Deformation and Core Emergency Cooling in a Loss of Coolant Accident of a Pressurized Water Reactor," Nucl. Eng. Des., 103,55 (1987).

17. FJ.ERBACHER, H.J.NEITZEL, and K.WIEHR, "Cladding Deformation and Emergency Core Cooling of a Pressurized Water Reactor in a LOCA, Summary Description of the REBEKA Program," KfK 4781, Kernforschungszentrum Karlsruhe (Aug. 1990)

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

19. Cronenbej-g a.w. Hydrogen generation behavior in the 1lOFT-FP2 and other experiments. Nucl. Technology 97 (1992) 97.

20. Gonnier C., Geoffroy G., Adroguer B. PHEBUS SFD programme, main results, ANS Meeting, Portland, 1991.

21. Van der Hardt P., Jones A., Lecomte C., Tattegrain A. The PHEBUS FP severe accident experiment program, Nucl. Safety 35(1994) 2.

22. P. Hofmann, S. Horn, W Leiling, A. Miassoedov, D.Piel, L.Schmidt, L.Sepold, M. Steinbruck: Experimental Results of Test QUENCH-01, Presented at the Fourth International QUENCH Workshop, Karlsruhe, 6-7 October 1998.

23. Hofmann P., Noack V., Veshchunov M. et al. Physico-chemical behavior of Zircaloy fuel rod cladding tubes during LWR severe accident reflood. FZK-5846 (1997).

24. Hagen S., Hofmann P. et al. Behavior of a WER-1000 fuel element with B4C absorber tested under severe fuel damage conditions. K$C-5363 (1994).

25. Hofmann P. et al. Result of the commissioning tests in the QUENCH Facility. FZKA-6100, 1998.

26. Hofmann P., Kerwin-Peck D. K. U02/Zircaloy chemical interactions under isothermal and transient temperature conditions. J. Nucl. Materials 124 (1984) 80.

27. Hofmann P., Uetsuka H., Wilhelm A., Garcia E. Dissolution of solid U02 by molten Zircaloy and its modeling. Int. Symp. on "Severe Accidents in Nuclear Power Plant", Sorrento, Italy, March 1988, IEAE-SM-296/1.

28. Kim Т. H., Olander D.R. Dissolution of U02 by molten Zircaloy. J. Nucl. Materials 154(1988) 85, 102.

29. Hayward P.J. and George I.M. Dissolution of U02 by molten Zircaloy. Part 1 and 2, J. Nucl. Materials 208 (1994) 35.

30. Veshchunov M.S., Hofmann P. Dissolution of U02 by molten Zircaloy. J. Nucl. Materials 209 (1994) 27.

31. Veshchunov M.S., Hofmann P., Berdyshev A.V. Critical evaluation of U02 dissolution by molten Zircaloy in different crucible tests. J. Nucl. Materials 231 (1996) 1.

32. Hayward P.J. and -George I.M. Dissolution of Zr02 in molten Zry-4. J. Nucl. Materials 265 (1999)69.

33. Hayward P., Hofmann P., Stuckert J., M.Veshchunov, A.Berdyshev. U02 Dissolution by Molten Zircaloy. New experimental results and modelling. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6p79, Karlsruhe, December 1999.

34. Исследование температурной зависимости механических характеристик оболочек ВВЭР при внутреннем гидравлическом нагружении. Горячев А.В., Еремин С.Г., Святкин A.M., Смирнов В.П. и др. Отчет ГНЦ НИИАР 0-4872, Димитровград, 1999г.

35. Исследование температурной зависимости механических свойств свежих и ■ облученных оболочек твэлов ВВЭР при растяжении в продольномнаправлении. А.В.Горячев, А.М.Святкин, О.Ю.Макаров, В.И.Прохоров и др. Отчет НИИАР 0-5000, Димитровград, 2000.

36. Лещенко А.Ю., Кузьмин И.В. "Определение теплофизических характеристик отработавших твэлов ВВЭР-1000 методом радиального нагрева" Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2006 г., Выпуск 1, с. 33-44.

37. Materials interactions and temperatures in the TMI-2 core. Nucl.Technology 87/1 (1989) 1.

38. Broughton J.M., Kuan P., Petti D.A. A scenario of the Three Mile Island unit 2 accident. Nucl. Technology 87 (1989) 34-53.

39. TMI-2 core specimens examination result from the OECD/CSNI Program. NEA/CSNI/R(91 )9, 1992.

40. Veshchunov M.S., Hofmann P. Modeling of B4C interactions with Zircaloy at high temperatures. J. Nucl. Materials 210 (1994) 11.

41. Veshchunov M.S., Hofmann P. Modeling of the interactions between B4C and stainless steel at high temperatures. J. Nucl. Materials 226 (1995) 72.

42. Stuckert J., Steinbruck M., Stegmaier U. Single rod quench tests with Zr-lNb cladding. Comparison with Zircaloy-4 cladding tests and modeling. FZKA-6604, Karlsruhe, June 2001.

43. Stuckert J., Stegmaier U. Degradation of the cladding oxide layer under steam starvation conditions. 8th International Quench Workshop, Karlsruhe, October 2002.

44. Hozer Z. Summary of Core Degradation Experiments CODEX. Proceedings of EUROSAFE, Berlin, November 2002.

45. Goryachev A., Makhin V., Smirnov V. et al. Study of WER-440 Fuel Rod Behavior Under SBLOCA Conditions. Report on Third International Quench Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, 2-4 December, 1997r.

46. Smirnov V., Smirnov A., Tzikanov V., Makhin V. et al. Zr-l%Nb (VVER) high burnup fuel tests under transient and accident conditions. NUREG/CP-0165, 1998, P.113.

47. Smirnov V., Goryachev A., Makhin V., Tzikanov V. et al. Methods of high burnup WER fuel tests under hot steady-state and accident conditions. Loen Norway, 2429 May, 1999.

48. Результаты реакторных испытаний твэлов ВВЭР в условиях аварии с потерей теплоносителя (Эксперимент МАЛАЯ ТЕЧЬ-5 на реакторе МИР), Алексеев

49. A.В., Горячев А.В., Махин В.М., Святкин A.M. и др. Ьтчет НИИАР 0-4688,1 . Димитровград, 1997 г.

50. Горячев А.В., Звир Е.А., Святкин A.M., Ступина Л.Н. "Исследование окисления оболочек модельной ЭТВС БТ-2 после испытаний в режиме, имитирующем вторую стадию проектной аварии с потерей теплоносителя". Отчет ГНЦ НИИАР 0-5476, Димитровград, 2003

51. Кобылянский Г.П., Новоселов 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.

52. Послереакторные исследования модельной ТВС БТ-2, испытанной в режиме имитации второй стадии максимальной проектной аварии.

53. B.А. Александров, Горячев А.В., A.M. Святкин, Звир, А.Ф. Тульников, О-5358, Димитровград, 2002.

54. Оценка возможностей постановки экспериментов по исследованию кинетики совместного растворения UO2 и Zr02 жидким циркалоем на электрообогреваемой установке. Святкин A.M., Куприенко М.В., Сагалов

55. C.С., Коспоченко А.Н., Смирнов В.П. Отчет ГНЦ НИИАР 0-4912, Димитровград, 1999г.

56. Святкин A.M. Установка и методы исследования растворения U02 и Zr02 расплавом оболочки// Сборник рефератов и статей "Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства", Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып.5. с.294-301.

57. V.P.Smirnov, A.M.Svyatkin. Simultaneous Dissolution of U02 and Zr02 by Molten Zry. Interim report on Work Performed by RIAR for JRC ISPRA, Dimiitrovgad, June, 2002.

58. A.Goryachev, V.P.Smirnov, A.M.Svyatkin. Tests on Simultaneous Dissolution of U02 and Zr02 by Molten Zry, Minutes of 4th Progress Meeting of the COLOSS Project, Bologna,30-31 January 2002.

59. A.Goryachev, V.P.Smirnov, A.M.Svyatkin, J. Stuckert, K. Mueller. Simultaneous Dissolution of U02 and Zr02 by Molten Zry, Minutes of 5th Progress Meeting of the COLOSS Project, Madrid, 19-20 June 2002.

60. V.P.Smirnov, A.M.Svyatkin. Simultaneous Dissolution of U02 and Zr02 by Molten Zry. Final report on Work Performed by RIAR for JRC ISPRA, Dimiitrovgad, January, 2003.

61. Святкин A.M. Одновременное растворение U02 и Zr02 расплавленным циркалоем// Сборник рефератов и статей "Новые технологии для' энергетики, промышленности и строительства", Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2003. Вып.6. с.290-297.

62. A.Goryachev, V.P.Smirnov, A.M.Svyatkin. Simultaneous Dissolution of U02 and Zr02 by Molten Zry, Minutes of 6th Progress Meeting of the COLOSS Project, Moll, 21-23 January 2003.

63. K. Muller, A.V. Goryachev, V.P. Smirnov, A.M. Svyatkin, J. Stuckert, M.S. Veshchunov, A.V. Berdyshev. Simultaneous Dissolution of U02 and Zr02 by