Исследование в реакторе МИР поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии "Большая течь" тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Киселева, Ирина Владимировна

• Киселева, Ирина Владимировна
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Киселева, Ирина Владимировна

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 СЦЕНАРИЙ И АЛГОРИТМ РЕАКТОРНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ. РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ 21 РЕЖИМОВ ИСПЫТАНИЯ ТОПЛИВА ВВЭР

1.1 Характеристика аварии «Большая течь» ВВЭР-1 ООО

1.2 Особенности переходного процесса

1.3 Расчетный анализ условий протекания аварии «Большая течь»

1.4 Реализация II и III стадий аварии «Большая течь» на ПУ реактора

1.5 Температурный сценарий эксперимента

1.6 Алгоритм эксперимента и параметры ЭТВС

1.7 Расчетные исследования нейтронно-физических и теплогидравлических параметров реакторного эксперимента

1.7.1 Конфигурация ЭТВС

1.7.2 Параметры эксперимента

1.7.3 Пространственное распределение энерговыделения в ЭТВС

1.7.4 Расчетное моделирование температурных режимов

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование в реакторе МИР поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии "Большая течь"»

Актуальность работы

Концепция развития атомной энергетики, представленная в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» [1], направлена на создание экономически эффективных, надежных и безопасных атомных станций, конкурентно способных в сравнении с другими источниками энергии. Программой предусмотрено продление срока эксплуатации ряда действующих АЭС с ВВЭР и строительство АЭС нового поколения с повышенными эксплуатационными характеристиками и высоким выгоранием топлива.

Особенностью современного этапа развития атомной энергетики страны является снятие излишне консервативных ограничений на параметры эксплуатации энергетических установок с ядерными реакторами, в том числе топлива, что должно привести к повышению конкурентоспособности российских реакторов на мировом рынке. Для снятия избыточного консерватизма используются как расчетные, так и экспериментальные методы исследований свойств и состояния барьеров безопасности.

Особое внимание должно быть уделено изучению процессов, происходящих в активной зоне реактора при нарушениях режимов нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях. При этом важны как исследования отдельных явлений, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных испытаний твэлов и TBC в режимах проектных аварий.

Для уменьшения последствий аварийных ситуаций необходимо сохранить охлаждаемость активной зоны реактора, которая может быть нарушена при возможном формоизменении твэлов и перекрытии проходного сечения TBC. Ограничение радиационных последствий связано с уменьшением количества разгерметизировавшихся в результате аварии твэлов.

Одной из наиболее опасных по последствиям для активной зоны реактора ВВЭР (в особенности по радиационным последствиям) является авария с потерей теплоносителя при разрыве трубопровода первого контура. Это связано с возможным частичным или полным осушением активной зоны, перегревом, формоизменением и разгерметизацией оболочек твэлов, выходом активности в здание реактора и, возможно, за его пределы.

Разрыв трубопровода максимального диаметра (Бу850мм) классифицирован как максимальная проектная авария («Большая течь»).

Выполнение требований по безопасности невозможно без знания свойств существующих барьеров, препятствующих выходу радиоактивных продуктов деления урана, и определения пределов их работоспособности. Такими барьерами являются топливная композиция, оболочка твэлов, первый контур охлаждения реактора, защитная оболочка АЭС. Из перечисленных элементов особое значение имеет изучение поведения твэлов как потенциальных источников радиоактивности.

Основными задачами исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» являются:

- обоснование возможности проведения испытания в модельном режиме в условиях достаточной статистики, используя твэлы с высоким выгоранием топлива;

- изучение формоизменения, коррозии и термомеханического поведения оболочки и топлива необлученных и рефабрикованных твэлов,

- получение данных о степени перекрытия проходного сечения теплоносителя, влияния дистанционирующих решеток на процесс деформации;

- получение экспериментальных данных, которые необходимы для верификации кодов, применяемых для расчетов при лицензировании топлива.

Вопросам изучения поведения твэлов в аварийных режимах уделялось внимание в большинстве стран, развивающих атомную энергетику.

Для проведения экспериментальных исследований поведения топлива в условиях аварии «Большая течь» (LOCA) за рубежом были созданы специализированные реакторные установки (LOFT и PBF в США), либо усовершенствованы находящиеся в эксплуатации исследовательские реакторы и стенды (во Франции, Германии и Японии и других странах).

Интегральные эксперименты практически всегда дополняются параметрическими, которые направлены на получение данных об отдельных явлениях и свойствах и проводятся, как правило, на одиночных элементах. Для таких экспериментов, кроме реакторных, широко применяются нереакторные стенды с электрообогреваемыми имитаторами твэлов (SEMISCALE[2]-CUIA и CORA [3,4]- Германия, JAERY-Япония [5]).

Наиболее значимые результаты исследований поведения топлива в, условиях аварии с потерей теплоносителя были получены именно в реакторных интегральных экспериментах, в которых наиболее полно были воспроизведены реалистичные условия на многоэлементных пучках твэлов.

К установкам для проведения экспериментов LOCA, различным по конструктивному исполнению и возможным режимам испытаний,, предъявляются следующие общие требования:

- достаточное испытательное пространство для размещения устройств с экспериментальными твэлами (ампульные устройства - 1-3 твэла; петлевые каналы - 11 (NRU-Канада), 18 (MARIA-Полыиа), 29 (NSRR-Япония, PHEBUS-Франция), 45 твэлов (PBF-CIIIA, BR-2-Бельгия); внутризонные модули - 1300 твэлов (LOFT -США) ) [6];

- возможность воспроизведения в испытании условий, характерных для реальной установки (PWR, BWR, CANDU) в данной аварийной ситуации;

- возможность регистрации параметров эксперимента и исследуемого объекта;

- обеспечение безопасности проводимых испытаний при возможном разрушении твэлов и выходе активности в контур петлевой установки.

В подходах к обеспечению требуемых параметров эксперимента необходимо отметить имеющиеся существенные различия:

- по наличию (LOFT, PBF - США, FR-2 - Германия, HBWR - Норвегия) либо отсутствию (PHEBUS-Франция) режима предварительного облучения экспериментальных твэлов при номинальных нагрузках с целью накопления необходимого количества продуктов деления для изучения выхода радиоактивности в теплоноситель;

- по способу обеспечения требуемого расхода теплоносителя (негерметичный контур с системой сброса теплоносителя (PHEBUS-Франция [7]), герметичный контур с естественной циркуляцией теплоносителя (FR-2-Германия [8]), герметичный контур с отключением циркуляции и вводом в действие системы подачи пара (HBWR-Иорвегия [9]));

- по способу нагрева твэлов (наличие (HBWR-Норвегия) либо отсутствие дополнительного не ядерного источника тепла электронагреватели);

- по агрегатному состоянию теплоносителя (вода/ пароводяная смесь/ пар); по степени подобия конструктивных особенностей и-теплогидравлических параметров модели и прототипной установки (крупномасштабные установки - PHEBUS, MARIA);

- по объекту испытания (одиночные твэлы либо пучки твэлов).

В условиях LOCA было изучено поведение как свежих, так и выгоревших твэлов. Исследован выход радионуклидов из топлива. Результаты испытаний твэлов и расчетных исследований позволили выработать критерии безопасности для реакторов PWR и BWR , обосновать безопасность этих установок в условиях аварии с потерей теплоносителя и внедрить концепцию разумного консерватизма. Так с учетом результатов исследований в США требование по ограничению температуры оболочек в LOCA на начальном этапе исследований в 1970 г. было - не более 1400°С, в 1973г. - 1260°С, в настоящее время - 1200°С [2].

К особенностям современного этапа развития испытаний в условиях проектных аварий следует отнести широкое международное сотрудничество (проект Halden объединяет более 100 организаций из 18 стран - США, Японии, Канады, европейских стран), развитие расчетных методов анализа аварий и создание кодов улучшенной оценки.

Однако отличия в конструктивных особенностях российских и зарубежных реакторов, в технологии изготовления топлива и твэлов не позволяют без дополнительных экспериментальных исследований и последующего анализа использовать результаты проведенных исследований и расчетов по зарубежным расчетным кодам для обоснования безопасности эксплуатации российских реакторов.

В качестве примера можно привести эксперимент (испытание IFA-650.6 [ 9]) 2007г. в Halden (HBWR-Иорвегия) на одиночном твэле ВВЭР Loviisa (выгорание 56 МВт.сут/кг1Г), который входил в серию экспериментов по изучению поведения топлива PWR и BWR в условиях LOCA и проводился по методике, разработанной для данного типа испытаний. К несомненным достоинствам проведенного эксперимента следует отнести высокий уровень оснащенности устройства средствами измерения. В экспериментальное устройство установлены 5 детекторов нейтронного потока в области активной части твэла, 3 ТЭП на оболочке рефабрикованного твэла (впервые разработан способ крепления ТЭП на облученный твэл), по 2 ТЭП в теплоносителе на входе и выходе устройства, датчик давления газа под оболочкой твэла. Вместе с тем вопросы изучения блокировки проходного сечения и влияния соседних элементов и дистанционирующих решеток на состояние пучка твэлов, важные для оценки разбираемости активной зоны и дальнейшего развития процесса, в данном эксперименте поставлены не были, поскольку их исследование на одиночном твэле невозможно.

Отечественные экспериментальные работы по исследованию поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя начались в 80-е годы в ОКБ «Гидропресс» [10] на нереакторных электрообогреваемых стендах испытанием газонаполненных оболочечных одиночных трубчатых образцов. В последующие годы стендовые испытания как одиночных образцов, так и пучков электрически обогреваемых имитаторов твэлов проводили в ФЭИ, ОЬСБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», ЭНИЦ и др. [11-15]. Выполнены испытания по изучению окисления отечественного сплава, моделированию начальной стадии аварии и повторного залива активной зоны с использованием свежих (ОКБ «Гидропресс», ВНИИНМ и др.) и облученных оболочек твэлов ВВЭР (ГНЦ НИИАР [16]), по измерению интегральной температуропроводности облученных твэлов, по изучению степени перекрытия проходного сечения TBC в режимах LOCA.

На стенде «ПАРАМЕТР-М» в 1999-2001гг. на 37 -ми стержневой сборке проведены исследования раздутия и разгерметизации оболочек твэлов из сплавов Э-110 и Э-635 в зависимости от темпов и уровней нагрева оболочек [17]. Эксперименты проводились при моделировании температурно-силовых условий нагружения оболочек твэлов, соответствующих максимально неблагоприятному для их деформирования сценарию для ВВЭР-1000 по температурному режиму и перепаду давления на оболочках. Анализ результатов экспериментов и посттестовых исследований модельных TBC показал, что разгерметизация всех твэлов сопровождалась раздутием оболочек предположительно в течение 10-70с при температуре 770±50 °С и последующим их разрывом при температуре 850±50 °С с образованием продольного (вытянутого вдоль оси твэлов) разрыва.

Для исследования аварий, связанных с разрывом главного циркуляционного трубопровода, и изучения характеристик систем безопасности ВВЭР-1000 в ЭНИЦ создан стенд ПСБ-ВВЭР -крупномасштабная интегральная установка, структурно подобная первому контуру АЭС с объемно-мощностным масштабом 1:300 и высотным масштабом 1:1, содержащая систему организации двухсторонней течи из холодного или горячего трубопроводов. В 2008г. на ПСБ-ВВЭР было выполнено экспериментальное исследование аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода РУ ВВЭР-1000 [18]. Результаты проведенных экспериментов позволили в значительной степени пополнить матрицу верификации системных теплогидравлических кодов для расчетного анализа аварий с большими течами теплоносителя РУ ВВЭР-1000. Полученные экспериментальные данные использованы для оценки возможности прогнозирования развития аварийного процесса с помощью расчетных теплогидравлических кодов ТЕЧЬ, КОРСАР, СОКРАТ и RELAP.

Для проведения реакторных испытаний твэлов и TBC ВВЭР в режимах аварий с потерей теплоносителя было решено использовать находящуюся в эксплуатации петлевую установку ПВП-2 реактора МИР.

В экспериментах по программе «Малая течь» моделировалось конечное состояние активной зоны реактора (характеризуется наличием границы раздела теплоносителя) при некомпенсированной утечке теплоносителя. Эксперименты [19-23] выполнены на существующем оборудовании реактора без модернизации контура охлаждения.

В соответствии с прогнозными расчётами давление газа под оболочкой всегда остается меньше, чем в первом контуре реактора. Основная цель экспериментов заключалась в решении материаловедческих задач (изучение свойств материалов активной зоны), оценке радиационных последствий при разгерметизации твэлов (если такая имела место) и получении данных для использования в расчетных кодах.

Успешный опыт проведения этих экспериментов [24] послужил основой для перехода к исследованиям поведения твэлов при разрыве трубопровода максимального диаметра.

В процессе подготовки экспериментов «Малая течь» с участием автора была разработана методика достижения расчетных температурных режимов, предложена конструкция облучательного устройства. Проведенный анализ показал, что основные принципы, заложенные в методике и конструкции облучательного устройства, могут быть использованы при подготовке и постановке экспериментов по программе «Большая течь» ВВЭР.

Однако, условия работы твэлов, а, следовательно, и условия проведения эксперимента «Большая течь» принципиально отличаются от таковых в аварии «Малая течь», по крайней мере, по двум параметрам -большой скорости разогрева оболочки (сотни градусов в секунду на первой стадии аварии и 1.3 градуса в секунду для второй стадии аварии) и по соотношению давлений внутри и снаружи оболочки твэла (внутри больше, чем снаружи). В экспериментах «Малая течь» принципиально другой режим нагружения оболочки - сжатие вместо растяжения. В экспериментах «Большая течь» решаются другие задачи, связанные с деформацией оболочки, которая приводит к уменьшению проходного сечения TBC и возможному стимулированному этим дальнейшему разогреву твэлов. Тем не менее, часть задач экспериментов «Малая течь» остается актуальной и для экспериментов «Большая течь», в частности - получение данных для улучшения расчетных кодов.

Наличие отличительных особенностей эксперимента «Большая течь» потребовало существенной доработки методики проведения эксперимента. Были внесены изменения в конструкцию ЭТВС, применены дополнительные средства измерения параметров экспериментальных твэлов и TBC, проведены дополнительные расчетные исследования.

Для реализации динамики изменения конечного состояния твэлов и ЭТВС в эксперименте необходимо воспроизвести ряд взаимосвязанных параметров:

- энерговыделение в твэлах на различных стадиях эксперимента (номинальный уровень, переходный процесс и уровень остаточного тепловыделения),

- теплообмен между твэлом и теплоносителем в однофазном и двухфазном состояниях,

- термомеханическое состояние твэлов,

- влияние соседних элементов и дистанционирующих решеток на состояние пучка элементов и др.

Проведение интегральных реакторных экспериментов в реакторе МИР обусловлено возможностью реализации требуемых условий испытаний, моделирования динамических процессов с изменением по заданному сценарию параметров теплоносителя и твэлов, использования сложных экспериментальных устройств с обязательным оснащением внутризонными средствами измерений.

Использование в эксперименте в качестве изучаемого объекта 19-ти элементной TBC позволяет наиболее полно моделировать температурные условия в пучке твэлов, оценить размер деформации оболочек и возможность перекрытия (блокады) проходного сечения сборки.

По результатам проведенных прогнозных расчетов авария с потерей теплоносителя протекает в три стадии. Для реализации первой стадии максимальной проектной аварии ВВЭР-1000 требуется специальный контур охлаждения, оснащенный техническими средствами имитации разрыва главного циркуляционного трубопровода. В настоящее время соответствующая экспериментальная установка на реакторе МИР отсутствует. Поэтому пока проводят испытания с моделированием условий,, характерных для второй и третьей стадии аварии, которые представляют самостоятельный интерес, так как именно на второй стадии прогнозируется наибольшее число разгерметизировавшихся твэлов. Этому и посвящена настоящая работа.

Цель работы - получение экспериментальных данных о поведении укороченных твэлов ВВЭР-1000, в том числе с высоким выгоранием топлива, в составе тепловыделяющей сборки в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая Течь».

Для достижения указанной цели автором решены следующие задачи:

- разработка температурного сценария, алгоритма проведения реакторного эксперимента и определение режимов испытания;

- разработка состава и конструкции экспериментальной TBC (ЭТВС), определение объема и номенклатуры средств измерения;

- подготовка и проведение реакторного эксперимента;

- посттестовая обработка результатов измерения и на основе полученных данных разработка практических рекомендаций по расчетному обоснованию реакторных экспериментов «Большая течь».

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

Разработаны температурный сценарий, алгоритм эксперимента и технические средства, которые позволили впервые в интегральном реакторном эксперименте в ПУ ПВП-2 реактора МИР реализовать условия испытания фрагмента TBC ВВЭР-1000, характерные для II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2,Впервые в интегральном реакторном эксперименте получены экспериментальные результаты, которые в совокупности с данными посттестовых материаловедческих исследований позволили получить информацию о поведении твэлов в составе 19-элементного фрагмента TBC реактора ВВЭР-1000, включающего твэлы с выгоранием ~50 МВт-сут/кгЦ, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь».

Практическая ценность работы:

1. Поставленные и решенные автором в рамках данной работы задачи позволили разработать температурный сценарий, алгоритм эксперимента, создать специальное оборудование и провести испытание в реакторе МИР многоэлементного фрагмента TBC ВВЭР-1000 с целью получения экспериментальных данных о поведении твэлов ВВЭР (в том числе с высоким выгоранием топлива) в условиях II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

2. Получены экспериментальные данные, необходимые для верификации и совершенствования расчетных кодов, которые описывают термомеханическое состояние твэлов и используются, в том числе, для расчетов при лицензировании топлива.

Личный вклад

Лично автором и при его непосредственном участии:

- выполнен весь необходимый объем предтестовых расчетов, обосновывающих возможность реализации эксперимента;

- разработаны сценарий и алгоритм эксперимента, устройство для испытания, необходимый объем и схема размещения внутриреакторных датчиков в экспериментальном устройстве;

- разработана программа и проведен реакторный эксперимент, получены первичные результаты измерения параметров;

- разработаны расчетные методы и выполнена в полном объеме посттестовая обработка первичных результатов измерения параметров.

Нельзя не отметить, что проведение реакторных экспериментов - труд коллективный. Непосредственное творческое участие в подготовке и реализации реакторных испытаний принимали сотрудники ГИТ \ НИИАР В.Н. Шулимов, A.B. Алексеев; посттестовых исследований - A.B. Горячев, A.M. Святкин. Нейтронно-физические расчеты выполнены совместно с A.B. Алексеевым. В подготовке эксперимента участвовали A.B. Салатов, О.А.Нечаева (ВНИИНМ), В.П. Семишкин (ОКБ Гидропресс).

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Сценарий и алгоритм проведения реакторного эксперимента.

2. Конструкция ЭТВС для испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».

3. Результаты теплофизических и нейтронно-физических расчетов в обоснование условий и безопасности испытания.

4. Экспериментальные результаты испытания 19-ти элементной TBC, содержащей укороченные твэлы ВВЭР-1000 с высоким выгоранием топлива, в режиме, моделирующем II и III стадии аварии «Большая течь»

5. Результаты посттестового расчетного анализа данных эксперимента.

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы ее цель, новизна и значимость.

Первая глава диссертации посвящена анализу особенностей протекания аварии «Большая течь» и исследованию возможности постановки эксперимента на реакторе МИР. Приводится разработанный температурный сценарий и алгоритм эксперимента, состав экспериментальной TBC. Определены параметры теплоносителя, твэлов и ЭТВС на всех этапах реализации температурно-временного сценария. Представлены результаты расчетных исследований условий эксперимента, обоснована возможность достижения требуемых параметров переходного процесса.

Во второй главе приведены результаты модернизации и методической доработки конструкции экспериментального устройства применительно к программе «Большая течь». Проведено расчетное исследование теплообмена между подъемным и опускным участками экспериментального канала, выполненного по типу канала Фильда, величины потерь тепла в бассейн реактора, необходимой для корректного определения мощности ЭТВС на каждой стадии эксперимента. Определены объем и схема размещения датчиков контроля параметров твэлов и ЭТВС для получения информации в процессе эксперимента. Разработана конструкция экспериментальных твэлов на основе результатов расчетных исследований, определивших величину свободного объема и исходного давления газа в твэлах. Проведено расчетное исследование отклонения показаний ТЭП от истинного значения температуры с целью выбора способа крепления ТЭП к поверхности оболочки. Аналогичные результаты получены и для ТЭП в центре топливного сердечника.

В третьей главе описаны вопросы подготовки и проведения реакторного эксперимента, представлены результаты измерений параметров твэлов и ЭТВС на всех стадиях испытания.

Приведены результаты материаловедческих исследований ЭТВС, позволившие определить:

- степень деформации оболочек и блокировки проходного сечения теплоносителя;

- относительное энерговыделение в топливе по сечению пучка;

- степень и характер окисления оболочек по высоте и поперечному сечению активной зоны ЭТВС.

В четвертой главе показано соответствие параметров испытания заданному температурному сценарию. Рассмотрены методические аспекты обработки экспериментальных результатов. Проведены посттестовые теплогидравлические расчеты и выполнено сравнение с результатами реакторного эксперимента. Сделан вывод о том, что основной вклад в консервативность результатов вносят применяемые корреляционные соотношения для расчета коэффициента теплоотдачи в области ухудшенного теплосъема при переходе в область закризисной теплоотдачи.

Даны рекомендации по подготовке и планированию следующих экспериментов.

В заключении представлены основные результаты выполненной работы и выводы на их основе.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Киселева, Ирина Владимировна

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на: третьей Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР (Подольск. 2003);

- седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2003);

- научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов» (Сосновый Бор, 2004);

- на международной конференции "2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting", (Kyoto. 2005);

- на международной конференции «Ad-hoc LOCA meeting». (Le Seine Saint-Germain, France. 2006);

- восьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 2007).

Автор считает приятным долгом выразить признательность к.т.н. Шулимову В.Н. за всестороннюю поддержку и плодотворное сотрудничество при разработке методики испытаний, подготовке и проведении реакторных экспериментов; Алексееву A.B., совместно с которым получены экспериментальные результаты и выполнены нейтронно-физические расчеты; своему научному руководителю д.т.н. Калыгину В.В. за ценные замечания и полезные советы при подготовке диссертационной работы; Горячеву A.B. за основной вклад в проведение посттестовых исследований, результаты которых существенно дополнили данные, полученные непосредственно в реакторном эксперименте; персоналу реактора МИР за эксплуатационное обеспечение экспериментальных исследований.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Киселева, Ирина Владимировна, 2010 год

1. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Утверждена Постановлением Правительства РФ от 06.10.06 №605

2. Scaling Criteria and an Assessment of Semiscale MOD-3 Scaling for Small Break LOCA Transient.// USNRC Report EGG-SEMI-5121, March 1980.

3. Kuczera В., Hagen S., Hofmann P. (KFK-FRG) LWR Fuel Rod Bundle Behavior Under Severe Fuel Damage Condition.// Transactions of American Nuclear Society, 1988, v. 57, p. 155.

4. Hofmann P., Hagen S., Schanz G. et al. (KFK) Chemical-Physical Behavior of LWR Core Components in Severe Accidents.//Behavior of core materials and fission product release in accident conditions in LWRs. IAEA TECDOC-706 Vienna, 1993, p. 12

5. F.Nagase, M.Tanimoto, H.Uetsuka, Japan "Study on high burnup fuel behavior under LOCA condition at JAERY." IAEA-TECDOC-1320"Fuel behavior under transient and LOCA conditions"2002, pp.270-278

6. Бурукин В.П., Клинов A.B., Топоров Ю.Г. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации.// Атомная техника за рубежом, 1988, №6, с. 7 15.

7. A.Mailliat, C.Grandjean, G.Hache, France "IPSN proposal for high burnup fuel LOCA experimental programs" IAEA-TECDOC-1320"Fuel behavior under transient and LOCA conditions"2002, pp.279-289

8. E.H.Karb, L.Sepold, P.Hofmann et al. Germany "LWR fuel rod behavior during reactor tests under loss-of-coolant conditions: results of the FR2 in-pile tests." Journal of Nuclear Materials 1982№107, pp.55-77

9. Laura Kekkonen "LOCA testing at Halden. In-pile results from the WER LOCA test IFA-650.6 (HWR-870)". EHPG Meeting, 18-23 May 2008, Loen

10. Безруков Ю.А., Каретников Г.В., Логвинов С.А. Исследования блокирования проходного сечения TBC реактора ВВЭР-1000 в условиях МПА.// Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика — 99», Обнинск, 1999, с. 229 231.

11. Кириллов П. Л., Селиванов В.М. Основные направления теплофизических исследований вопросов безопасности водо-водяных реакторов в ФЭИ.//Сборник трудов международного семинара «Теплофизика 90», Обнинск, ФЭИ, т.1, 1991, с. 6 - 25.

12. Аверьянов C.B., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А. Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках.//Сборник докладов межотраслевой конференции «Теплофизика -89», Обнинск, ФЭИ, 1992, с. 90 94.

13. Липатов И. А., Дремин Г.И., Галчанская С. А. и др. Экспериментальные исследования на интегральной установке ПСБ-ВВЭР.//Сборник тезисов докладов отраслевой конференции «Теплофизика -99», Обнинск, ФЭИ, 1999, с. 221 223

14. Цыканов В.А., Смирнов В.П., Горячев A.B. и др. Исследование поведения топлива легководных реакторов в аварийных условиях // Сборникдокладов 7-ой Российской конференции по реакторному материаловедению, 2003 г., г.Димитровград, т.2, часть 3,с. 3-22.

15. O.A. Nechaeva, A.V. Salatov, I.V Kiseleva et al. Estimation of Water-Water Energy Reactor Fuel Rod Failure in Design Basic Accidents. «2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting», Kyoto, Japan, 2-6 oct. 2005. Paper Nol083, Track No 5. CD.

16. Андреева-Андриевская Л.Н., Нечаева O.A., Салатов A.B., Соколов Н.Б. РАПТА-5: программа расчетного моделирования поведения твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в проектных аварийных режимах. // ФНР ЯРБ, паспорт аттестации ПС №60 от 17.10.96.

17. Семишкин В.П., Драгунов Ю.Г. Термомеханическое поведение твэлов и TBC в аварии «большая течь» и обоснование безопасности РУ с ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечениебезопасности АЭС. 2004. - Вып. 7. - С.19-38.

18. Алексеев A.B., Горячев A.B., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты испытания в канале реактора МИР фрагмента TBC ВВЭР-1000 в режиме максимальной проектной аварии.// Ж. Атомная энергия : 2007(нояб), т.ЮЗ, вып.5., стр.286-291

19. Ижутов A.JL, Калыгин В.В., Киселева И.В. и др. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2007(нояб), т.ЮЗ, вып.5., стр.286-291.

20. Протокол совещания по рассмотрению сценария эксперимента, утв. Вице-президентом ОАО ТВЭЛ Лавренюком П.И 25.10.01г.

21. Гомин Е.А., Гуревич М.И. Майоров JT.B., Марин С.В. Описание применения и инструкция для пользователя программой MCU-RFFI расчета методом Монте-Карло нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов: Препринт ИАЭ-5837/5, 1994.

22. Программное средство «ТЕЧЬ-97». Аттестационный паспорт №112, 02.09.99г., рег.№ ЦЭП 436.

23. W.Wiesenack. Assessment of U02 conductivity degradation based on in-pile temperature data. International Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance. Portland, Oregon, March 2-6,1997. Portland, 1997.

24. Ли Б., Koo Я., Сон Д. Влияние характеристик краевой зоны на теплопроводность и02-топлива при высоком выгорании. //Атомная техника за рубежом. 2001, №10. С.29-35.

25. Алексеев A.B. Разработка программы "МУЗА" для теплогидравлических расчетов экспериментальных устройств исследовательских ядерных реакторов.// Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР,. 2004г. Вып.З.

26. Сулаберидзе В.Ш., Валиуллин Ф.Х., Котов Н.П., Чернобровкин Ю.В. Средства измерения давления в экспериментах на исследовательских реакторах. /Шрепринт.НИИАР-6(861).Димитровград, 1997. 37с.

27. Шулимов В.Н., Киселева И.В., Алексеев A.B. Испытание фрагмента TBC реактора ВВЭР-1000 во второй стадии максимальной проектной аварии. Эксперимент БТ-2.// Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2001 году. Димитровград, 2002, с.67-68.

28. Калыгин В.В., Киселева И.В., Шулимов В.H. и др. Испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях, моделирующих II и III стадии проектной аварии «Большая течь».// «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 4,2009, с. 132-136.

29. Горячев А.В., Косвинцев Ю.Ю., Чесанов В.В. Метод определения локальной глубины окисления облученной оболочки.// Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2002году. Димитровград, 2003г., с.74-76.

30. Звир Е.А., Жителев В.А., Смирнов В.П. Измерение параметров формоизменений твэлов по результатам количественной обработки изображений их поперечных сечений. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 1999, вып.З, с.74 83.

31. Nijsing. "Temperature and heat flux distribution in nuclear fuel element rods". Nuclear engineering and design 4 (1966). 1-20.

32. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов.-М.: Энергоатомиздат, 1989.

33. Baker L., Just L., Studies of metal-water reactions at high temperatures. Ill Experimental and theoretical studies of the zirconium-waterreaction // ANL-6548-196.