Моделирование процессов окисления материалов активной зоны водо-водяных реакторов в условиях тяжёлых аварий на АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.14, кандидат физико-математических наук Шестак, Валерий Евгеньевич

• Шестак, Валерий Евгеньевич
• кандидат физико-математических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Шестак, Валерий Евгеньевич

Введение.

Глава 1. Анализ подходов к моделированию процессов окисления материалов активной зоны водо-водяных реакторов в условиях тяжёлой аварии.

1.1 Окисление материалов твэлов в условиях эксплуатации и тяжёлой аварии.

1.2. Окисление таблеток карбида бора поглощающих стержней при тяжёлой аварии.

1.3 Обзор подходов к моделированию процессов окисления материалов активной зоны.

Глава 2. Разработка физических моделей процессов протекающих при окислении материалов A3 в условиях тяжёлой аварии на АЭС и их численная реализация в рамках компьютерного кода SVECHA/QUENCH.

2.1 Общая характеристика кода SVECHA/QUENCH.

2.2 Разработка и имплементация в код моделей двумерной теплопроводности в твэле и теплообмена-массопереноса в потоке газовой смеси.

2.2.1 Физическая модель двумерной теплопроводности в твэле.

2.2.2 Физическая модель теплообмена и массопереноса в газовом канале.

2.2.3 Реализация моделей в виде программных модулей и имплементация в код.

2.3 Реализация и имплементация в код модели окисления и гидрирования циркониевой оболочки твэла при высоких температурах.

2.3.1 Физическая модель окисления и гидрирования циркониевой оболочки твэла.

2.3.2 Реализация моделей в виде программных модулей и имплементация в код.

2.4 Разработка и имплементация в код модели окисления В4С в потоке водяного пара при высоких температурах.

2.4.1 Физическая модель окисления В4С в потоке водяного пара при высоких температурах.

2.4.2 Реализация модели в виде программного модуля и имплементация в код.

2.5. Реализация и имплементация в код модели одновременного перемещения и окисления жидкой U-Zr-О блокады.

2.5.1 Анализ экспериментальных данных по окислению и перемещению расплавленных материалов активной зоны.

2.5.2 Физическая модель окисления и перемещения жидкой U-Zr-О блокады.

2.5.3 Реализация модели в виде программного модуля и имплементация в код.

Глава 3 Моделирование высокотемпературного окисления оболочек твэлов и расплавленных материалов A3.

3.1 Моделирование маломасштабных экспериментов по окислению оболочек твэлов.

3.2 Моделирование маломасштабных экспериментов по окислению оболочек твэлов, имитирующих условия запроектной аварии.

3.2.1 Методика проведения экспериментов и основные результаты.

3.2.2 Результаты моделирования экспериментов.

3.4 Моделирование окисления и перемещения расплавленных материалов A3.

3.4.1 Моделирование окисления жидкой блокады в крупномасштабных экспериментах PHEBUSFP.

3.4.2 Методика проведения и основные результаты экспериментов CORA-Wl,W2.

3.4.2 Результаты моделирования эксперимента CORA-W1.

Глава 4. Моделирование окисления В4С паром при высоких температурах.

4.1 Результаты верификации модели по данным маломасштабных экспериментов.

4.2 Моделирование поведения В4С стрежня в условиях крупномасштабного эксперимента QUENCH-07.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование процессов окисления материалов активной зоны водо-водяных реакторов в условиях тяжёлых аварий на АЭС»

Для обеспечения безопасности АЭС важной задачей является прогнозирование поведения активной зоны реактора в условиях предполагаемой тяжёлой аварии (ТА). Одним из основных методов прогнозирования процессов протекающих в активной зоне (A3) реактора в аварийном режиме, наряду с экспериментальными методами, является компьютерное моделирование.

Поведение тепловыделяющих элементов (твэлов), составляющих основную часть активной зоны водо-водяного энергетического реактора, является определяющим при развитии аварии на АЭС. При аварии с потерей теплоносителя, вследствие осушения активной зоны реактора и падения давления в первом контуре, происходит разогрев твэлов из-за уменьшения отвода тепла с оболочек твэлов и остаточного тепловыделения в топливе. Интенсивное парообразование при повторном заливе активной зоны реактора водой приводит к экзотермическому окислению защитных оболочек твэлов, дальнейшей эскалации температуры и генерации водорода. В процессе повторного залива происходит интенсивное охлаждение циркониевых оболочек, что может привести к сквозному растрескиванию оболочек, имеющих сниженную пластичность вследствие окисления, или даже к фрагментации твэлов. Увеличение поверхности взаимодействия циркония с паром (внутреннее окисление оболочек и трещин) вследствие разрушения оболочек обусловливает интенсификацию окисления и увеличение выхода водорода.

Образующийся в процессе окислении циркониевых оболочек водород растворяется в окисленных и не окисленных частях оболочек твэлов со значительным экзотермическим эффектом и, в последующем при охлаждении, может образовывать гидриды, приводящие к снижению пластичности и прочности оболочек. Генерация водорода при повторном заливе представляет собой существенную угрозу с точки зрения безопасности, в случае перемешивания водорода с воздухом, водород может образовать взрывоопасную воздушно-водородную смесь (как в случае Чернобыльской аварии в СССР 1986 г. на 4-ом блоке ЧАЭС).

В случае продолжающегося роста температуры активной зоны начинается плавление металлических фаз циркониевых оболочек твэлов. Жидкий металл растворяет топливные таблетки и внешний слой оксида. После разрушения внешнего оксидного слоя оболочек и быстрого стекания расплава в виде капель и ручейков в более холодные области активной зоны возможно формирование массивного расплава U-Zr-O, который может частично или полностью блокировать канал охладителя. Сформировавшаяся массивная блокада медленно перемещается вниз, растворяя элементы активной зоны, интенсивно окисляясь и приводя к дальнейшей эскалации температуры и генерации водорода (как при аварии на АЭС "Три

Майл-Айленд" в США 1979 г., где произошло расплавление примерно половины A3 водо-водяного реактора).

Другим материалом, окисление которого может существенным образом влиять на сценарий протекания тяжёлой аварии с разрушением активной зоны реактора, является карбид бора, который широко используется как поглотитель нейтронов в западных реакторах и российских ВВЭР. В течение предполагаемой тяжелой аварии В4С реагирует с ближайшей к нему стальной оболочкой и формирует эвтектику при температуре 1200°С, намного ниже по сравнению с температурой плавления отдельных компонентов поглощающего стержня. В результате разрушения стальной оболочки материал поглотителя может быть подвержен взаимодействию с паром в активной зоне реактора. Окисление В4С паром является сильно экзотермической реакцией и производит в 6 — 7 раз большее количество водорода по сравнению с окислением такой же массы циркония. Кроме того, в результате этой реакции формируются газообразные вещества, содержащие углерод и бор (в том числе горючие, такие как СН4, СО), которые могут существенно изменить химические взаимодействия продуктов деления ядерного топлива. В частности, могут сильно повлиять на выход йодистых органических соединений.

Вышеописанные процессы окисления материалов A3 реактора подробно исследовались в маломасштабных экспериментах в изотермических условиях и с переменной температурой, проводимых в различных лабораториях в России и за рубежом. Влияние процессов окисления на разрушение активной зоны реактора в процессе тяжелых аварий исследовалось в экспериментах со сборками имитаторов твэлов на крупномасштабных стендах.

В представляемой работе моделируются следующие процессы, протекающие в активной зоне реактора в условиях ТА: теплопроводность и теплообмен в твэле; окисление циркониевой оболочки твэла; окисление таблеток В4С водяным паром; одновременное окисление и перемещение жидкого U-Zr-0 кориума в форме массивной блокады канала теплоносителя.

Целью представляемой работы является:

• разработка физических моделей окисления материалов A3 на базе анализа маломасштабных экспериментов и их численная реализация в рамках исследовательского компьютерного кода SVECHA/QUENCH (S/Q), разрабатываемого при непосредственном участии автора для описания процессов, протекающих в твэле в условиях ТА на АЭС;

• верификация кода S/Q на базе маломасштабных и крупномасштабных экспериментов, имитирующих процессы разрушения твэлов и твэльных сборок в условиях ТА, для подтверждения адекватности реализованных физических моделей, программных модулей и кода в целом;

• моделирование с использованием кода S/Q процессов окисления материалов A3 водоводяных реакторов в условиях ТА.

Научная новизна работы состоит в разработке физических моделей и программных модулей с высокой степенью детализации процессов, протекающих при окислении материалов A3 водо-водяных реакторов в условиях ТА:

• модуль высокотемпературного окисления Zr-оболочки твэла с учетом её термомеханического поведения;

• модуль окисления расплава U-Zr-О кориума, теплообмена и перемещения массивной жидкой U-Zr-О блокады в A3 реактора в процессе её разрушения при ТА;

• модуль окисления таблеток В4С паром при высоких температурах с учётом зависимость скорости окисления от газодинамических условий в газовом потоке парциальное давление пара, скорость потока). Новые модели использованы для создания компьютерного кода, согласованно моделирующего различные физико-химические процессы, протекающие в твэлах водо-водяных реакторов в условиях, характерных для различных режимов ТА.

Практическая ценность состоит в том, что разработанный код S/Q является инструментом для реализации и верификации моделей физических процессов и баз данных по свойствам материалов; позволяет проводить моделирование и детальный анализ экспериментов как с одиночными твэлами, так и со сборками твэлов. Отдельные модели, реализованные в данном коде и верифицированные с его помощью, и код в целом могут быть использованы в интегральных кодах, моделирующих процессы разрушения A3 реактора. Новые модели являются составной частью разрабатываемого в ИБРАЭ РАН интегрального кода СОКРАТ, предназначенного для моделирования тяжелых аварий на АЭС, а код S/Q в целом является составной частью топливного кода SFPR, разрабатываемого в ИБРАЭ РАН при активном участии автора.

Личный вклад автора:

• разработана, численно реализована и имплементирована в S/Q код модель высокотемпературного окисления циркониевой оболочки с учетом ее гидрирования и термомеханического поведения;

• разработан и имплементирован в S/Q код численный модуль для расчёта эволюции двумерного температурного распределения в твэле;

• разработана, численно реализована и имплементирована в S/Q код физическая модель окисления расплава U-Zr-O кориума, а также модель его теплообмена и перемещения в форме массивной жидкой блокады в каналах теплоносителя;

• разработана, численно реализована и имплементирована в S/Q код физическая модель окисления В4С водяным паром при высоких температурах;

• проведено моделирование с использованием S/Q кода поведения материалов активной зоны реактора в экспериментах в условиях, характерных для различных режимов тяжелых аварий.

Положения, выносимые на защиту.

1. Разработка и верификация диффузионной модели высокотемпературного окисления Zr-оболочки в паре с учетом влияния механического растрескивания оксидной пленки на кинетику окисления.

2. Разработка модели окисления расплава U-Zr-О кориума и ее применение для численной интерпретации наблюдений в крупномасштабных экспериментах. На базе новой модели окисления расплава, разработка и верификация модели теплообмена и перемещения массивной жидкой U-Zr-О блокады в A3 реактора в процессе ее разрушения при ТА.

3. Разработка и верификация модели окисления В4С паром при высоких температурах.

4. Включение новых моделей в компьютерный код S/Q; результаты и выводы, полученные при моделировании с использованием кода процессов окисления материалов A3 реакторов в условиях ТА.

Структура и объем диссертации: диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения и списка литературы.

Заключение диссертации по теме «Теплофизика и теоретическая теплотехника», Шестак, Валерий Евгеньевич

Основные результаты работы состоят в следующем.

1. Разработан комплекс компьютерных программ для моделирования процессов, протекающих при окислении материалов A3 водо-водяных реакторов в условиях ТА на АЭС, вошедших в состав кода S/Q, разрабатываемого при непосредственном участии автора.

2. Осуществлена разработка и верификация модели высокотемпературного окисления Zr-оболочек твэлов по результатам маломасштабных экспериментов, получено хорошее соответствие результатов моделирования с экспериментальными данными.

3. Разработана модель окисления расплава U-Zr-O кориума, которая была применена для численной интерпретации наблюдений в крупномасштабных экспериментах. На базе новой модели окисления расплава разработана и верифицирована модель теплообмена и перемещения массивной жидкой U-Zr-O блокады в активной зоне реактора в процессе ее разрушения при ТА.

4. Осуществлена разработка и верификация модели высокотемпературного окисления В4С паром по результатам маломасштабных экспериментов, получено хорошее соответствие результатов моделирования с экспериментальными данными. В целом модель окисления В4С адекватно предсказывает интенсивности стационарного выхода водорода и двуокиси углерода (в основном отклонение не превышает 20%) и очень низкие интенсивности выхода для оксида углерода и метана.

5. Осуществлено моделирование с помощью кода S/Q окисления оболочек твэлов в маломасштабных экспериментах с быстрым охлаждением, воспроизводящих условия повторного залива при ТА. Результаты моделирования для толщины слоев Zr02 и а-Zr(O) хорошо согласуются с экспериментальными данными (расхождение не превышает 20%). Принимая во внимание не достаточную точность экспериментальных измерений по выходу водорода, получено удовлетворительное совпадение расчетных и экспериментальных данных.

6. Моделирование крупномасштабных экспериментов со сборками твэлов, в которых наблюдалось перемещение жидкого кориума A3 реактора в форме массивной блокады, продемонстрировало возможность описать основные, особенности поведения блокады. Получено хорошее соответствие результатов вычислений с экспериментальными данными для скорости перемещения блокады (1—2 мм/с) и степени растворения UO2 топлива перемещающимся U-Zr-O расплавом.

7. Проведенное с использованием кода S/Q численное моделирование процессов, происходящих в условиях предполагаемой тяжёлой аварии в экспериментах со сборками стержней, позволило установить:

• сквозное растрескивание в результате повторного залива приводит к незначительному вкладу в общее количество выделившегося водорода за весь период эксперимента (включая предварительное окисление), но имеет существенное значение на стадии повторного залива;

• кислородное голодание окисленных оболочек твэлов может представлять значительную опасность при тяжёлой аварии;

• в эксперименте наличие центрального стержня с таблетками из карбида бора не оказало существенного влияния на производство водорода, важным представляется эффект поглощающего стержня на поведение материалов сборки, связанный с формированием жидких эвтектик (со сталью и цирконием), их перемещением и блокированием канала сборки.

Заключение

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Шестак, Валерий Евгеньевич, 2009 год

1. Уайэтт JI.M. Материалы ядерных энергетических установок: Пер. с англ. —М.: Атомиздат, 1979. -256 с.

2. Самойлов А.Г., Волков B.C., Солонин М.И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов: Учебник для вузов. —М.: Энергоатомиздат, 1996. -400 с.

3. Дуглас Д. Металловедение циркония. Пер. с англ. Под ред. чл-корр. АН СССР Займовского А.С. —М.: Атомиздат, 1975. —360 с.

4. Chung H.M., Kassner T.F., Embrittlement Criteria for Zircaloy Fuel cladding Applicable to Accident Situations in Light-Water Reactor. Summary Report. Argonne National Laboratory, Materials Science Division, NUREG/CR-1344, ANL-79-48, January 1980.

5. Leistikow S., Kraft R., Creep-Rupture of Zircaloy Tubing under Superimposed High Temperature Steam Oxidation at 900 °C. EUROCOR'77 6th European Congress on Metallic Corrosion, Society of Chemical Industry, London 12 13 September 1977. —p. 577 - 584.

6. Burton В., Donaldson A.T., Reynolds G.L., Interaction of Oxidation and Creep in Zircaloy-2 / Zirconium in the Nuclear Industry (Fourth Conference), ASTM STP 681, American Society for Testing and Materials, 1979. —p. 561 585.

7. Siefken L.J., Calculation of Hydrogen and Oxygen Uptake in Fuel Rod Cladding During Severe Accidents Using the Integral Diffusion Method. Preliminary design report. Idaho National and Environmental Laboratory. INEEL/EXT-98-00664, Rev. 1, February 1999.

8. Белогуров А.И., Рачук B.C., Рудис М.А., Холодный В.И., Некоторые вопросы прочности материалов и элементов конструкций в водородной энергетике. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, № 5(13), 2004. —p.12 18.

9. Nasage F., Fuketa Т., Effect of Pre-Hydriding on Thermal Shock Resistance of Zircaloy-4 Cladding under Simulated Loss-of-Coolant Accident Conditions. // Jjurnal of Nuclear Science and Technology, Vol. 4, № 7, July 2004. —p. 723 729.

10. Hofmann P., Hering W., Homann C. at al., QUENCH-01 Experimental and Calculation Results. Forschungszentrum Karlsruhe, Technik und Umwelt, FZKA 6100. November 1998.

11. Hofmann P., Current knowledge on core degradation phenomena, a review, J. Nucl. Mater. 270, 194-211 (1999).

12. Hofmann P., Kerwin-Peck D.K., J. Nucl. Mater. 124 (1984) 80.

13. Gommier C., Geofiroy G., Adrogeuer В., PHEBUS SFD programme, main results in ANS Proceedings, ANS Meeting, Portland, 1991, p. 76.

14. Special issue on Materials interactions and temperatures in the TMI-2 core, Nuclear Technology, vol.87/1, 1989, pp. 13-326.

15. Hofmann H., Markiewicz M., Spino J., Reactor behaviour of B4C absorber material with stainless steel and Zircaloy in severe LWR accidents, Report KFK 4598, Kernforschungszentrum Karlsruhe, July 1989.

16. Nagase F., Uetsuka H., Otomo Т., Chemical interactions between B4C and stainless steel at high temperatures, J. Nucl. Mat. 52, 245 (1997).

17. Gogotsi G.A., Groushevsky Y.L., Dashevskaya O.B., Complex investigations of hot-pressed boron carbide, L. Less-Common Metals 117, 225 230 (1986).

18. Sato Т., et al., Oxidation of non-oxide ceramics by water vapour at high temperatures, Fac. Eng., Tohoku Univ., Sendai, Japan, Zairyo 37(412), 77 82 (1988).

19. Veshchunov M., Berdyshev A., Boldyrev A., Palagin A., Shestak V., Development of a Rod Quenching Model, NCI-SAAR-57-97, Moscow, July 1997.

20. Neitzel H.J., PECLOX: A Computer model for the Calculation of the Internal and External Zircaloy Cladding Oxidation, KfK4422, CNEANT-36/87, October 1988.

21. Iglesias F.C., Sagat S., Sills H.E., Res Mechanica, 17 (1986) 125.

22. Voltchek A.M., Kisselev A.E., Veshchunov M.S., Modelling of the Pellet/Cladding/Steam Interactions in the framework of the Oxygen Diffusion Theory (T<2273 K), Preprint NSI-SAAR-03-94, Moscow, 1994.

23. Olander D.R., Materials Chemistry and Transport Modelling for Severe Accident Analysis in Light-Water Reactors, I: External Cladding Oxidation, Nucl. Eng. Des., 148 (1994) 253.

24. Модели взаимодействия материалов топливных элементов в процессах разрушения активной зоны реактора при тяжёлых авариях на атомных станциях. — Труды ИБРАЭ РАН. Под редакцией Болынова JI.A. Выпуск 1. — М.: «Наука», 2007. — 127 с.

25. Gauntt R.O. et al., MELCOR Computer Code Manuals,. Version 1.8.5, NUREG/CR-6119, Rev. 2, SAND2000-2417/1, May 2000.

26. SCDAP/RELAP5/Mod3.2 Code Manual Volume II: Damage Progression Model Theory. NUREG/CR-6150, INEL-96/0422, Rev. 1, October 1997.

27. SCDAP/RELAP5/MOD2 Code Manual, Volume 4: MATPRO A Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis. NUREG/CR-5273 EGG-2555. Vol.4., 1990.

28. NOTE TECHNIQUE DRS/SEMAR 92/24. ICARE2. Version 2.MOD 0 and MOD 0.1. Description of physical models. Institute de Protection et de Surete Nucleaire. CEA-France.

29. Lassmann K., URANUS A Computer Programme for the Thermal and Mechanical Analysis of the Fuel Rods in Nuclear Reactor, Nuclear Engineering and Design, Vol. 45, №2, —p. 325 -342, February 1978.

30. Lassmann K., TRANSURANUS: A Fuel Rod Analysis Code Ready For Use, Journal of Nuclear Materials, Vol. 188, pp. 295 302,1992.

31. Veshchunov M.S., Palagin A.V., Yamshchikov N.V., Boldyrev A.V., Voltchek A.M., Code package SVECHA. Modelling of Core Degradation Phenomena at Severe Accidents. Preprint -NSI-18-94. Moscow, Nuclear Safety Institute, 1994.

32. Veshchunov M.S., Palagin A.V., Volchek A.M., Yamshchikov N.V., Boldyrev A.V., Galimov R.R., Kurchatov S.Yu., Code package SVECHA: Core degradation at severe accidents. Transaction of SMIRT-13 Conference, Vol.1, 1995.—p. 159- 163.

33. Berdyshev A.V., Matveev L.V., Veshchunov M.S., Development of the data base for the kinetic model of the Zircaloy4/steam oxidation at high temperatures (1000°C<T<1825°C), Preprint IBRAE-97-05, Moscow, 1997.

34. Berdyshev A.V., Boldyrev A.V., Palagin A.V., Shestak V.E., Veshchunov M.S., Development of SVECHA/QUENCH Code for Modeling Fuel Cladding Degradation in QUENCH tests. Transactions.SMiRT 16, Paper # 2028.Washington DC, August 2001.

35. Белецки Я. Фортран 77. —M.: Высшая школа, 1991.-207 с.

36. Мак-Кракен Д., Дорн У. Численные методы и программирование на Фортране. —М.: Мир, 1977.-584 с.

37. Самохин А.Б., Самохина А.С. Численные методы и программирование на Фортране для персонального компьютера. —М.: Радио и связь, 1996. -224 с.

38. Abriata J.P., Garces J., Versaci R. Bull., Alloy Phase Diagrams, 7, 1986. —p. 116.

39. M.S.Veshchunov, A.V.Berdyshev, Modelling of Hydrogen Absorption by Zirconium Alloys during High Temperature Oxidation in Steam, J. Nucl. Mater., 1998, v.255, p.p. 250 262.

40. Самарский A.A., Гулин A.B. Численные методы: Учеб. Пособие для вузов. —М.: Наука, 1989. -432 с.

41. Самарский А.А., Попов Ю.П. Разностные методы решения задач газовой динамики.— М.: Наука, 1980.-352с.

42. Steinbruck M., Veshchunov M.S., Boldyrev A.V., Shestak V.E., Oxidation of B4C by steam at high temperatures: New experiments and modeling, Nuclear Engineering and Design, 237 (2006) p.p. 161-181.

43. Болдырев A.B., Вещунов M.C., Шестак B.E., Модель окисления В4С паром при высоких температурах, Известия Российской Академии Наук, Энергетика, 6 (2007) 29 47.

44. Yungman V.S., Iorish V.S., Belov G.V., IVTANTHERMO for windows database on thermodynamic properties of individual substances and thermodynamic modeling software (version 3.0).

45. Kutepov A.M., Polyanin A.D., Zapryanov Z.D., Vyazmin A.V., Kazenin D.A., Chemical Hydrodynamics (Handbook), Quantum, Moscow 1996.

46. Bretshnayder S., The properties of gases and liquids, Moscow, Chemistry, 1966.

47. Reid R.C., Prausnitz J.M., Sherwood Т.К., The properties of gases and liquids, McGraw-Hill, Inc., New York, 1977.

48. Singh P.C. and Singh S., Int. Comm. Mass Transfer, 10 (1983) 123.

49. Hanniet-Girault N., Repetto G., 1999. FPT-0 Final Report, Document Phebus PF: IP/99/423, February.

50. Bourdon S., Barrachin M., De-Bremaecker A., 2000. FPT1 Final Report, Vol. 2, IPSN.

51. Ronchi C. and Sheindlin M., 2002. Int. J. Thermophys. 23, 293.

52. Repetto G., 2003. Analysis of the FPT-0, FPT-1 and FPT-2 experiments with the ICARE/CATHARE code. 5th Technical Seminar on the Phebus FP Program, Aix-en- Provence, June 24-26.

53. Hagen S., Hofmann P., Noack V., Schanz G., Schumacher G. and Sepold L., Test Results of Experiment CORA Wl, KfK 5212, 1994.

54. Noack V., Hagen S., Hofmann P., Schanz G., and Sepold L., Material distribution in LWR-type Bundles Tested under severe accident conditions, Nucl. Technol. 117 (1997) 158.

55. Hering W., Modellierung des Experimentes CORA und Interpretation von Versuchsergebnissen mit dem Erweiterten Kernschmelzcode SCDAP/MOD1, Thesis, 1993.

56. Veshchunov M.S. and Palagin A.V., Modeling of chemical interactions of fuel rod materials at high temperatures. Part II. Investigation of downward relocation of molten materials. J.Nucl.Mater, 252 (1998) 110 120.

57. Veshchunov M.S. and Berdyshev A.V., Modeling of chemical interactions of fuel rod materials at high temperatures. Part I. Simultaneous dissolution of UO2 and ZrC>2 by molten Zr in an oxidizing atmosphere. J.Nucl.Mater, 252 (1998) 98 109.

58. Veshchunov M.S., Mueller K. and Berdyshev AN., Molten corium oxidation model, Nuclear Engineering and Design, 235 (2005) 2431 -2450.

59. Veshchunov M.S., Boldyrev A.V., Shestak V.E. Mueller K., Analysis of molten pool physico-chemical interactions and interpretation of the Phebus FP tests observations, Nuclear Engineering and Design, 238 (2008) 1728 1742.

60. Палагин A.B., Физическая модель перемещения и окисления расплавленных материалов на втором этапе разрушения активной зоны АЭС, Изв. РАН Энергетика, 2002, №6, с. 52 -64.

61. Veshchunov M.S., Boldyrev A.V., Muller К., Analyses of the Phebus FPT0 and FPT1 Tests using extended Models for Molten Pool Formation, JRC Technical Note No. EUR 22207 EN, SAWGNo. 2006/01, NSI-SARR-212-06, Petten, 2006.

62. M.S. Veshchunov, A.B. Boldyrev, V.E. Shestak, K. Mueller, Analysis of molten pool physico-chemical interactions and interpretation of the Phebus FP tests observations, Nuclear Engineering and Design, 238 (2008) 1728 1742.

63. M.S. Veshchunov, V.E. Shestak, Model for melt blockage (slug) relocation and physico-chemical interactions during core degradation under severe accident conditions, Nuclear Engineering and Design, 238 (2008) 3500 3507.

64. Leistikow S., Schanz G., The Oxidation Behavior of Zircaloy-4 in Steam between 600 and 1600°C. Werkstoffe und Korrosion, 36 (1985),—p. 105.

65. Hofmann P., Chemical Interaction of Zircaloy-4 Tubing with UO2 Fuel and Oxygen at Temperature between 900 and 2000 °C (Experiment and PECLOX Code). Part I: Experimental Results, KfK 4422, CNEANT-36/87. Oktober 1988.

66. Кунгурцев И.А., Чесанов В.В., Кузьмин И.В., Лебедюк И.В., Исследование окисления образцов оболочки отработавшего твэла ВВЭР-1000 и необлученной оболочки из сплава Э-110 при температуре 1200°С, Отчет ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1999.

67. Steinbock L., Stuckert J., Determination of the Crack Patten of Quenched Zircaloy Tubes. Forschungszentrum Karlsruhe, Technik und Umwelt, FZKA 6013, 1997.

68. Steinbruck M., Meier A., Stegmaier U., Steinbock L., Experiments on the oxidation of boron carbide at high temperatures, Forschungszentrum Karlsruhe, report FZKA 6979, 2004.

69. Krauss W., Schanz G., Steiner H., TG-Rig Tests (Thermal Balance) on the Oxidation of B4C. Basic Experiments, Modelling and Evaluation Approach, SAM-COLOSS-P027, FZKA 6883, October 2003.

70. Sepold L., Krauss W., Miassoedov A., Piel D., Stegmaier U., Steinbruck M., Homann C., Horn S., QUENCH-07 Test Data Report, Interner Bericht 32.21.08 PSF 3360 SAM-COLOSS-PO24, FZK2002.

71. Sepold L., Heck M., Homann C., Miassoedov A., Schanz G., Stegmaier U., Steinbruck M., Stuckert J., Synthesis Report on the QUENCH-07 and QUENCH-09 Experiments, Interner Bericht 32.21.08 PSF 3386 SAM-C0L0SS-P056, FZK 2003.

72. Steinbrueck M., Homann C., Miassoedov A., Schanz G., Sepold L., Stegmaier U., Steiner H., Stuckert J., Results of the B4C Control Rod Test QUENCH-07, FZKA 6746, 2004.