Высокотемпературные процессы с расплавами кориума в проблеме безопасности АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Бешта, Севостьян Викторович

• Бешта, Севостьян Викторович
• доктор технических наук
• 2004

Оглавление диссертации доктор технических наук Бешта, Севостьян Викторович

Q - тепловой эффект, кДж/г; q - плотность теплового потока, МВт/м2;

S - энтропия, кДж/(г град);

Т - температура, °С;

T]jq- температура ликвидус, °С

Тэвт. эвтектическая температура, К t - время, с; w - скорость нагрева, К/с; х - время, с; окс - теплопроводность расплавов оксида, Вт/(м К); 8т - степень черноты; х - толщина окалины, мм; у,0 - стандартный химический потенциал г-того компонента; Yi - коэффициент активности г-того компонента; Xi - концентрация г-того компонента в системе.

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

1. Обзор экспериментальных исследований по проблеме кориума

2. Создание экспериментальных установок для исследования

2.1 Выбор метода нагрева и способа удержания расплава

2.2 Экспериментальные установки серии «Расплав»

2.3 Система экспериментальных измерений и особенности высокотемпературных измерений при исследовании процессов в расплаве

2.4 Погрешности экспериментальных измерений

2.5 Крупномасштабная экспериментальная установка

3. Экспериментальные исследования в обоснование концепции удержания расплава в корпусе реактора

3.1 Взаимодействие расплава окисленного кориума со сталью корпуса реактора

3.2 Модель коррозии корпусной стали при взаимодействии с расплавом окисленного кориума

3.3 Взаимодействие неокисленного кориума со сталью корпуса реактора

3.4 Взаимодействие оксидного расплава с металлическим и структура ванны кориума

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Высокотемпературные процессы с расплавами кориума в проблеме безопасности АЭС с ВВЭР»

АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ. Обеспечение безопасности АЭС по мере развития ядерной энергетики во все большей степени базируется на принципах глубоко эшелонированной защиты III. Допускается, что, несмотря на все принятые превентивные проектные меры, включая системы безопасности, авария может произойти в результате технических отказов и/или ошибок персонала. Совокупность технологических систем и систем безопасности образует сложную разветвленную многоуровневую иерархическую структуру с высокой степенью функционального и энергетического дублирования. Обоснование безопасности выполняется на принципах системного подхода с использованием методологии вероятностного анализа, который впервые был применен к анализу безопасности АЭС в докладе Расмуссена комиссии NRC в США /2/ и в работе /3/ в Германии. Вероятностный анализ безопасности является существенным дополнением к детерминистскому анализу различных аварийных сценариев, который позволяет прогнозировать ход развития аварийных процессов и последствия аварии.

Исторически в практике проектирования АЭС и обоснования безопасности принято условно разделять общую совокупность возможных аварийных ситуаций на проектные, для предотвращения развития которых имеются штатные средства, обеспечивающие непревышение проектных критериев, и запроектные (тяжелые аварии), которые могут привести к существенному повреждению активной зоны вплоть до ее плавления /4/. Защита от тяжелой аварии осуществляется на последних двух уровнях общей совокупности глубокоэшелонированных защитных мероприятий с целью:

- управления тяжелой аварией, предотвращения ее развития и смягчения последствий (уровень 4);

- смягчения радиационных последствий аварийного выброса (уровень 5). Современная стратегия управления тяжелыми авариями в соответствии с общими рекомендациями МАГАТЭ 15/ и требованиями надзорных органов (Госатомнадзора России) предусматривает следующие основные целевые функции:

- Снижение вероятности реализации тяжелой аварии (тяжелого повреждения активной зоны) до уровня ниже порогового. Для действующих АЭС эта величина составляет 10"3-10"4 (реактор • лет)"1, для современных - 10"4-10~6 (реактор •

I / 1 лет)" , а для проектируемых АЭС нового поколения ~ 10" -10" (реактор * лет)" (см. рис 1 /6/). Имеются концептуальные проекты АЭС, для которых декларируются меньшие значения вероятности тяжелой аварии, например, газоохлаж-даемые реакторы или реакторы с жидкометаллическим теплоносителем нового поколения, но эти значения нуждаются в уточнении, которое может быть проведено лишь в будущем - после завершения проектных работ и накопления опыта эксплуатации.

D I 00

0, c's buQ. h<h 0 g- ^

1тШ t -'-Q.

Krr^-0? 4

0 с

1*10

1*10

1*10

1*10"

1*10"7

А-СТАРЫЕ АЭС (ДО АВАРИИ ТМА); Б-МАГАТЭ 1988г.(ИНСАГ-3) В-МАГАТЭ 1994г. Г-EUR

Д-ОПБ-88/97

1980г. 1990г. 2000г.

Рис. 1: Динамика изменения уровня безопасности АЭС

- Снижение вероятности выхода радиоактивных продуктов деления за пределы герметичной оболочки (контеймента) до уровня ниже порогового.

В упрощенном виде эти целевые функции могут быть представлены кратко следующим образом. Главной задачей является не допустить плавление (тяжелое повреждение) активной зоны, а в случае, если это произойдет, - локализовать и захоло-дить кориум, содержащий основное количество долгоживущих продуктов деления, надежно изолировав его в пределах герметичной оболочки реакторного здания. Проблема локализации кориума, на решение которой направлена настоящая работа, имеет ключевое значение для сохранения последнего инженерного барьера на пути распространения радиоактивных продуктов и поэтому актуальность исследований в этом направлении не вызывает сомнений.

Как инструмент анализа для системного проектирования и разработки организационно-технических мероприятий на случай тяжелой аварии используется набор компьютерных кодов. Основными задачами, которые решают с применением расчетных кодов, в том числе современных кодов улучшенной оценки, являются /7/:

- определение представительных (базовых) сценариев, которые выбирают в качестве основы для проектирования систем безопасности;

- прогноз развития выбранных сценариев, определение эффективности систем безопасности, расчет условий протекания аварии и работы оборудования, определение временных характеристик аварийной последовательности для разработки концепции управления аварией и подготовки персонала, расчет радиационных последствий аварии;

- обоснование безопасности для последующего лицензирования АЭС.

В соответствии с функциональным назначением и архитектурой применяемые для описания тяжелой аварии коды могут быть условно разделены на четыре типа:

- Интегральные коды, которые обобщенно описывают поведение основных систем АЭС. Эти коды обычно являются совокупностью подпрограмм (программных блоков), интегрально описывающих определяющие физические процессы при тяжелой аварии с помощью хорошо сбалансированной комбинации детализированных и простых параметрических моделей. Поскольку интегральные коды, в основном, предназначены для определения базовых аварийных сценариев, то есть используются на 2 (3) уровнях вероятностного анализа безопасности /8/, для возможности расчета широкого спектра аварийных последовательностей требуется высокая скорость счета, что достигается параллельно оптимизацией/упрощением расчетной процедуры и наращиванием вычислительной мощности. Примерами интегральных кодов являются американские коды МААР4 /9/, MELCOR /10/ и европейский код ASTEC /11/.

- Механистические коды, детально описывающие процессы в корпусе реактора и в 1 контуре. В отличие от интегральных эти коды описывают с максимальным приближением основные процессы и могут быть отнесены к кодам улучшенной оценки, если неопределенности расчетных моделей сопоставимы с погрешностями экспериментальных данных, по которым эти коды верифицированы. К числу реакторных кодов улучшенной оценки можно отнести ATHLET-CD /12/, ICARE/CATHARE /13/, SCDAP/RELAP5 /14/, РАТЕГ-СВЕЧА-ГЕФЕСТ/15/.

- Контейнментные механистические коды, которые моделируют тепломассообмен, гидро- и термодинамику среды в герметичной оболочке контейн-мента, а также различные аспекты поведения аэрозолей, йода и водорода. СО-COSYS /16/, GASFLOW /17/, COM3D /18/, КУПОЛ-М /19/.

- Специализированные коды, описывающие отдельные процессы, важные при анализе безопасности, например, паровые взрывы MC3D /20/, VAPEX-P, VAPEX-D /21/, свободную конвекцию кориума на днище корпуса реактора DINCOR /22/, КОСТЕР /23/, CONV2D, CONV3D /24/, растекание кориума CORFLOW /25/, взаимодействие кориума с бетоном WECHSL /26/, COSACO /27/, РАСПЛАВ/28/, выход продуктов деления из расплава RELOS /29/, распространение радиоактивного аэрозольного выброса в атмосфере ПРОГНОЗ/ЗО/ и др.

Большинство из указанных кодов на той или иной стадии моделируют процессы с участием расплава активной зоны - кориума - смеси топливного расплава с конструкционными материалами активной зоны, органов регулирования и ВКУ на внутрикор-пусной фазе аварии, или еще более сложных смесей кориума с различными конструкционными и строительными материалами за пределами корпуса реактора. Моделирование развития тяжелой аварии относится к задачам высшей сложности, которая может быть сформулирована как задача нестационарного тепло-массообмена с химическими реакциями в неравновесной системе с тремя агрегатными состояниями вещества и изменяющейся топологией.

Разработчики, пользователи тяжелоаварийных кодов и проектировщики АЭС при разработке мероприятий по локализации кориума сталкиваются с комплексом проблем, среди которых можно выделить следующие:

- понимание и описание высокотемпературных теплофизических и физико-химических процессов в широком диапазоне изменения параметров (прежде всего, температуры и состава сред),

- выявление эффектов, которые являются ключевыми для адекватного прогноза развития аварии,

- получение данных по физико-химическим свойствам высокотемпературных расплавов,

- оценка неопределенностей расчетных моделей,

- валидация и верификация расчетных программ.

Прогресс в решении указанных проблем может быть достигнут только на основе систематических экспериментальных исследований, при реализации которых также возникают значительные трудности.

Очевидно, что проведение экспериментов в натурных условиях невозможно. Отметим, что даже результаты детальных исследований послеаварийного состояния реакторов АЭС TMI-2 /31/ и ЧАЭС-4 /32/ имеют ограниченное применение вследствие особенностей развития этих аварий и конструкций реакторов. Поэтому большинство экспериментов проводят во внереакторных условиях в уменьшенном масштабе, и для применения полученных результатов требуется тщательный анализ и экстраполяция данных, что зачастую является нетривиальной задачей. При невозможности применения в полном объеме теории подобия /33, 34/ вследствие комплексности и многообразия процессов при тяжелой аварии возрастает роль сравнительного анализа и приближенных оценок.

Перечислим главные технические и технологические проблемы при проведении экспериментальных исследований. Это проблема приготовления и удержания высокотемпературного радиоактивного и химически агрессивного расплава кориума, состав и свойства которого изменяются в широком диапазоне; необходимость физического моделирования внутреннего энерговыделения в расплаве от продуктов деления (ПД); технологические сложности, связанные с требованием к вариации состава атмосферы над расплавом (нейтральная, воздушная, паровая); необходимость манипулирования с расплавом (перегрев, отбор проб, выпуск расплава) и, наконец, методические, инструментальные и материаловедческие проблемы обеспечения высокотемпературных измерений. Указанные обстоятельства объясняют, с одной стороны, немногочисленность (зачастую уникальность) выполненных в этой области экспериментальных исследований, а с другой стороны, обуславливают высокую актуальность работ в этом направлении. Несмотря на то, что экспериментальными исследованиями по тяжелым авариям в мире занимаются уже более 20 лет, имеется ограниченное число экспериментальных данных по кориуму и процессам его взаимодействия с различными материалами, которые необходимы для разработки замыкающих зависимостей в математических моделях, а также для валидации и верификации расчетных кодов. При этом большинство опытов выполнено на имитаторах кориума (расплавы металлов, солей и термитные смеси), значительно отличающихся от кориума по свойствам, а в экспериментах с урансодержащим кориумом, выполненных в США, Франции, Германии, Японии, состав кориума, конструкционных материалов и условия экспериментов соответствуют конструкциям, материалам АЭС и концепциям управления тяжелой аварией, присущим конкретным проектам АЭС этих стран. Поэтому в ряде случаев использование количественных результатов этих исследований для обоснования и разработки проектов российских АЭС ограничено.

Актуальность экспериментальных исследований в России по проблеме локализации кориума возросла в конце 80-х годов в связи с реализацией концепции удержания расплава в корпусе реактора в проекте ВВЭР-640 и еще более увеличилась в конце 90-х годов в связи с предпринятыми рядом организаций МИНАТОМА РФ проектными изысканиями, направленными на увеличение безопасности АЭС нового поколения и, в частности, с работами по созданию устройства локализации расплава кориума при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР-1000 /35/. С этого времени при активном научно-техническом сотрудничестве с ведущими научными и проектно-конструкторскими организациями: РНЦ «Курчатовский институт» (Москва), ГНЦ ФЭИ (Обнинск), ИБРАЭ РАН (Москва), ФГУП СПб «Атомэнергопроект» (С.-Петербург), «Атомэнергопроект» (Москва), ОКБ «Гидропресс» (Подольск), ПКФ «Росэнергоатом» (Москва) и др. начались практическая разработка концептуальных положений, технических решений и проведение поддерживающего их комплекса НИОКР.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ. Целью работы является обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР при тяжелой аварии с плавлением активной зоны и образованием ванны расплава, достигаемое локализацией и захолаживанием кориума в пределах первого контура или контейнмента.

Для реализации этой цели в работе решались следующие задачи:

- сравнительный анализ существующих и перспективных концепций локализации расплава кориума,

- выявление доминирующих высокотемпературных процессов, определяющих поведение расплава при тяжелой аварии и эффективность систем безопасности,

- получение, анализ и обобщение экспериментальных данных, необходимых для разработки математических моделей, верификации расчетных кодов и обоснования безопасности,

- анализ влияния исследуемых процессов на условия локализации расплава,

- разработка моделей высокотемпературных процессов и их верификация,

- исследование свойств расплавов и фазовых диаграмм кориума,

- разработка предложений по концепции локализации расплава кориума при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР и по расчетно-экспериментальному обоснованию проект-но-технологической реализации указанной концепции.

НАУЧНАЯ НОВИЗНА. Соискателем впервые в практике экспериментального исследования процессов при тяжелой аварии:

- разработана и реализована технология индукционной высокочастотной плавки кориума широкого диапазона составов в холодном тигле, позволяющая существенно расширить экспериментальные возможности,

- исследован широкий спектр процессов взаимодействия расплава прототипного урансодержащего кориума с конструкционными и жертвенными материалами в окислительной атмосфере,

- определены особенности коррозии охлаждаемой корпусной стали при ее взаимодействии с окисленным кориумом по механизму окисления ее компонент,

- определены особенности коррозии корпусной стали при взаимодействии с не-окисленным кориумом по эвтектическому механизму с образованием легкоплавкой металлоподобной системы Fe-U-Zr-O,

- выявлено определяющее влияние оксидов железа на пропитку и кинетику абляции диоксидциркониевых огнеупороЛтри взаимодействии с расплавом кориума,

- исследован процесс кипения воды на поверхности расплава кориума и стали и показано, что при условиях выполненных экспериментов взаимодействие расплава с водой не приводит к паровому взрыву,

- экспериментально выявлен крайне важный для локализации кориума в корпусе реактора и в УЛР процесс экстракции урана, циркония и некоторых продуктов деления расплавом стали из расплава неокисленного кориума, при определенных условиях сопровождающийся гравитационной инверсией расслоенных оксидной и металлической жидкостей, т.е. изменением структуры ванны расплава,

- экспериментально показано определяющее влияние кислородного потенциала расплава на характеристики процессов взаимодействия кориума со сталью, ЖМ, строительными бетонами и на скорость испарения оксидов урана и некоторых продуктов деления с поверхности расплава,

- экспериментально продемонстрировано и теоретически обосновано, что введением в расплав кориума стабильных изотопов стронция можно уменьшить испарение соответствующих радиоактивных изотопов,

- уточнены фазовые диаграммы систем U02-Fe0 и Zr02-Fe0 и получены данные по температурам солидус/ликвидус для многокомпонентных составов кориума,

- экспериментально обнаружено наличие купола расслаивания в жидкой фазе в некоторых оксидных системах на основе кориума, в том числе в некоторых прото-типных многокомпонентных системах,

- на основе модельных представлений о взаимодействии кориума с окидными материалами, сформулированных в работе функциональных требований и анализа свойств индивидуальных оксидов разработан новый класс оксидных материалов -жертвенные материалы для устройства локализации расплава (УЛР) кориума,

- определен автокаталитический характер взаимодействия расплава неокислен-ного кориума и расплава стали, содержащей цирконий, с используемым для АЭС с ВВЭР-1000 жертвенным материалом на основе оксидов железа (III) и алюминия (по типу жидкофазного горения).

Приоритет на разработанный жертвенный материал, указанный выше способ ограничения выхода из расплава значимых на поздней стадии аварии продуктов деления, конструкцию УЛР, а также метод исследования комплекса теплофизических свойств на основе технологии ИПХТ защищен патентами РФ и в ряде стран.

ЗАЩИЩАЕМЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ. Автор защищает:

1. Оригинальную технологию плавки урансодержащего кориума методом индукционного высокочастотного нагрева расплава в холодном тигле, основные технические решения и параметры созданных на основе этой технологии экспериментальных установок серии «Расплав», методики исследования высокотемпературных процессов и комплекс высокотемпературных измерений в условиях индукционных печей.

2. Новые эффекты в расплаве кориума, важные для обоснования и повышения безопасности АЭС.

3. Экспериментальные данные, характеризующие:

- взаимодействие расплава кориума с материалами, используемыми в российских АЭС, и перспективными материалами для АЭС нового поколения:

- условия теплообмена при подаче воды на поверхность расплава;

- выходы продуктов деления SrO, BaO, La203, Се02 и оксидов урана из расплава;

- распределение продуктов деления между оксидной и металлической фазами в субокисленном металлоокисидном расплаве;

- фазовые диаграммы кориума и отдельные свойства расплава (плотность, электропроводность и излучательную способность);

- перераспределение U, Zr и гравитационную инверсию в системе с ограниченной взаимной растворимостью двух жидкостей: расплав субокисленного кориума и расплав стали.

4 Модели, описывающие взаимодействие расплава кориума с огнеупором, сталью корпуса и жертвенным материалом УЛР.

5. Отдельные элементы концепции локализации кориума в подреакторном пространстве АЭС с ВВЭР-1000 в Китае и Индии, а также проектных и технологических решений УЛР. и

6. Новый функциональный материал - жертвенный материал (ЖМ) для управления процессами в топливном расплаве при тяжелой аварии и оптимизации условий локализации кориума. Оптимальный состав ЖМ для условий удержания расплава в УЛР АЭС с ВВЭР-1000.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЗНАЧИМОСТЬ И РЕАЛИЗАЦИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ. На основе полученных автором результатов исследования высокотемпературных процессов в расплаве кориума решен ряд важных прикладных задач, в частности:

- Расчетные методики, разработанные для описания процессов взаимодействия расплава кориума со сталью корпуса реактора и ловушки расплава, с огнеупорным бетоном, с расплавом стали, с водой на поверхности расплава и с жертвенным материалом ловушки, использованы при анализе тяжелых аварий, обосновании безопасности АЭС и проектировании устройства локализации расплава.

- Дополнены полученными экспериментальными результатами российские и европейские базы данных по фазовым диаграммам систем на основе кориума и по выходу продуктов деления из расплава.

- Диоксидциркониевый бетон и диоксидциркониевая керамика, исследованные в работе, внедрены в качестве защитного материала ловушки в проект европейского реактора EPR.

- Предложенные в работе элементы концепции управления тяжелой аварией, проектных и технологических решений, разработанный жертвенный материал использованы при проектировании и сооружении АЭС с ВВЭР-1000 в Китае (ТАЭС) и в Индии (КАЭС).

- Результаты экспериментальных исследований использованы при обосновании удержания расплава в корпусе реактора для АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-440.

- На основе технологического и методического опыта эксплуатации серии экспериментальных установок среднего масштаба спроектирована и сооружается крупномасштабная установка с массой кориума в тигле до 100 кг.

СТЕПЕНЬ ОБОСНОВАННОСТИ И ДОСТОВЕРНОСТИ НАУЧНЫХ ПОЛОЖЕНИЙ.

Обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций, сформулированных в диссертации, основана на широком проведении экспериментальных исследований с реакторными материалами при условиях, характерных для тяжелой аварии АЭС с ВВЭР, использовании новых экспериментальных методик, современных методов физико-химического посттест анализа и поддерживающих расчетных исследований. Достоверность полученных экспериментальных результатов обуславливается применением в исследованиях разработанных под руководством и при участии автора метрологически аттестованных методик, автоматизированных приборных и измерительных комплексов /36/, выполненным анализом погрешностей измерений, системным подходом к планированию эксперимента /37/ и подтверждается сравнительным анализом с данными других авторов.

Достоверность и обоснованность полученных результатов, использованных при обосновании безопасности АЭС нового поколения с ВВЭР-1000, прошла проверку надзорных органов Г АН РФ и МАГАТЭ /38/.

ФАКТИЧЕСКАЯ ОСНОВА РАБОТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ. Фактическую основу работы составили результаты экспериментальных исследований, проведенных автором в 1987-2003 гг. сначала в ВО ВНИПИЭТ, а затем в НИТИ им. А.П. Александрова согласно ежегодным отраслевым планам НИР и ОКР Министерства РФ по атомной энергии, по договорным НИОКР, а также по международным грантам, программам и проектам. В работе использованы результаты более 70 серий экспериментов с расплавами прототипного урансодержащего кориума. Твердые продукты опытов исследовались методами рентгенофлуоресцентного анализа, электронной и оптической микроскопии и рентгеноспектрального микроанализа, порошковой ди-фрактометрии, атомно-абсорбционной спектроскопии, гамма - спектрометрии, масс -спектрометрии с искровым источником и с индуктивно связанной плазмой. Газовые продукты взаимодействия исследовались методами газовой хроматографии и масс -спектрометрии. Аэрозольные частицы - импакционным методом, оптической и электронной микроскопией, гамма - спектрометрией и методом малоуглового рассеяния света.

ЛИЧНЫЙ ВКЛАД АВТОРА.

Автор руководил и принимал непосредственное участие во всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации:

- инициировал не проводимые в то время в СССР экспериментальные исследования по изучению расплава прототипного кориума, сформулировал задачи и программу исследований, требования к экспериментальным установкам;

- предложил применение технологи индукционной плавки оксидов в холодном тигле для физического моделирования ванны расплава кориума с внутренним энерго-выделеним, отладил основные элементы технологии на модельных системах и затем на кориуме различного состава;

- руководил и принимал участие в проектировании и сооружении экспериментальных установок;

- разрабатывал и реализовывал методологию экспериментальных исследований, высокотемпературных измерений и пост-тест анализа;

- руководил и участвовал в проведении, обработке и обобщении результатов экспериментальных исследований, подготовке и верификации моделей исследуемых процессов;

-разрабатывал предложения по формированию научно-концептуальных положений по локализации кориума, схемным и аппаратурно-технологическим решениям для реализации этих положений, а также разрабатывал перспективные материалы с особыми свойствами;

- участвовал в обосновании принятых концепций, проектировании систем локализации и их внедрении в проектах АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-1000.

СТРУКТУРА И ОБЪЕМ РАБОТЫ. Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, имеет общий объем 432 страниц, содержит 140 таблиц, 228 рисунков. Список использованных источников включает 413 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Бешта, Севостьян Викторович

Выводы

1. На основе аналитического обзора исследований, выполненных по проблеме кориума, определены приоритетные для анализа и управления тяжелой аварией процессы.

2. Рассмотрены особенности конструкций экспериментальных установок для работы с кориумом, проанализированы их технические характеристики и определены причины, ограничивающие их экспериментальные возможности.

3. Разработана оригинальная технология индукционной плавки кориума в холодном тигле, имеющая ряд преимуществ при моделировании высокотемпературных процессов в расплаве кориума, и на основе этой технологии создана и успешно эксплуатируется в течение 15 лет серия установок мощностью от 100 до 240 кВт, которые позволяют оперировать с массами расплава до 10 кг. На основе опыта эксплуатации этих установок спроектирована и сооружается установка существенно большей мощности на 70100 кг расплава. Разработаны и реализованы в условиях ИПХТ методики исследования физико-химических процессов в высокотемпературных расплавах и специализированная аппаратура для реализации этих методик.

4. Получены экспериментальные данные, характеризующие взаимодействие расплава кориума с конструкционными, строительными и огнеупорными материалами, с водой на поверхности ванны расплава, с жертвенным материалом; выход продуктов деления из расплава; фазовые диаграммы систем на основе кориума и продуктов его взаимодействия с материалами АЭС; определены плотность и электросопротивление расплава

5. Выявлены новые эффекты, в частности, экстракция U и Zr расплавом стали из расплава субокисленного кориума, знание и описание которых позволяет более точно прогнозировать поведение расплава, повысить адекватность расчетного обоснования локализации расплава в корпусе реактора и во внекорпусной ловушке.

6. Разработаны и верифицированы по полученным экспериментальным данным модели взаимодействия расплава кориума с корпусной сталью, с огнеупорами на основе диоксида циркония, с жертвенным материалом.

7. Разработаны отдельные элементы концепции внекорпусной локализации кориума и, в частности, оксидный жертвенный материал как базовый элемент внекорпусного УЛР тигельного типа.

8. Полученные результаты использованы для разработки и расчетного обоснования локализации расплава в корпусе ВВЭР-440 и 640, во внекорпусной ловушке EPR и УЛР АЭС с ВВЭР-1000, а также для верификации создаваемых в России и за рубежом кодов нового поколения, описывающих процессы при тяжелой аварии с плавлением активной зоны реактора, и для разработки новых экспериментальных установок.

Заключение

На основе аналитического обзора исследований, выполненных по проблеме кориума (см. главу 1), определены недостаточно изученные, но приоритетные для анализа и управления тяжелой аварией процессы. К ним относятся:

- взаимодействие расплава кориума с материалами защитных инженерных барьеров на пути его распространения - сталью корпуса реактора (УЛР), строительными бетонами шахты реактора и фундаментной плиты, огнеупорными бетонами и керамикой как перспективными материалами для создания протектора, жертвенными материалами, разработанными для УЛР; с водой, подаваемой на поверхность расплава;

- выход продуктов деления из расплава;

- взаимодействие расплавленных оксидной и металлической компонент кориума, их расслаивание и стратификация в ванне расплава.

Показана высокая актуальность экспериментального метода исследования для понимания механизмов указанных процессов и их последующего расчетного моделирования. С использованием имеющегося в этой области опыта разработаны и реализованы оригинальные методики проведения экспериментов, которые обеспечили достижение сформулированных в диссертации целей исследования.

Анализом схемных и конструктивных особенностей используемых в мировой практике экспериментальных установок (см. главу 2) выявлены «узкие места», ограничивающие их возможности по реализации в экспериментах необходимых режимов и параметров расплава. Показано, что наиболее существенным для достижения позитивных результатов является правильный выбор метода нагрева и способа удержания расплава кориума при проведении экспериментов. Разработана технология индукционной плавки кориума в холодном тигле, имеющая ряд преимуществ при моделировании высокотемпературных процессов в расплаве кориума, и на основе этой технологии создана и успешно эксплуатируется в течение 15 лет серия установок мощностью от 100 до 240 кВт, которые позволяют оперировать с массами расплава до 10 кг. На основе опыта эксплуатации этих установок спроектирована и сооружается установка существенно большей мощности на 70-100 кг расплава. Правильность выбора метода нагрева и способа удержания расплава в пилотной установке «Расплав-2» подтверждается появлением за время ее эксплуатации серии аналогичных экспериментальных установок для исследования по проблеме кориума в России и за рубежом. К ним относятся установки RCW в РНЦ КИ, Россия, TROI в KAERI, Корея, КОМЕТА в NRI, Чехия MCCI в Framatom ANP, Германия.

Выполненные эксперименты позволили приблизиться к пониманию природы исследуемых высокотемпературных физико-химических процессов, характерных для внутри- и внекорпусной фазы аварии с плавлением активной зоны реактора типа ВВЭР.

В частности, по результатам исследований по проблеме удержания расплава кориума в корпусе реактора, которые изложены в главе 3, можно сформулировать следующие выводы:

1. Определяющими механизм и кинетику взаимодействия параметрами являются:

- кислородный потенциала расплава;

- температура поверхности стали на границе взаимодействия;

- плотность теплового потока от расплава к стали,

- состав расплава кориума.

2. При взаимодействии неокисленного кориума с корпусной сталью основными корродиентами являются свободный цирконий и уран, которые мигрируют в поверхностный слой стали, что приводит к образованию жидкой фазы, которая интенсифицирует коррозию и, при определенных условиях, может вызвать нарушение сплошности корки кориума и выход расплава на стенку корпуса. Отметим неравномерный (язвенный) характер коррозии стали при взаимодействии с неокисленным кориумом. Низкий кислородный потенциал расплава характерен для реакторных установок с высоким содержанием циркония в активной зоне, например ВВЭР- 440, АР-600 для группы аварийных сценариев, сопровождающихся быстрым плавлением активной зоны в условиях отсутствия достаточного количества воды (пара) в реакторе.

3. Высокий кислородный потенциал расплава может иметь место после выгорания циркония вследствие окислительной атмосферы над расплавом или взаимодействия с окислителями - вода, бетоны, некоторые огнеупоры и жертвенные материалы, что характерно, прежде всего, для условий внекорпусного удержания, например в УЛР корпусного типа. В этих условиях коррозия стали происходит по механизму окисления за счет растворенного в расплаве кислорода и кислорода оксидов и имеет равномерный характер. В определенных условиях взаимодействие протекает по эвтектическому типу с образованием оксидного расплава Fe0-U02-Zr02-(U,Zr).

4. Наименьшая скорость и финальная глубина коррозии соответствуют условиям взаимодействия окисленного (U, Zr)02 кориума со сталью в инертной среде. Это наиболее благоприятные условия для внутрикорпусного удержания.

5. При различных кислородных потенциалах расплава имеют место различные законы коррозии:

- близкий к линейному для окисленного кориума, содержащего оксиды железа, в воздушной среде,

- близкий к параболическому для окисленного кориума, содержащего оксиды железа, в нейтральной среде;

- функция с выходом на насыщение для окисленного(и, Zr)02 кориума в нейтральной среде.

6. Для обосонования внутрикорпусного удержания важно отметить следующие обстоятельства:

- Ранее физико-химические процессы взаимодействия кориума со сталью не учитывались, поэтому толщина неповрежденной части корпуса рассчитываясь при достижении теплового равновесия в предположении равенства температуры на границе кориума и корпусной стали температуре плавления стали 1550°С. Выполненное исследование показывает, что эта температура существенно ниже, соотвтетсвенно, толщина неповрежденной части корпуса оказывается заметно меньше.

- Для учета физико-химических процессов при локализации кориума требуется рассмотрение не только теплового, но и химического равновесия в системе кориум-ванна расплава, которая характеризуется чрезвычайно высокими градиентами температуры в зоне взаимодействия. Эта задача еще долека до практического решения и находится на стадии разработки модельных представлений о физико-химическом равновесии в таких условиях.

- Разработанные в диссертации модели взаимодействия окисленного кориума, содержащего оксиды железа, с корпусной сталью рекомендованы для использования не только в расчетах внутрикорпусного удержания, но и при моделировании внекорпусных процессов, в частности, процессов в ловушке.

7. Для расчета распределения тепловых потоков в ограничивающую ванну расплава кориума водоохлаждаемую стенку корпуса реактора или УЛР важно корректно моделировать структуру ванны. В соответствии с классическими представлениями она представляет собой донный слой оксидного расплава кориума и поверхностный слой стали, причем физико-химическое взаимодействие между расплавами ранее не учитывалось. В выполненных экспериментах (см. раздел 3.4) обнаружен и квантифицирован эффект экстракции урана и циркония расплавом стали при взаимодействии с расплавом неокисленного кориума. Этот эффект оказывает существенное влияние на составы, плотности и свойства сосуществующих расплавленных оксидной и металлической жидкостей и может привести к инверсии слоев, т.е. к перемещению расплава стали в донную часть ванны. Выявлено, что основными параметрами, определяющими степень перераспределения компонент, являются:

- кислородный потенциал системы,

- соотношение масс стали и кориума,

- атомное отношение U/Zr.

Для условий экспериментов определены зависимости степени перераспределения урана и циркония от содержания свободного циркония в расплаве и соотношения масс стали и кориума.

Установлены характер и коэффициенты распределения ПД между оксидной и металлической фазами, согласно которым рутений и молибден преимущественно находятся в расплаве металлов и сокристаллизуются с ним, в то время как оксиды стронция, бария, церия и лантана сосуществуют и кристаллизуются с оксидным кориумом. Указанный характер распределения продуктов деления определяет мощности энерговыделения от продуктов деления в оксидном и металлическом расплаве.

Выполненные к настоящему времени экспериментальные исследования физико-химических процессов в неокисленном расплаве кориума не позволяют непосредственно переносить их результаты на реакторные условия, т.к. общая масса расплава и отношение масс расплава стали и оксидов в реакторных условиях может быть большим, чем в экспериментах. Однако, полученные в экспериментах и посттест анализах количественные характеристики и закономерности позволяют на основе приближенных расчетных моделей, протестированных в ограниченной области по имеющимся экспериментальным данным, выполнить прогнозные оценки структуры ванны расплава в корпусе реактора, которые будут использованы в дальнейшем при обосновании эффективности удержания расплава в корпусе реактора. Результаты этих оценок представлены в диссертации.

8. Результаты выполненного исследования процессов при подаче воды на поверхность расплава подтверждают эффективность реализованных при внекорпусной локализации кориума технических решений, обеспечивающих подачу воды на поверхность ванны расплава. Тем самым удается существенно ограничить выброс в контаймент аэрозолей, ПД и неконденсируемых газов, прежде всего водорода. Наличие слоя воды на поверхности ванны не только обеспечивает отвод тепла от расплава, но и препятствует разогреву вышерасположенных конструкций лучистым тепловым потоком с поверхности ванны расплава.

По представленным экспериментальным результатам можно утверждать, что опасность парового взрыва при безнапорной подаче воды на расплав не только оксидов, но и нержавеющей стали, содержащей неокисленный цирконий, не столь велика, как считалось раннее. Подача воды на поверхность расплава оксидов после инверсии оксидного и металлического слоев используется как элемент концепции внекорпусной локализации расплава в УЛР для АЭС с ВВЭР-1000 и EPR.

Полученные в экспериментах зависимости по условиям теплообмена между расплавом и кипящей на его поверхности водой, а также по скорости окисления расплавов металлов и выходу водорода использованы при анализе процессов в УЛР и расчетном обосновании этих устройств.

По результатам представленных в главе 4 экспериментальных исследований внекорпусных процессов можно заключить следующее.

1 Взаимодействие расплава кориума с различными строительными бетонами, использующимися при сооружении шахты реактора и основания контаймента, характеризуется высокими скоростями абляции бетона расплавом кориума, особенно неокисленным, что не позволяет обеспечить локализацию расплава и целостность контаймента. Подача воды на поверхность расплава в условиях компактной ванны не предотвращает абляции бетонного основания. Взаимодействие с бетоном может привести к переопрессовке контаймента выделяющимися паром и неконденсируемыми газами, а также увеличить выход водорода, если кориум содержит свободный цирконий. При взаимодействии с бетоном значительно интенсифицируется выход аэрозольных продуктов и вынос продуктов деления в контаймент. Указанные обстоятельства определяют необходимость локализации кориума во внекорпусной ловушке для перспективных проектов АЭС, если не обеспечивается удержание расплава в корпусе реактора.

2 Взаимодействие расплава окисленного кориума с большинством огнеупоров происходит по эвтектическому типу. Высокая коррозионная активность расплава окисленного кориума обуславливается наличием в расплаве во внекорпусных условиях оксидов железа, которые образуют легкоплавкие эвтектики с большинством тугоплавких оксидов и повышают смачиваемость огнеупора расплавом и его пропитку по открытой пористости, границам зерен, связующему и трещинам. Одними из самых перспективных огнеупоров для применения в качестве ограничивающего кориум барьера являются огнеупоры различной технологии производства на основе диоксида циркония, стабилизированного в кубической модификации. Однако эти огнеупоры не являются абсолютно стойкими по отношению к расплаву кориума и для условий длительного удержания требуют организации их наружного охлаждения или специальных процедур захолаживания расплава. Результаты экспериментов выявили физико-химические особенности процесса взаимодействия с ЕгОг-огнеупорами и позволили разработать описывающие их модели. Модели основаны на положении о прекращении абляции огнеупора при достижении расплавом (в процессе насыщения тугоплавким оксидом) состава, для которого температура ликвидус равна температура расплава. Указанные огнеупоры и модели взаимодействия с ними кориума используются при расчетном обосновании ловушек расплава, в частности, для реактора EPR.

3. Анализ имеющихся результатов показывает, что для внекорпусной локализации расплава наибольшие перспективы имеет УЛР тигельного типа. Для реализации тигельной концепции ловушки потребовалось существенно модифицировать структуру и свойства ванны расплава кориума. Для этого разработаны и используются функциональные материалы нового класса -жертвенные материалы, которые обеспечивают комплекс условий для надежного функционирования УЛР.

Выполненные эксперименты показали, что взаимодействие неокисленного кориума С-30 и С-70 с указанным жертвенным материалом начинается при относительно невысокой контактной температуре (примерно 1300-1400 С) и происходит по типу жидкофазного горения.

При взаимодействии образуется гомогенный оксидный расплав с меньшей плотностью и температурой ликвидус, чем у исходного кориума. Часть оксидов железа, окисляя цирконий, восстанавливается до металла и выводится из зоны реакции. Выделение кислорода наблюдалось только в случае, когда расплав активной зоны содержал полностью окисленный цирконий. При взаимодействии жертвенного материала с расплавом, содержащим неокисленный цирконий, выделяющийся при разложении кислород расходуется на реакцию окисления циркония. В целом, можно утверждать, что в УЛР взаимодействие расплава кориума с ЖМ не приведет к сколько-нибудь заметному дополнительному выбросу горючих газов, прежде всего водорода, в атмосферу контаймента. Интенсивное аэрозолеобразование наблюдается только на стадии « выгорания» циркония и для натурных условий не является критическим обстоятельством ввиду кратковременности указанного процесса.

Результаты микроанализа слитков показывают, что введенный в ЖМ в качестве поглотителя нейтронов оксид гадолиния сосуществует и сокристаллизуется с фазой на основе урана и не оттесняется в легкоплавкие эвтектики, что указывает на высокую эффективность применения этого поглотителя для гарантированного обеспечения подкритичности кориума в УЛР при любом водо-урановом отношении.

Взаимодействие окисленного кориума с ЖМ происходит по эвтектическому типу, хотя и с меньшей скоростью, чем с неокисленным расплавом, но достаточно эффективно.

Взаимодействие расплава металлов с ЖМ имеет пороговый характер. Существует пороговая температура расплава металла, приблизительно на 100°С превышающая температуру ликвидус ЖМ, ниже которой процесс взаимодействия происходит с малой скоростью, лимитируется теплопроводностью ЖМ и характеризуется образованием огнеупорной корки из оксидов Zr и Сг. В этих условиях происходит медленное спекание, усадка и формоизменение керамики. Превышение предельной температуры расплава металла приводит к нарушению целостности защитной корки, значительному ускорению взаимодействия, скорость которого определяется составом, температурой и интенсивностью свободной конвекции расплава.

4. Результаты экспериментального исследования взаимодействия расплава оксидной и металлической части коримуа с оксидным ЖМ подтверждают эффективность его применения. Созданные по этим результатам модели обеспечили расчетное обоснование проектов УЛР для нового поколения АЭС с ВВЭР-1000.

Результаты экспериментов по выходу продуктов деления из расплава прототипного по химическому составу кориума, выполненные с радиомеченными и стабильными ИПД методом потока (см. главу 5), позволяют более точно прогнозировать радиационные последствия тяжелой аварии.

1. В опытах удалось выявить ряд важных, ранее неизвестных эффектов. К ним относятся:

- Значительная интенсификация выхода оксидов урана из расплава кориума в окислительной атмосфере вследствие окисления UO2 до U3O8. Этот эффект, который ранее был определен для твердого диоксида урана, может привести к значительному увеличению скорости образования аэрозолей при переходе аварии из внутрикорпусной во внекорпусную фазу, когда расплав из условий кислородного голодания поступает в окислительную среду контаймента. С другой стороны, скорости выхода стронция, бария, бора значительно меньше при высоком кислородном потенциале расплава, чем скорости их выхода при низком кислородном потенциале, в частности из расплава неокисленного кориума. Поэтому доокисление расплава во внекорпусной ловушке, в целом, благоприятно сказывается на радиационных последствиях.

- Заметное влияние скорости движения газа (особенно в окислительной атмосфере) на скорость испарения. Этот эффект указывает на необходимость связанного расчета выхода ПД из ванны расплава с расчетом естественной циркуляции среды в контайменте, в 1 контуре и в пространстве, примыкающем к поверхности расплава.

- Интенсификация выхода аэрозолей по капельному механизму из расплава, содержащего оксиды бора и железа, что приводит к соответствующему увеличению выхода малолетучих продуктов деления. Это необходимо учитывать при прогнозировании тяжелой аварии АЭС с реакторами, в которых используются поглотители на основе бора и его соединений, в частности РУ с ВВЭР.

- Возможность расслаивания кориума на две жидкости: верхнюю (более легкую), обогащенную оксидами кремния и бора, и нижнюю, обогащенную оксидами урана и циркония для некоторых исследованных составов расплава. При небольших перегревах расплава может сохраняться сплошность слоя верхней жидкости и уменьшается скорость выхода тех радионуклидов, концентрация которых в верхней жидкости ниже, чем в кориуме. Система с расслаиванием в оксидной фазе может быть актуальна для условий взаимодействия кориума со строительными бетонами или с жертвенными материалами с высоким содержанием оксидов бора и кремния.

Нелинейный характер зависимости скорости испарения некоторых радионуклидов, в частности, стронция от их концентрации в расплаве (отклонение от закона Генри). Этот эффект позволил разработать для АЭС с ВВЭР-1000 новый эффективный метод снижения выхода радиоизотопов стронция из расплава кориума при его локализации в УЛР в условиях тяжелой аварии за счет введения в ЖМ оксидов стабильных изотопов стронция.

2. Выявлены основные факторы и определен характер зависимостей скорости выхода оксидов урана и малолетучих продуктов деления от этих факторов. Отметим, что зависимости определены в ограниченном диапазоне вариации указанных факторов. Этим обстоятельством определяется высокая актуальность продолжения экспериментальных исследований.

3. Полученные экспериментальные данные использованы как для расширения европейских баз данных по выходам ПД из расплава кориума, так и для валидации расчетных моделей, используемых в тяжелоаварийных кодах. Учитывая достигнутые позитивные результаты в этом направлении, полученные данные можно рекомендовать для валидации создаваемых в России кодов улучшенной оценки.

В заключение перечислим основные экспериментальные результаты по свойствам кориума и исследованым автором с сотрудниками фазовым диаграммам (см. главу 6.).

1. Для ряда составов расплава определны электропроводность, плотность и излучательная способность поверхности расплава. Данные по электропроводности используются при проектировании экспериментальных установое с индукционным нагревом, а данные по плотности и излучательной способности используются при расчетах внутрикорпусного удержания.

2. Разработан и аппробирован новый метод определения температуры ликвидус высокотемпературного химически- и радиоактивного расплава - визуальный политермический анализ при ИПХТ. Метод позволяет с инженерной точностью определять температуры ликвидус расплавов, которые ранее не могли быть исследованы вследствие отсутствия тигельных материалов для их удержания.

3. Уточнены фазовые диаграммы систем, имеющих определяющее значение для прогноза фазовой диаграммы многокомпонентного кориума, в частности ZrCVFeO и U02-Fe0. Данные по этим фазовым диаграммам использованы для оптимизации европейской базы термодинамических данных по кориуму TDBSR.

4. Измерены температуры ликвидус и солидус ряда характерных для внекорпусной фазы тяжелой аварии многокомпонентных расплавов, содержащих кориум и продукты его взаимодействия с бетонами и жертвенными материалами. Эти данные использованы для расчетного обоснования УЛР АЭС с ВВЭР-1000 и EPR.

5. Обнаружен купол расслаивания в системах на основе кориума, содержащих оксиды бора и кремния. Показано, что расслаивание в системе может способствовать удержанию продуктов деления, т.е. может быть использовано как один из способов управления внекорпусной фазой тяжелой аварии.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Бешта, Севостьян Викторович, 2004 год

1. М. Livolant, С. Lecomte. Severe accident management for existing reactors- perspectives for future reactors// FISA-97 Symposium on EU Research on Severe Accidents, Luxembourg, 17-19 November 1977

2. Reactor Safety Study. An Assessment Off Accident Risks In US Commercial NPP. WASH-1400, (NUREG 75/014), US Regulatory Commission, October 1975

3. Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Verlag TUV Rheinland, Koln, 1979

4. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97), М.,1997

5. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, IAEA, 75-INSAG-3 Rev.l, INSAG 12, Vienna, 1999

6. Коршунов A.C. Концепция безопасности АЭС Куданкулам с ВВЭР-1000 // Доклад на российско-индийском совещании экспертов. МАЭП, Москва, март 14-15, 2002

7. U. Krugmann. Design of Severe Accident Management Systems for Current and Future Reactors: Methodology, Tools and Research Needs // FISA 2001 EU Research in Reactor Safety, Luxembourg, 12-15 November 2001

8. Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants; NUREG-1150, USNRC 1989

9. R.E. Henry et al. MAAP4-Volume 2: Code Structure and Theory, Research Project 313102, Computer Code Manual, May 1994

10. R.M. Summers et al. MELCOR Computer Code Manual, NUREG/CR-6119, SAND93-2185,1994

11. European Validation of the Integral Code ASTEC// FISA 2 001 EU Research in Reactor Safety, Luxembourg, 12-15 November 2001

12. ATHLET Modl.l Cycle С User's Manuel, Gesellschaft fuer Anlagen -und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, GRS-P-1/Vol.1, Cologne, Germany, 1995

13. F. Comous et al. Interface Requirements to Couple Thermal-Hydraulics Codes to Severe Accident Codes: ICARE/CATHARE // OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, Nov., 1996, Annapolis, USA

14. K.E. Karlson et al. RELAP-5 Mod 3 Code Manuel. NUREG/CR-5535,June 1990

15. W. Klein-Hebling et al, COCOSYS vl.2 Program Reference Manual and User's Guide, GRS-P-3/2, 2000

16. J R. Travis. The Theoretical and Computational Models of the GASFLOW-II Code // Proceedings of the Workshop on Severe Accidents Research Held in Japan (SARJ-98), November 4-6, 1998, Tokyo, Japan

17. COM3D: Turbulent Combustion Code. Users Guide Version 1.2 Release 3, Forschungszentrum Karlsruhe, November 2000

18. Ефанов А.Д. и др. Верификация контейментного кода КУПОЛ-М. Препринт ФЭИ, Обнинск, 1997

19. СБА Annual Report 1999, Department of Thermal-Hydraulics and Physics, CEA, DTP/DIR 99-0611, December 6, 1999

20. В.И. Мелихов, О.И. Мелихов, П.В. Селиверстов. Предварительное перемешивание и . термическая детонация при паровых взрывах, ЭНИЦ ВНИИАЭС, Электрогорск, 1994

21. Ефанов А.Д. и др. Отечественные коды расчета процессов взаимодействия кориму с корпусом реактора // Проблема удержания расплава а.з. в корпусе реактора. Сб. работ, ФЭИ, Обнинск, 1994

22. V. Chudanov et al. Current Status and Validation of CONV2D&3D, Proceedings of OECD/CSNI Workshop on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability, Garching, 1998

23. R. Wittmaack. Numerical Simulation of Corium Spreading in the EPR with CORFLOW // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15-18 November 1999, Karlsruhe, Germany

24. J.J. Foit. Modeling Oxidic Molten Core-Concrete Interaction in WECHSL, Nuclear Engineering and Design (170) 1997, 73-79

25. M. Nie. Application of Sacrificial Concrete for Retention and Conditioning of Molten Corium in the EPR Core Melt Retention Concept // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15-18 November 1999, Karlsruhe, Germany

26. Арутюнян P.B. и др. Комплекс программ РАСПЛАВ для анализа взаимодействия с бетоном. В сб. Проблемы безопасного развития атомной энергетики, М., Наука, 1993

27. С. Kortz et al. RELOS.MOD2: A code System For the Determination of Instationary Fission Products Releases from Molten Pools// Proceedings of the Workshop on Severe Accidents Research Held in Japan (SARJ-98), November 4-6, 1998, Tokyo, Japan

28. B.H. Пискунов. Теоретические модели кинетики формирования аэрозолей, Монография, ВНИИЭФ, Саров, 2000

29. J.R. Wolf, J.L. Rempe. TMI-2 Vessel Investigation Project Integration Report. Idaho National Engineering Laboratory, TMI V(93)EG10, October 1993

30. Э.М. Пазухин. Лавообразные топливосодержащие массы 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС: топография, физико-химические свойства, сценарий образования. Радиохимия, т.34, вып. 2, 1994

31. Седов Л.И. Методы подобия и размерности в механике. М., Наука, 1965

32. С.С. Кутателадзе, Анализ подобия в теплофизике. Новосибирск, Наука С.о., 1982

33. Лецкий Е.К. О применении автоматизированных систем при экспериментальных исследованиях. Труды МИИТ, выпуск 503, М., 1975

34. К Хартман и др. Планирование эксперимента в исследованиях технологических процессов. Перевод с немецкого под ред. Е.К Лецкого. М., Мир, 1977

35. М. Gasparini, В. De Boeck, J. Rohde, I. Tripputi, B.Turland. Experts Mission to Review the Features for the Mitigation of Severe Accidents of the Tian Wan NPP. Report of International Atomic Energy Agency, EBP-ASIA-XX, 2001

36. Оценка вероятностных показателей АЭС с ВВЭР-640.Отчет СПбАЭП, apx.N 73080,1994

37. Вероятностный анализ аварий и оценка уровня защищенности реакторной уста-новки ВПБР-бОО.Отчет ОКБМ, hhb.N ВПБР-600 00ПЗ 15,1994

38. P.Hofmann, S.Hagen, G.Schanz and A.Skokan. Reactor Core Materials Interactions At Very High Temperatures // Nuclear Safety, (87), p.146-186,1989

39. Tuomisto, H., Theofanous, T.G. A Consistent Approach to Severe Accident Management // Nucl. Eng. Des., 1994, v. 148, p. 171-183

40. Theofanous, T.G., Lin, C., Addition, S., Angelini, S., Kymalainen, O., Salmassi, T. In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt // Nucl. Eng. Des., 1997, v. 169, p. 1-48

41. Бирюков, Г.И., Рогов, М.Ф., Грановский, B.C., Хабенский, В.Б., Безлепкин, В.В., Кухтевич, И.В. Проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелой аварии АЭС с НП-500 // 4-я ежегодная научно-техническая конферен-ция

42. Ядерного общества. NE-93, 28 июня-2 июля 1993, Н. Новгород. Рефераты конференции. Ч. 1. С. 674-675

43. Melt Coolability and Concrete Interaction Project Overview, NEA Joint Projects, OECD, 2000, http://www.nea.fr/html/jointproj/mcci.html

44. Bittermann, D. Principles of Application of Mechanical Design Measures to Control Severe Accident Phenomena, Applied to the Melt Retention Concept of the EPR, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15-18 November, 1999, 9 p

45. Fischer, M. Main Features of the EPR Melt Retention Concept, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15-18 November, 1999, lOp

46. Hellmann, S., Funke, F., Lansman, V., Friendrich, B. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR, OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Germany, 15-18 November, 1999, 14 p

47. D.H.Tompson, J.K.Fink, B.W.Spencer. Investigation Of Molten Corium-Concrete Interaction Phenomena And Aerosol Release In Small And Intermediate Tests. ANL Report, November 1988,615 p

48. D.H.Tompson, J.K.Fink, B.W.Spencer. Investigation Of Molten Corium-Concrete Interaction Phenomena And Aerosol Release In Small And Intermediate Tests. ANL Report, November 1988

49. T.Y.Chy, J.E.Brockman. Large-Scale Melt/Material Interaction Experiments // Fifth International Meeting on Thermal Nuclear Reactor Safety, Sept. 9-13, 1984, Karlsruhe, vol. 2.,p.l37

50. M. T. Farmer et al. Status of Large Scale MACE Core Coolability Experiments // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15-18 November 1999, Karlsruhe, Germany

51. H.Alsmeyer. Core-Concrete Interaction: Status of BETA Experimental Program // Fifth International Meeting On Thermal Nuclear Reactor Safety, Vol. 2, Karlsruhe, Sept. 9-13, 1984, p. 1177

52. Forschungsprogramm Reaktorsicherheit.Abschlu*bericht Fnrderungsvorhaben RS 295 Wechselwirkung der Kernscmelze mit dem erweiterten Fundamentbereich. KWU, RE 23/014/80, Erlangen, May 1980

53. E.R.Copus, R.E.Blose, J.E.Brockmann, R.D.Gomez, D.A.Lucero. Core-Concrete Interactions Using Molten Steel With Zirconium on a Basaltic Basement: The SURC-4 Experiment. Rough Draft, SNL, NUREG/CR-4994, Aug. 1987

54. T.Y.Chy, J.E.Brockman. Large-Scale Melt/Material Interaction Experiments // Fifth International Meeting on Thermal Nuclear Reactor Safety, Sept. 9-13, 1984, Karlsruhe, vol. 2, p.l 17

55. B. Eppinger, G. Fieg, W. Tromm. KAPOOL Experiments to Simulate Molten Corium-Sacrificial Concrete Interaction // Proceedings of the 9th International Conference on Nuclear Engineering ICONE 9, Nice Acropolis, France, April 8-12, 2001

56. G Cognet et al. The VULCANO Ex-Vessel Program // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15-18 November 1999, Karlsruhe, Germany

57. W. Steinwarz et al. COMAS: Representative Spreading Experiments with View to Core Melt Mitigation // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15-18 November 1999, Karlsruhe, Germany

58. G. Engel et al. KATS Experiments to Simulate Corium Spreading in the EPR Core Catcher // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 1518 November 1999, Karlsruhe, Germany

59. H. Alsmeyer et al. Corium Cooling by Bottom Flooding: Results of the COMET Investigations // Proceedings of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, FZKA 6475, 15-18 November 1999, Karlsruhe, Germany

60. Безруков Ю.А., Логвинов C.A., Оншин В.П. Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавлением топлива //Первая Российская национальная конференция по теплообмену. М: Изд-во МЭИ. 1994. Т. 4. С. 19-25

61. Theofanous T.G., Syri S., Salmassi Т., Kymalainen О., Tuomisto H. Critical heat flux through curved downward facing, thick walls //OECD/CSNI/NEA Workshop on large molten pool heat transfer. NRC Grenoble, France, 9-11 March, 1994

62. Theofanous T.G., Syri S. The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head // Proceedings of 7th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics NURETH-7. New York, Sept. 10-15, 1995 V.l.P.627-647

63. Theofanous T.G. In-vessel retention as a severe accident management strategy// In-Vessel Core Debris Retention and Coolability. Workshop Proceedings 3-6 March 1998 Garching near Munich, Germany. NEA/CSNI/R(98) 18. February 1999. P. 53-74

64. Chu T.Y., Bentz J.H., Slezak S.E., Pasedag W.F. Ex-vessel boiling experiments: laboratory -and reactor-scale testing of the flooded cavity concept for in-vessel core retention//Nuclear Engineering and Design. 1997. V.169. P. 89-99

65. Грановский B.C., Ефимов В.К., Черный О.Д., Шмелев С.М. Экспериментальное исследование кризиса теплообмена на наружной поверхности днища корпуса ВВЭР// Первая Российская национальная конференция по теплообмену. М. 1994. Т. 4. С. 8285

66. Rouge S. SULTAN test facility for large-scale vessel coolability in natural convection at low pressure//Nuclear Engineering Design. 1997. V. 169. P. 185-195

67. Сулацкий А.А. Кризис пузырькового кипения на криволинейной поверхности применительно к задаче наружного охлаждения корпуса ВВЭР //Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 1997. №2. С. 72-79

68. T.G.Theofanous, M.Maguire, S.Angelini, and T.Salmassi. The First Results from the ACOPO Experiments // Proc.PSA™96-Int.Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment, Park City, Utah, III, 1343-1350, 1996

69. J.M. Bonnet, S. Rouge and J.M. Seiler. Large Scale Experiments for Core Melt Retention // OECD/CSNI/NEA Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer, Grenoble, France, March 9-11, 1994. pp.503-512

70. J.M.Bonnet, J.M.Seiler. Thermal hydraulic phenomena in corium pools. The BALI Experiment // 7-th International Conference on Nuclear Engineering Tokyo, Japan, April 19-23, 1999, ICONE-7057

71. L.Bolshov, P.Kondratenko, V.Strizhov. A semiquantitative theory of convective heat transfer in a heat generating fluid // Int. Journal Heat and Mass Transfer. 41, 1998, pp. 1223-1227

72. L.Bolshov, P.Kondratenko, V.Strizhov. Natural convection in heat-generating fluids // Uspekhi Fizcheskikh Nauk, 171, 2001, pp. 1051-1070. Physics Uspekhi, Russian Academy of Sciences, 44, 2001, pp. 999-1016

73. V. Strizhov. In vessel corium: Corium pools // Proceedings of EUROCOURSE 2003, Severe Accident R&D and Nuclear Power Plant Safety, Aix en Provence, France, Janu-ary 27-31,2003

74. Chu, T.Y. et al. Mechanical Behavior of Reactor Vessel Lower Head During Late Phase of Reactor Accident // Proceedings of RASPLAV Seminar 2000, Munich, Germany, November 14-15, 2000

75. Devos, J.M. et al. RUPTHER: a Programme Devoted to Modelling the Failure of the RPV Lower Head // ASME PVP Conference Montreal, 1996

76. Sehgal, B.R. et al. Coupled Melt Pool Convection and Vessel Creep failure: the FOREVER program// Proceedings of RASPLAV Seminar 2000, Munich, Germany, November 14-15, 2000

77. V.G. Asmolov, S.S. Abalin, V.F. Strizhov, Yu.G. Degaltsev, O.Ya. Shah. Behavior of the Corium Melt Pool in LWR Lower Head with External Cooling // RASPLAV Final Report, Russian Research Center «KURCHATOV INSTITUTE», OECD RASPLAV Project, Moscow 2000

78. A.Aksenova, V.Chudanov, A.Churbanov, V.Pervichko, A.Popkov, V.Strizhov, P.Vabishchevich, V.Varenkov. CONV3D: An Intergated Computer Code for Numerical Modelling of Convection/diffusion Processes with regard for Melting. May 1997

79. С .Gueneau, V.Dauvois, P.Perodeaud, C.Gonella, O.Dugne // J.Nuclear Materials 254(1998), pp.158-174

80. Зельдович Я.Б., Компанеец A.C. Теория детонации. M., Гостехиздат, 1955

81. Board S.J., Hall R.B., Hall RS. Detonation of fuel coolant explosions // Nature, 1975, #254, p.319

82. Массагутов Р.Ф. и др. Исследование динамики взаимодействия топлива с теплоносителем в модельных экспериментах на системах металл- вода. Препринт ФЭИ- 1987, Обнинск, 1989

83. Массагутов Р.Ф. и др. Анализ результатов исследований взаимодействия расплавленного кориума с водой в обоснование безопасности водоохлаждаемых реакторов. Аналитический обзор, ФЭИ, Обнинск, 1991

84. Cho D.H., Armstrong D.R., Gunther W.H. Experiments on interactions Between Zirconium-Containing Melt and Water // NUREG/CR-5372, 1998

85. Hohmann H. et al. FCI Experiments in the aluminum oxide/water system // Nucl. Eng. Des., 1999, 189, p.p. 379-389

86. D.Magallon, I.Huhtiniemi. CoriumMelt Quenching Tests at Low Pressureand Subcooled Conditions in FARO // Nucl. Eng. Des. 204 (2001) 369-373

87. I.Huhtiniemi, D.Magallon. Insight Into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS //Nucl. Eng. Des. 204 (2001) 391-400

88. I.Huhtiniemi, D.Magallon, H. Hohmann. Results of recent KROTOS FCI Tests: Alumina VS.Corium melts // Nucl. Eng. Des. 189 (1999), 377-389

89. D.Magallon, I.Huhtiniemi, H. Hohmann. Lessons learnt from FARO/TERMOS Corium melt quenching experiments // Nucl. Eng. Des. 189 (1999), 223-238

90. Kim D.H., Song J.H. Recent Progress in TROI Steam Explosion Experiments // Annual Meeting of Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP), May 5-7, 2003, Bethesda, Maryland, USA

91. Greene G.A., Finfrock C., Burson S.B. The effects of Water in Film Boiling aver Liquid-Metal Melts // Transactions American Nuclear Society, 53, 1986, pp. 360-362

92. Greene G.A. et al. BNL Severe Accident Sequence Experiments and Analysis Pogram // Proc. Twelfth Water Reactor Safety Research Information Mtg., October 1984, NUREG/CP-0058, vol. 3, p. 401, US NRC, 1984

93. Greene G.A. et al. Some Observation on Simulated Molten Debris Coolant Layer Dynamics. // Proc. Int. Mtg. Light Water Reactor Severe Accidents Evaluation, Cambridge, Massachusetts, August 1983

94. Blose R.E. et.al. SWISS: Sustained Heated Metallic Melt/Concrete Interactions with Overlying Water Pools // NRC Report, NUREG/CR-4727,1987

95. Kortz C.H., Koch M.K., Unger H. Fission Product Release from Molten Pools: A State-of-the -Art Review // University of Bohum, RUB Е-181, 1997

96. C.G. Benson, M.A. Mignanelli, M.S. Neuland. Late Phase Source Term Phenomena: State-of-the-Art Review // AEAT, RWMD(00)P104, 2000

97. Hobbins, R. R. and Osetek, D. J. The release and Transport of Low Volatility Fission Products under Severe Accident Conditions // Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, Rogers, T. (ed), ICHMT, 178, 1995

98. Cronenberg, A. W., Croucher, D. W. and MacDonald, P. E., Collapse During Light Water Reactor Core Meltdown Accidents // Nuclear Technology, 67, 312, 1984

99. Allen M.D. et al. Fission Product Release Tests: ST-1 and ST-2 // Proc. Of ENS/ANS Conference NUCAFE-88, Avignon, France, 2049, 1988

100. Dutton R.J. et al. Fuel Behaviour and Fission Product Release in the Blowdown Test Facility (BTF) Experiments // CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 2-6 May, 1994

101. Jensen S.M., Akers D.W., Pregger B.A. Post Irradiation Examination Data and Analysis for OECE LOFT Fission Product Experinents // OECD LOFT-T-3810, vol. 1, 1989

102. Blanc, B.Clement, and P.von der Hardt. Fuel Bundle Examination Techniques for the Phebus Fission Product Test. // IAEA Tech. Committee Meetg on Behaviour of LWR Core Materials under accident Conditions, Dimitrovgrad, Rusia, 9-13 October 1995

103. Jamond A. et.al. Status of the Interpretation of the Phebus FPT-0 Test with the ICARA 2 V2 mod I Code // Intern .Seminar on Heat and Mass Transfer in Severe Reactor Accidents, Cesme, Turkey, 21 -26 May 1995

104. Serre et al. Status of precalculations and interpretation of the first two Phebus FP tests // Int. conf. NUTHOS -5 Beijing , China,14-18 April 1997

105. Ducros, G., Andre, В., Ferroud-Plattet, M. P. Boulaud, D. and Tourasse, M., Atmosphere Dependence of Fission Product Release: The VERCORS 4 and 5 Experiments // CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6-10 May 1996

106. European Commission, Reinforced Concerted Action on Reactor Safety — (1990 -1994), Final Progress Report, EUR 17126 EN, 1996

107. Gomolinski, M. Overview of IPSN Severe Accident Research // CSARP Annual Meeting, Bethesda, Maryland, USA, 6-10 May 1996

108. Osborne, M. F., Albrecht, H., Lorenz, R. A. and Collins, J. L. Fission Product Release from Commercial versus Simulated Fuels in LWR Accident Studies // Trans. Am. Nucl. Soc.,61,251, 1990 I

109. Osborne, M. F. and Lorenz, R. A. Studies of Fission Product Release under LWR Severe Accident Conditions // Nuclear Safety, 33, 344, 1992

110. Strain, R. V., Sanecki, J. E. and Osborne, M. F. Fission Product Release from Irradiated LWR Fuel under Accident Conditions // Proc. Am. Nucl. Soc. Meeting on Fission Product Behavior and Source Term Research, Palo Alto, California, USA, 2 1, 1985

111. Osborne, M. F. and Lorenz, R. A. Results of ORNL VI Series Fission Product Release Tests // Trans. 20th Water Reactor Safety Information Meeting, Bethesda, Maryland, 21 -23 October, 1992

112. Osborne, M. F. et al, Data Summary Report for Fission Product Release Test VI-4 // NUREG/CR-5481, ORNL/TM-11400, 1991

113. H.Albrecht. Freisetzung von Splat- und Aktivierungsprodukten beim LWR-Kernschmelzen, AnschluBnencht des SASCHA Programms, KfK 4264, 1987

114. Albrecht, H. and Wild, H. Behaviour of I, Cs, Те, Ва, Ag, In and Cd During Release from Overheated PWR Cores // Proc. Int. Meeting on Light Water Reactor Reactor Severe Accident Evaluation, Cambridge, MA, 4 2-1, 1983

115. Albrecht, H. and Wild, H. Untersuchung der in der Kernschmelzanlage SASCHA erzeugten Aerosole, KfK 3856, 1985

116. Schreibmaier, J., MatschoB., V., Albrecht, H. and Mack, A. Herstellung von Kernbrennstoff mit simuhertem Abbrand (Fissium) an der Aniage FIFA, KfK 2991, 1980

117. Albrecht, H. and Wild, H. Investigation of Fission Product Release by Annealing and Melting of LWR Fuel Pins in Air and Steam // Proc Topical Meeting on Reactor Safety Aspects of Fuel Behaviour, 2-6 August 1981, Sun Valley, Idaho, 1981

118. Albrecht, H., MatschoB, V. and Wild, H. Investigation of Activity Release during Light Water Reactor Core Meltdown // Nuclear Technology, 40, 278,1978

119. Brockmann, J. E. Ex-vessel Releases: Aerosol Source Terms m Reactor Accidents // Prog. Nucl. Energy, 19, 7, 1987

120. Lillmgton, J. N. Light Water Reactor Safety The Development of Advanced Models and Codes for Light Water Reactor Safety Analysis, Elsevier Science, Amsterdam, 1995

121. Asmolov V.G. et al. RASPLAV Final Report. Attachment C. Properties Studies: Methodology and Results // OECD RASPLAV Project, Russian Research Centre «KURCHATOV INSTITUTE», Moscow, 2000

122. E.G. Shvidkovski. Some Issues of Molten Metal Viscosity. Moscow, Gostechteorizdat, 1955

123. Piluso P. et al. Viscosity Measurements of Ceramic Oxides by Aerodynamic Levitation // International Journal of Thermophysics, 2003

124. Skoutajan R. et al. Durchfuhrung von Viskositatsmessungen an Oxidischen Corium-Beton-Schmelzen. BF-R-63.556-1, 1979

125. Roche M.F. et al. Viscosity of Corium Concrete Mixtures at High Temperatures // Internal ACE report, ACE-TR-C37, ANL, 1991

126. Sudreau F., Cognet G. Corium Viscosity Modeling above Liquidus Temperature // Nuclear Engineering and Design, vol. 178, 1997, p 269

127. Seiler J.M., Froment К. Material Effects on Multiphase Phenomena in Late Phases of Severe Accidents of Nuclear Reactors // Multiphase Science and Technology, vol. 12, no 2, 2000, p 117

128. Э. Ферми, Д. Фон Нейман. Тейлоровская неустойчивость на границе двух несжимаемых жидкостей // Э. Ферми. Научные труды, т. 2, М., Наука, 1972, с. 498

129. Высокотемпературные технологические процессы и установки. Под ред. Л.Д. Ключникова, М., Энергоатомиздат, 1989, с 228

130. V.G. Asmolov, S.S. Abalin, A.V. Merzlyakov,V.Yu. Vishnevsky, A.Yu. Kotov, V.M. Repnikov. Measurement of Physical Properties // Russian Research Centre "KURCHATOV INSTITUTE", OECD MASCA Project Report, MP-TR-12, Moscow, June 2003

131. F. C. Hall. Metals Progress, 96,1969, p 139

132. Journeau C. Physical Properties Density data for liquid corium // Presentation at the ECOSTAR Meeting, Berlin, Germany, April 2003

133. Drotning W.D. Thermal Expansion of Molten Uranium Dioxide // Proc. Of 8-th Symp. of Thermophysical Properties, 19811, ASME J., 1982, v.2, p.245

134. Glorieux B. et al. Density of Superheated and Undercooled Liquid Alimina by a Contactless Method // International J of Thermophysics, 20, 1999, p. 1085

135. Thermophysical Properties of Materials for Water Cooled Reactors, IAEA publication, Int. Atomic Energy Agency, Viena, 1997

136. Филиппов С.И., Арсеньев С. П ., Яковлев В. В., Крашенинников М. Г., Физико-химические методы исследования металлургических процессов. М., Металлургия, 1968, (552 с)

137. П .А . Короткое, Г .Е. Лондон. Динамические контактные измерения тепловых величин, Ленинград, "Машиностроение ", 1974, 224 с

138. I.K. Fink, M.G. Chasanov, L. Leibowitz J.Nucl.Mater.,102, 17-25,1981

139. A.V. Merzliakov. U02 Zr02 - Zr(Fe) system-electric conductivity study and thermal conductivity estimation // OECD RASPLAV Project, The RASPLAV-A facility Feacibil-ity study. Summary Report, Vol.3, Appendix C, 1995

140. В .С . Чиркин. Теплофизические свойства материалов ядерной техники . М ., Атомиздат, 1968

141. C.S. Kim, M.G. Chasanov. Measurements of thermal conductivity of molten U02 // Proc.Seventh Symp. on thermophysical Properties', ed. A. Cezairlian, ASME, N.Y., p. 338, 1977

142. H.A. Tasman, D. Pel. High Temperature High Pressures, 15, 419-31, 1983.

143. C. Otler. High Temperature High Pressures, 16,1-6,1984

144. V. Strizhov, V. Voltchek etc. Property Data Base that used in calculation // OECD RASPLAV Project, The RASPLAV-A facility Feacibility s tudy S ummary Report, Vol.2, Appendix B, 1995

145. S. Fayette. PGD thesis, IRSN, France, 2002

146. Reid R.C., Prausnitz J.M., Poling B.E. The Properties of Gases and Liquids. Fourth edition, McGraw-Hill Book Company, New York, 1987

147. Hagrman D.L., Hohorst J.K. Thermal Conductivity of Core Components // SDAP/RELAP5/MOD2 Code Manual, Vol.4: MATPRO-A Library of Material Properties, ed. J.K. Hohorst, NUREG/CR-5273, 1990, p. 11.3-1

148. VDI-Warmeatlas. Berechnungsblatter fur den Wameubergang, Sechste Auflage, VDI-Verlag, Dusseldorf, 1991

149. T.G. Theofanous et al. In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt // University of Santa Barbara, DOE/ID-10460, 1996, vol.1, p. 1-3

150. Barachin M. Thermodynamics of Corium : Phase diagrams, Databases //EUROCOURSE 2003, Corium: Severe Accident R&D and Nuclear Power Plant Safety, Aix en Provence, France, January 27-31, 2003

151. Punni J.S., Mignanelli M.A. Determination о f the Solidus and Liquidus Temperatures of Uranium-Zirconium Oxides // ENTHALPY Project Report, AEA Technology, SAM-ENTHA(01)-D004, 2001

152. W. Steinwarz. Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research // Proceedings of FISA-2001 Symposium, Luxembourg, 12-14 November 2001

153. C. Geuneau et al. Liquid Immiscibility in a (0,U,Zr) Model Corium // Journal of Nu-clear Materials, 254, pp. 158-174

154. C. Ronchi and M. Sheindlin. LASER-PULSE MELTING OF NUCLEAR REFRAC-TORY CERAMICS // Int. Journ. of Thermophys 178 (2001), pp 17-40

155. W. A. Lambertson, M.H.Mueller, J. Amer. Ceram. Soc. 36 :365 (1953)

156. Реконструкция здания 12 СФРИ. Установка "Расплав". Рабочий проект- ВНИПИЭТ, Инв N 90-09188, Ленинград, 1990

157. Siemens & Halske A.G., German Patent 518499, 1931

158. Ю.Б.Петров Индукционная плавка окислов. -Ленинград, Энергоатомиздат, 1983

159. Петров Ю.Б., Ратников Д.Г. Холодные тигли- М., Металлургия, 1972

160. Соболев С.А. и др. Остекловывание радиоактивных отходов методом индукционного плавления в холодном тигле // Физика и химия обработки материалов, № 4-5, 1994, с.161-170

161. Ю.Б.Петров. Индукционная плавка оксидов в холодных тиглях. -Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, ЛЭТИ им В.И.Ульянова (Ленина), Ленинград, 1986

162. ОСПОРБ-99 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. Издание официальное. Москва 1999

163. НРБ-99 Нормы радиационной безопасности. Издание официальное. Москва 1999

164. Бешта С.В. Экспериментальные исследования взаимодействия расплава кориума с конструкционными материалами реакторной установки в проблеме тяжелых аварий. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Санкт Петербург, 1995

165. Регламент эксплуатации стенда "Расплав" hhb.N 14-071 по учету НИТИ, Сосновый Бор, 1995

166. Техническое задание на ИИС-Р, НИТИ, ЛКВШ 01.254.00.000 ТЗ, 2002

167. Пирометр визуальный общепромышленный ПРОМИНЬ. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. Каменец-подольский приборостроительный завод, 1989

168. Пирометры спектроального отношения специализированные Спектропир 11, Паспорт, 52.11125.001.ПС. з-д Теплоприбор, Ленинград, 1989

169. Infrared Thermocouples Series OS36,OS37, Os38 OMEGA, Operators manual, OMEGA Technology company, 2000

170. Технологический пирометр. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. № 3821.00.01. ИЭ, ВНИИОФИ, Москва, 2001

171. Termopoint ТРТ 800/ Operator's Manual. AGEMA Infrared Systems, Rev A, 56902-1, 1996

172. Marathon Series MR1S. Operator's Manual, RAYTEK 56903-1, Rev E, 2000

173. ГОСТ 16263-70, ГОСТ 8.009-84

174. МИ 1317-86 Методические указания. М., Издательство стандартов, 1986

175. Горелик Д.О. и др. Экологический мониторинг. Оптико-электронные приборы и системы. Учебник. Т.2.-СП6, 1998

176. Акт метрологической аттестации стойки

177. Рабочий проект ПСТА. Том 1. Основные технологические решения. СО ВНИПИЭТ, инв.№ 931753, 1993

178. Цепочка защитных боксов для проведения экспериментальных исследований физико-химических процессов в расплаве кориума. Пояснительная записка к техническому проекту. ЦКБМ, 1568-00-0001 ПЗ, 1993

179. Комплект проектной документации на высокочастотный генератор ВЧГ 5-600

180. Бешта, С.В., Грановский, B.C., Хабенский, В.Б., 1995. Комплекс работ, проводимых в НИТИ по проблеме локализации расплава активной зоны при тяжелой аварии ВВЭР // Труды международной конференции «Теплофизика-95», Обнинск, т.З, с. 159-169

181. Исследование взаимодействия имитатора расплава активной зоны ректора с материалом корпуса. Отчет о НИР, НИТИ, инв. № 14-091, 1995

182. Экспериментальные исследования взаимодействия расплава кориума с материалом корпуса реактора В-407. Отчет о НИР, НИТИ, инв.№ 14-08/162, 1996

183. Экспериментальные исследования взаимодействия расплава кориума с материалом корпуса реактора В-407. Отчет о НИР, НИТИ, инв.№ 14-08/406, 1998

184. Исследование взаимодействия расплава кориума со сталью корпуса реактора. Отчет о НИР, НИТИ, инв.№> 14.2.2/0-185, 2000

185. Обоснование устройства локализации расплава в бетонной шахте Тяньваньской АЭС. Исследование взаимодействия расплава оксидного кориума со сталью корпуса УЛР. Отчет о НИР, НИТИ, инв.№ 14.2-07/233, 2001

186. Экспериментальные исследования взаимодействия расплава оксидного кориума с образцами стали. Отчет о НИР, СПб АЭП, № LYG-X-PD86-29-52280000-TR-0029-R, 2002

187. Исследование взаимодействия расплава кориума со сталью корпуса реактора АЭС (METCOR). Финальный научно-технический отчет. Проект МНТЦ №833-99. НИТИ. 2001

188. Bechta S. V., Khabensky V.B., Vitol S.A. et al. Experimental studies of oxidic molten corium vessel steel interaction // Nuclear Engineering and Design, 210, 2001, pp.193 -224

189. Bechta S.V., Khabensky V.B., Vitol S.A. et al. Experimental study of ceramic corium melt -steel interaction // Proc. of International Seminar RASPLAV 2000, Munich, Germany, Novemberl4-15, 2000

190. Gmelin, 1975. Handbuch der Anorganischen Chemie, Uran, Erganzungsband, Teil C3, Springer Verlag, Berlin

191. Гусаров, В.В., Суворов, С.А. Самоускоряющиеся процессы развития твердофазных систем (синтез и функционирование) // В кн.: «Перспективные направления химии и химической технологии», JL: Химия, 1991, с.153-158

192. Гусаров, В.В., Суворов, С.А. Автокаталитические твердофазные реакции // Журнал прикладной химии, 1987, т. 60, №12. с.1953-1956

193. Borovkov, A.I., Semenov, A.S., et al. Finite Element Modeling in Mechanics of Solids and Structures, Prigram System FEA // Int. Workshop «Tools for Mathematical Modeling» (MATHTOOLS'97). St. Petersburg, Dec. 11-18,1997

194. Bransky I., Hed A.Z. Thermogravimetric determination of the composition-oxygen partial pressure diagram of wustite (Fel-yO) // J. Am. Ceram. Soc. 1968, V. 51, N 4. P.231-232

195. Гусаров, B.B. Быстропротекающие твердофазные химические реакции // Журнал общей химии, 1997, т.67, №12. с.1959-1964

196. Зенкевич, О. Метод конечных элементов в технике, М.: Мир. 1975

197. Non-Stoichiometric Compounds. Mandelcorn L. ed. by. N ew Y ork, London: A cademic Press, 1964

198. Kofstad, P. Nonstoichiometry, Diffusion and Electrical Conductivity in Binary Metal Oxides, New York. 1972

199. Freer R. Bibliography. Self-diffusion and impurity diffusion in oxides // J. Mater. Sci. 1980, V. 15. N4. P. 803-824

200. Evans W.D.J., White J. Equilibrium Relationships in the System U02-Fe304-0 // Trans. Brit. Ceram. Soc. 1964, V. 63. N 12. P. 705-724

201. Dash J. G. Surface melting // Contemp. Phys. 1989.V. 30. N. 2. P. 89-100

202. Gusarov, V.V. The thermal effect of melting in polycrystalline systems // Thermochim. Acta, 1995, V.256, N2. pp.467-472

203. Frost, H.J., Ashby, M.E. Deformation Mechanism Maps., Pergamon Press, Oxford, 1982, 166 pp

204. Tammann G. Uber Anlauffarben von Metallen // Z. anorg. allg. Chem. 1920. В. 111. H 1. S. 78-89

205. Отчет о выполнении работ по договору №203/99 между СПб ПИПКИ АЭП и ИТЭС ОИВТ РАН, ОИВТ РАН, 2000

206. Исследование скорости окисления расплава кориума С-30. Отчет по проекту METCOR №833.2, НИТИ, 2003

207. Исследование взаимодействия расплава кориума С-100 со сталью корпуса реактора при нейтральной атмосфере над расплавом. Эксперимент МС-5. Отчет по проекту МНТЦ № 833.2. НИТИ, 2003

208. RJ.Ackermann, ANL Report, ANL-5482, Sept. 14,1955

209. P.Gordon, A.RKaufmann, Trans. AIME, 1950, v. 188, p. 182-184

210. G.G.Michaud Canadian Met. Quart., 1966, v.5, №4, p.355-365

211. D.Arias, J.P.Abriata, Bull. Alloy Phase Diagr., 1988, v.9, №5, p.597-632

212. R.F.Domagala, D.J.McPherson Trans. AIME, 1954, v.200, p.238

213. E.Gebhardt, H.D.Seghezzi, W.Durrschnabel, J.Nucl.Mater, 1961, v.4, №3, p.241

214. T.Ogawa, T.Twai, J. Less-Common Metals, 1991, v. 170, № 1, p. 101 -109

215. Ph. Guinet et all. Compt. rend., 1966, v.263, p.17

216. Рогов М.Ф., Кухтевич И.В., Хабенский В.Б. и др. Анализ возможности удержания кориума в корпусе ВВЭР-640 при тяжелых авариях с разрушением активной зоны // Теплоэнергетика, 1996, № 11, с. 12-15

217. Kymalainen О., Tuomisto Н., Theofanous T.G., In-vessel retention of corium at the Loviisa plant//Nucl. Eng. Des., 1997, № 169, p. 109-130

218. Грановский B.C., Ковтунова C.B. Динамика формирования ванны расплава активной зоны на охлаждаемом днище корпуса ВВЭР и ее влияние на температурное состояние корпуса // Теплоэнергетика, 1999, № 3, с. 19-23

219. Распределение циркония между оксидной и металлической фазами расплава кориума // Отчет о НИР, НИТИ, инв. № 14.2.2/48, 2001, 31 с

220. Распределение циркония между оксидной и металлической фазами расплава кориума // Отчет о НИР, НИТИ, инв. № 14.2.2/48, 2002, 113 с

221. V.Asmolov, V. Khabensky, S. Beshta, V.Gusarov, S.Vitol, Ye.Krushinov, Yu.Degaltsev, V.Vlasov, Yu. UtkinMA-1 Experiment: Post-Test Analysis Results, OECD MASCA Project, RRC "Kurchatov Institute", MP-TR-1, November 2001

222. Sieler J. M. Corium Interface Conditions for Different Reactor Situation// 5 th MASCA PRG Meeting, Moscow, Russia, November 12-15, 2002

223. Исследование охлаждения расплава кориума при подаче воды на поверхность расплава. Отчет о НИР, НИТИ, инв.№ 14-056,1994, 38 с

224. Исследование процессов взаимодействия воды с кориумом при ее подаче на поверхность расплава. Отчет о НИР, НИТИ, инв.№ 14-08/218, 1997 г., 41с

225. Экспериментальное исследование процессов при подаче воды на расплав стали.

226. Отчет о НИР, СПб АЭП, № LYG-X-PD86-29-52180000-TR-0013-R, 2002

227. Экспериментальное исследование процессов при подаче воды на расплав стали.

228. Отчет о НИР, СПб АЭП, № LYG-X-PD86-29-52190000-TR-0014-R, 2002

229. Bechta S.V., Granovsky V.S., Sulatsky А.А. Water Boiling on Corium Melt Surface // Proc. Of Int. Symp. On the Physics of Heat Transfer on Boiling and Condensation, May 21-24, 1997, Moscow, Russia, pp. 235-238

230. Хабенский В.Б., Грановский B.C., Бешта,С.В. , Витоль С.А.Кипение воды на поверхности расплава кориума в условиях тяжелой аварии. // Теплоэнергетика. 1998, №11, Ноябрь, 1998, с.20-27

231. Bechta S.V., Khabensky V.B., Vitol S.A., Krushinov E.V. et al. Water Boiling on the Corium Melt Surface under WER Severe Accident Conditions. //Nuclear Engineering and Design. 195, 2000, pp.45 56

232. В.Б.Хабенский, С.В. Бешта, B.C. Грановский, Е.В. Крушинов, С.А. Витоль Экспериментальное исследование процессов, возникающих при подаче воды на расплав стали. // Теплоэнергетика. №9, 2001, сентябрь, с. 25-31

233. ГОСТ 2409-80 (ст. СЭВ 980-78). Материалы и изделия огнеупорные. Метод определения водопоглощения, кажущейся плотности, открытой и общей пористости

234. G.A. Green, С. Finfrock, S.B. Burson. The effect of water in film boiling over liquid- metal melts//Trans. American Nuclear Society, 1986, v.53, p.360-362

235. В. С. Грановский, А.А. Сулацкий, В. Б. Хабенский др. Теоретическое и экспериментальное исследование пленочного кипения на горизонтальной поверхности// ТВТ 1995, т.ЗЗ, №5, с. 765-772

236. G. A zarian, P. G andrille, A. Dumontet e t.al. G AREC a nalysis i n S upport о f I n-Vessel Retention Concept // OECD/CSNI Workshop on in-vessel core debris retention and coolability, Garshing, Germany, 3-6 March, 1998

237. C.C. Кутателадзе. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление. Справочное пособие. М.: Энергоатомиздат. 1990-368с

238. Кинетика взаимодействия материалов активной зоны реактора типа ВВЭР. Рекомендации к использованию в рамках Международной Стандартной Проблемы по эксперименту CORA-W2. Соколов Н.Б. и др., ВНИИ НМ, Москва, 1993

239. V.F. Urbanic, R.T. Heidrick, High- Temperature Oxidation of Zircaloy-2 and Zircaloy-4 in Steam, Journal of Nuclear Materials 75, p.251-261, 1978

240. Кулагин И.В., Бешта С.В., Ловыгин И.В. и др. Исследование взаимодействия имитатора расплава активной зоны реактора с бетоном на маломасштабной установке. отчет о НИР,ВО ВНИПИЭТ, инв. N 2673, Ленинград, 1990

241. Кулагин И.В., Бешта С.В., Ловыгин И.В и др. Исследование взаимодействия имитатора расплава активной зоны реактора с бетоном на маломасштабной установке. отчет о НИР,ВО ВНИПИЭТ, инв. N 2903, Ленинград, 1992

242. И.В. Кулагин, С.В. Бешта и др. Физическое моделирование тяжелой аварии на АЭС. Материалы 3 ежегодной конференции Ядерного общества "Ядерная энергетика -завтрашний день", С.Петербург, 12-20 сентября 1992

243. ХабенскийВ.Б., Анискевич Ю.Н., Бешта С.В. и др. Исследование взаимодействия расплава кориума с диоксидциркониевым бетоном. Отчет о НИР по 1 году работы к договору 1990/54-17 по контракту 64 НИЦТИВ-МНТЦ,НИТИ, Сосновый Бор, 1995

244. Бешта С.В., Витоль С.А., Крушинов Е.В. и др. Исследование взаимодействия расплава кориума с перспективными материалами ловушки расплава // Труды международной конференции ТЕПЛОФИЗИКА-95, 21-24 ноября, 1995. г. Обнинск

245. Yu.B. Petrov, D.B. Lopukh, S.V. Bechta, A. Yu.Pechenkov et al. Corrosive capacity of superheated corium melt // Advanced materials. 3 (1996) p.374-378

246. D. Lopukh, S. Bechta, A. Pechenkov, S. Vitol et al., "New Experimental Results on the Interaction of Molten Corium with Core Catcher Material // Proc. of International Conference ICONE-8, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA

247. S.V. Bechta, V.B. Khabensky, E.V. Krushinov et al. Corium Melt Zirconia Concrete Interaction: Oxide Melt Tests // Proc. of OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, November 15-18, 1999, Karlsruhe, Germany

248. Gusarov V.V., Khabensky V. В., Bechta S.V., Granovsky V.S. et al. International patent pending: "Oxide material for a molten core catcher of a nuclear reactor". WO 02/080188 A2 of 10.10.2002, priority of 02.04.2001

249. Авторское свидетельство N 4073682 СССР

250. Авторское свидетельство N 1395003 СССР295. Патент N 25265554 ФРГ296. Патент N2363844 ФРГ297. Патент N 2840086 ФРГ

251. Дробышев А.В., Бураков Б.Г., Куликов Е.В., Соснина Е.М. Термохимическое воздействие горящего натрия на бетоны, -препринт ФЭИ, Обнинск, 1991

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

253. Стрелов К.К., Кащеев И.Д., Мамыкин П.С. Технология огнеупоров. М.: Металлургия, 1988

254. Физико-химические свойства окислов. Справочник под ред. Г.В.Самсонова М.: Металлургия, 1978

255. Соколов А.Н., Ашимов У.Б., Болотов А.В., и др. Плавленые огнеупорные оксиды М.: Металлургия, 1988

256. Petrov Yu. В., Khabensky V.B, Bechta S.V. et al. Research of Corium Melt Interaction With Reactor Vault Protective Layer Material, Technical report, LSK "Radon", 1995

257. Hellmann S., Fischer M., Bechta S., Lopukh D. Dissolution of Zr02-type Protective Material by Ex-Vessel Corium. CIT project report, task 1-3, INV-CIT (99)- D005, Siemens AG, Erlangen, Germany, 2000

258. Seiler J. M. On the inportance of a strong coupling between Physicochemistry and Thermalhydraulics for modeling late phases of severe accidents in LWR // Proc. of SARJ meeting 1998, Nov. 4-6,1998, Tokyo, Japan

259. Е.П. Пахомов. Л.П. Крищенко. Модель взаимодействия оксидного расплава кориума с ловушкой из Zr02 // Ж. Огнеупоры и техническая керамика. №3. 1997

260. B. Duret. Interpretation de l'essai CIRMAT CIT 9, CEA report, Ident. Nmb SETEX/LTEM/99-142, May 1999, p.8

261. Бородина Т.И. и др. Взаимодействие расплавов металлов с диоксидциркониевым бетоном // Огнеупоры. 1996, №11, с 17

262. Расчетное обоснование в обеспечение проектирования устройства локализации расплава АЭС «Куданкулам» с ВВЭР-1000 (Индия). Отчет о НИР, НИТИ, Инв. № Т-1165, Сосновый Бор, 2003

263. Гусаров В.В., Альмяшев В.И., Бешта С.В., Хабенский В.Б., Удалов Ю.П., Грановский B.C. Жертвенные материалы системы безопасности атомных электростанций новый класс функциональных материалов // Теплоэнергетика. 2001. №9, сентябрь. С.22-24

264. Асмолов В.Г. Гусаров В.В., Бешта С.В., Хабенский В.Б., Грановский B.C., Альмяшев В.И., Витоль С.А., Крушинов Е.В. Выбор буферного материала ловушки для удержания расплава активной зоны ВВЭР-1000. // Атомная энергия, 2002. т.92. Вып.1. с.7-18

265. Патент РФ № 2178924 «Шихта для получения материала, обеспечивающего локализацию расплава активной зоны ядерных реакторов» по заявке №2001108841. Приоритет от 02.04.2001. Авторы: Гусаров В.В., Бешта С.В., Хабенский В.Б и др.

266. Косулина Г.И. Диаграммы состояния систем тугоплавких оксидов. Справочник. Вып. 5. Ч. 5. / Под ред. Р.Г. Гребенщикова. Л., Наука, 1991.

267. Гусаров В.В. Быстропротекающие твердофазные химические реакции // Журн. общей химии. 1997. Т.67. №12. С.1959-1964.

268. Асмолов В.Г., Загрязкин В.Н., Вишневский В.Ю. и др. Выбор жертвенного материала ловушки расплава для реактора ВВЭР -1000 // Вопросы безопасности АЭС ВВЭР. СПб., 2000

269. Торопов Н.А., Барзаковский В.П., Бондарь И.А. и др. Диаграммы состояния силикатных систем. Справочник. Выпуск второй. Л.: Наука, 1969

270. Н.М.Воронов, Р.М.Софронова, Е.А. Войтехова. Высокотемпературная химия окислов урана и их соединений. М.:Атомиздат, 1971

271. Маурах М.А., Митин Б.С. Жидкие тугоплавкие окислы. М.: Металлургия. 1979

272. Голубцов И.В., Лапицкий А.В., Ширяев В.К. К вопросу о летучести окислов ниобия // Изв. вузов. Химия и химическая технология. 1960. Т.З, № 4,С.119-121

273. Киреев В.А. Методы практических расчетов в термодинамике химических реакций. М.: Химия. 1970. 519с

274. Карапетьянц М.Х. Методы сравнительного расчета физико-химических свойств. М.: Наука. 1965. 403с

275. Третьяков Ю.Д. Твердофазные реакции. М.:Химия. 1978. 360 с

276. Коршунов Б.Г., Стефанюк C.JI. Введение в хлорную металлургию металлов. М.: Металлургия. 1970. 286с

277. Рутман Д.С., Торопов Ю.С., Плинер С.Ю., Неуймин А.Д., Полежаев Ю.М. Высокоогнеупорные материалы из диоксида циркония. М.: Металлургия. 1985. 136с

278. Бабушкин В.И., Матвеев Г.М., Мчедлов-Петросян О.П. Термодинамика силикатов. М.: Стройиздат. 1986. 408с

279. Зеликман А.Н., Коршунов Б.Г. Металлургия редких металлов. М.: Металлургия. 1991.216с

280. Карелин В.А. Фторидный способ переработки ильменитовых шлаков и лопаритовых концентратов. Дисс. . соиск. уч. ст. д.т.н. Северск. 1998. 274с

281. Смирнова Ж.Н., Гусаров В.В., Малков А.А., Малыгин А.А., Суворов С.А. Стабилизация □ -формы оксида алюминия в системе A101.5-Si02 с различным уровнем пространственного сопряжения компонентов // Журн. прикл. химии. 1995. Т.68, №12. С.1950-1954

282. Расчетное обоснование в обеспечение проектирования устройства локализации расплава АЭС «Куданкулам» с ВВЭР-1000 (Индия). Обоснование эффективности устройства локализации расплава. Отчет о НИР, НИТИ, Инв. № Т- 1165, Сосновый Бор, 2003

283. Теоретические основы теплотехники. Теплотехнический эксперимент.: Справочник/Под общей редакцией В.А. Григорьева и В.М. Зорина. М.: Энергоатомиздат. 1998. 560с

284. Предварительное расчетно-экспериментальное обоснование устройства удержания расплава в бетонной шахте Ляньюньганской АЭС. Отчет о НИР// Грановский B.C. и др. Инв. № Т-914. НИТИ. 1999

285. Выбор жертвенного материала ловушки расплава ВВЭР-1000 и исследование кинетики его взаимодействия с расплавом кориума. Отчет о НИР (заключительный)// Хабенский В.Б. и др. СПб АЭП, Санкт Петербург, 2000

286. Уонг X. Основные формулы и данные по теплообмену для инженеров. М.: Атомиздат, 1979

287. Теоретические основы теплотехники. Теплотехнический эксперимент.: Справочник / Под ред. В.А. Григорьева и В.М. Зорина. М.: Энергоатомиздат, 1998

288. Almiashev V. I., Bechta S. V., Blisnjuk V.G. et al. Late Phase Source Term Phenomena: Oxidic Melt Experiments, SAM-LPP-D10 (2002)

289. Benson С G, Bechta S.V., Bowsher B. R. et al. Fission Product Release from Molten Pools: Final Report, AEAT-5893, August 1999

290. V. В. Khabensky, S.V. Bechta, I.V. Kulagin et al. Late-Phase Degradation Phenomena U02 and SrO Volatilisation Scoping Test, ST: MP(97)-P014, 1997

291. Ju. B. Petrov, V. B. Khabensky, S. V. Bechta et al. Fission Product Release From Molten Pools: Ceramic Melt Tests, ST: MP(98)-P022, 1998

292. Beard A. M., Bechta, S.V., Benson C. G. et al. Late Phase Source Term Phenomena: Progress Report 01/02/01 31/01/02, AEAT/R/NS/0539, (SAM-LPP-P04), 2002

293. A.M. Beard, S Bechta, С G Benson et al. Late Phase Source Term Phenomena: Summary Final Report AEAT, SAM-LPP-D032, July 2003

294. Bowsher B.R., Mason P.K. First Meeting of Project Group on Fission Product Release from Molten Pools, Cadarashe, 12 March 1997. ST: MP(97)-M001, 1997

295. S. Bechta, C. G. Benson, T. v Berlepsch et al. Late Phase Source Term Phenomena (LPP) // Proc. of FISA 2001- EU Research in Reactor Safety, November 12-15, 2001, Luxembourg

296. S.V. Bechta, S.A. Vitol, E.V. Kroushinov et al. Fission Product Release from Molten Pool: Ceramic Melt Tests // Proc. of SARJ meeting, November 4-6, 1998, Tokyo, Japan

297. A. M. Beard, S. Bechta, C. G. Benson et al. Late Phase Source Term Phenomena //Proc. of FISA 2003- EU Research in Reactor Safety, November 10-13, 2003, Luxembourg

298. Knudsen M. Die Gesetze der Molekularstromung der Gase durch Offnungen und die Effusion // Ibid. N 5.S

299. Инграм M., Дроварт Д. Применение масс-спектрометрии в высоко-температурной химии // Исследования при высоких температурах. М.: Издательство иностранной литературы, 1962

300. Е.К. Казенас, Ю.В. Цветков. Испарение оксидов. М.:Наука, 1997

301. Справочник по пыле- и золо- улавливанию под ред. А.А. Русанова. М:Энергоатомиздат, 1983

302. Якшин В.В., Вилкова О.М. Экстракция примесей из азотных урансодержащих растворов // Радиохимия, вып. 1, 3, 1993

303. Florence Т.М. In. Analitical methods in the nuclear fuel cycle. Vienna JAEA, 1972

304. A.A. Русанов, С.С.Янковский. Импакторы для определения промышленных пылей/ Серия Промышленная и санитарная очистка газов М:ЦНИИТЭнефтехим, 1970

305. М. Борн, Э. Вольф. Основы оптики. М.1973

306. К.С. Шифрин. Введение в оптику океана. JI. Гидрометеоиздат, 1983

307. К. С. Шифрин. В.А. Лунина. Физика атмосферы и океана // Tom.IV. №7, с.785-790.1968

308. A.L. Fymat, K.D.Mease, Applied Optics, Vol.20, No 2.1981

309. S. Punni, P. K. Mason U02 Oxidation and Volatilisation. Draft report, aeat-1277: MP(97)-P006, March 1997

310. Reedy G.T. and Chasanov M.G. Total pressure of uranium-bearing species over molten urania // J.Nucl.Mater 42 (1072), 341

311. Ackermann R.J., Gilles P.W., Thorn R.J. High temperature thermodynamic properties of uranium-dioxide // J. Chem. Phys. 1956. Vol. 25, N 6 . P. 1089-1093

312. Воронов H.M., Данилин A.C., Ковалев И.Т. Определение скорости испарения металлических окислов на образцах, нагреваемых электрическим током // Thermodynamics of nuclear materials. Vienna, 1962. P 789

313. OsheR.W. Mesuredela tension de vapeur du dioxyde duranium U02 par la methode d'effusion // Rapp. C.E.A. 1965 N 2871. P. 70

314. Oshe R.W. High temperature vapor-pressure studies of U02 by the effusion method and its Hemodynamic interpritation // J. Chem. Phys. 1966. Vol. 44, N 4 . P. 1375-1379

315. Горбань Ю.А., Павликов JI.B., Быков B.H. Исследование испарения двуокисей и карбидов урана// Атом, энергия. 1967. Т. 22, N6. С. 465-467

316. Tatenbaum М., Hant P.D. Total pressure of uranium-bearing species over oxygen-deficient urania // J. Nucl. Mater. 1970. Vol. 34, N 1. P. 86-89

317. Reedy G.T., Chasanov M.G. Total pressure of uranium-bearing species over molten urania // Ibid. 1972. Vol. 42, N 3. P. 343-345

318. Pattoret A., Drowat J., Smoes S. Etudes thermodynamics pas spectrometric de mass sure le systeme uranium oxygennc // Thermodynamics of nuclear materials. Vienna, 1968. P. 613

319. Глушко В. П., Гурвич Л. В., Вейц И.В. и др. Термодинамические свойства индивидуальных веществ // Справочник. М.: Наука, 1978-1982. Т. 1-4

320. Ohse R.W., Babelot J.F., Brumme G.D., Kinsman P.R. Vapour pressure studies over liquid uranium oxid and uranium plutonium oxide up to 5000 К // Ber. Bunsenges. phys. Chem. 1976. Bd. 80, N 8. S. 780-786

321. Babelot J.F., Brumme G.D., Kinsman P.R., Ohse R.W. Vapour pressure measurements over liquid and (U, Pu)02 by laser suriace heating up to 5000 К // Reaktertag. Mannheim; Benn, 1977. P. 351-354

322. Ackermann R. J., Rauh E.G., С handrasekharaiah M. S. A thermodinamic study of the urania-uraniumsystem// J.Phys. Chem. 1969. Vol. 73,N4. P.762-765

323. Blackburn P. E Oxygen dissociation pressures over uranium oxides // J.Phys. Chem. 1958. Vol. 62, N8. P.897-899

324. Ackermann R. J., Thorn R. J., Alexander C., Telenbaum M. Free energies of formation of gaseous uranium, molibdenium and tungsten trioxides // J.Phys. Chem. 1960. Vol. 64, N3. P.350-354

325. Roberts E. J., Walter A. J. Equilibrium pressures and phase relations in the uranium oxid sistem//J.Inorg. and Nucl. Chem. 1961(1962). Vol. 22, N3/4. P.213-216

326. Cordfunke E. H., Aling P. System U03+U308. Dissociation pressures of *-U03// Trans. Faradeday Soc.1965. Vol. 61, N1. P.50-56

327. Rand M. H., Kubaschewski O. The thermocemical properties of uranium compaunds. Edinburgh. Oliver and Boyd, 1963. 96 p

328. Moore G.E., Allison H.W., Struthers J.D. The vaporization of strontium oxide // J. Chem. Phys. Vol. 18. P. 1572-1577

329. Claassen A., Veenemans C. F. Dampfdruckbestimmungen von BaO, SrO, CaO und deren Mischungen aus Verdampfungsgeschwindigkeitsmessumgen // Ztschr. Phys. 1933. Bd. 80, N5/6. S. 342-351

330. Медведев B.A. Энергия диссоциации и теплоты сублимации окислов щелочных металлов // Журн. фих. хим. 1961. Т. 35. N7. С. 1481-1488

331. Porter R.F., Chupka W.A., Inhgram M.G. On the dissociation energies of SrO and MgO molecules // Ibid. 1955. Vol. 23. P1347-1353

332. Asano M., Yamamoto Y., Sasaki N., Kubo K. Partial pressures of strontium and strontium oxide over strontium oxide heated on platinum // Bull. Chem. Soc. Jap. 1972. Vol. 45, N1. P. 82-86

333. Асано M., Ямамото Ю., Сасаки Т., Кубо К. Кето дайгаку гепси энэриги кепюосеихо // Bull. Inst. Atom Energy Kyoto Univ. 1971. Vol. 40. P. 44-49

334. Farber M., Srivastava R.D. The dissociation energies of calcium oxide and strontium oxide // High. Temp. Sci. 1976. Vol 8, N2. P. 73-80

335. Казенас E.K., Самойлова И.О. Масс-спектрометрическое исследование процессов испарения и диссоциации оксидов магния, кальция, стронция и бария. М., 1986. 34 с. Деп. в ВИНИТИ 16.07.86, N5149-B86

336. Щукарев С.А., Семенов Г.А. Масс-спектрометрическое исследование испарения двуокисей циркония, гафния и тория // Исследования в области химии силикатов и окислов. М.: Наука, 1965. С. 208-216

337. Т. v Berlepsch, М. P. Kissane, I. Kleinhietrab et al. Late Phase Source-Term Phenomena: Analysis of Experiments, IRSN Report, SAM-LPP-D009, January 2003

338. Kujal B. MELCOR Calculation of Oxidic Melt Experiments WP2-2/1 and WP2-2/2. NRI Report, SAM-LPP-D027, November, 2002

339. Gauntt R.O. et al. MELCOR Computer Code Manuals. Report NUREG/CR-6119, SAND 2000-2417, May 2000

340. M. Kissane, H. Manenc, R. Dubourg, P. Mason, "Fission product release in ASTEC VI: ELSA v2.0 module specifications rev 0", IPSN Note ASTEC-V1/SPE/00-03, Nov. 2000.

341. Kortz Ch., Koch M. K., Brockmeier U., Unger H., Funke F., Eyink J. and Hellmann S. A Mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools, RUB E-108, ST(95)-P171, 1995

342. Kortz Ch., Koch M. K., Brockmeier U., Unger H., Funke F., Eyink J. and Hellmann S. A Mechanistic Model for the Release of Low Volatile Fission Products from Molten Pools // Proc. Annual Meeting on Nuclear Technology '96, 184, 1996

343. Eriksson G. and Hack K. ChemSage A Computer Program for the Calculation of Complex Chemical Equlibria // Metallurgical Trans. B, 21,1013, 1990

344. Paule R.C., Mandel J. Analysis interlaboratory measurements on the vapour pressure of gold. // Pure Appl. Chem. 1972. V. 31. N 3. P. 371-394

345. Гусаров В.В., Альмяшев В.И., Столярова B.JL, Хабенский В.Б., Бешта С.В. и др. Патент РФ № 2192053 «Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора» по заявке №2001128174. Приоритет от 12.10.2001

346. Pozniak I., Petchenkov A. Special Tool for Investigation and Controlling of Induction Skull Melting Processes // Proceedings of the International Colloquium, Modelling for Saving Resources, Latvia, Riga, May 17-18, 2001

347. Petchenkov A., Pozniak I. An Approach of Electrical Conductivity Estimation of Technical Materials Melts // 8th International Conference on Microwave and High Frequency Heating. Bayreuth, Germany September, 3-7, 2001

348. Demidovitch V., Pozniak I. Combined method of electromagnetic field calculation in induction crucible furnaces // Proceedings of 40 International wissenschafitliches kolloquium, ILMENAU (Germany), 18.-21.09.1995, p.37-41

349. JI.M. Витинг. Высокотемпературные растворы- расплавы. М., Изд-во МГУ, 1991

350. New Experiments on the Interaction of Zr02 Material with Corium Melts and Phase Diagram Points in U02-Based Systems. CIT Project Report, Corium Interactions and Thermochemistry, In-Vessel Cluster, INV CIT(99)-P037, December 1999

351. Ф.Я. Галахов Закалочная микропечь на температуру до 2500С// Заводская лаборатория №2, 254, 1951 г., с. 184-186

352. W.A.Fischer, A.Hoffman, Archiv Eisenhuttenw., 28 №739, 1957

353. Study of Zr02-Fe0 phase diagram. CORPHAD ISTC Project report. 1950.2. 2003

354. Study of U02-Fe0 phase diagram. CORPHAD ISTC Project report. 1950.2. 2003

355. Generation of data for phase diagrams of multi-component oxidic mixtures, based on prototypic molten corium. ENTHALPY Project report: "European Nuclear Thermodynamic Database validated and applicable in Severe Accidents" First stage, LSK, May 2001

356. Generation of data for phase diagrams of multi-component oxidic mixtures, based on prototypic molten corium. ENTHALPY Project report: "European Nuclear Thermodynamic Database validated and applicable in Severe Accidents" Second stage, LSK, March 2002

357. Liquidus and solidus temperature measurements in the subsustem U02-Zr02-(Si02-Fe0x-Ca0-A1203-Cr203). ENTHALPY Project Report, European Nuclear Thermodynamic Database, Tasks 2.2.3, 2.4 and 2.5.1, SAM-ENTHA(03)-D011, June 2003