Высокотемпературное взаимодействие топливных материалов ядерного реактора в режиме тяжелой аварии тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.14 ВАК РФ

Перечень таблиц.

Перечень рисунков.

1. ВВЕДЕНИЕ.

Перечень ссылок к введению.

2. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ.

2.1 Описание последовательности процессов при развитии тяжёлой аварии.

2.2 Химическое взаимодействие между различными материалами аварийно разогретой активной зоны.

2.2.1 Взаимодействие циркониевого сплава оболочки с топливными таблетками (взаимодействие ЪсЮО^.

2.2.2 Растворение 1Ю2 и ЪхОг расплавленным циркалоем.

2.3 Интегральные эксперименты по изучению поведения элементов топлива.

2.3.1 Температурные области формирования жидких фаз.

2.3.2 Влияние скорости разогрева на образование расплава.

2.3.3 Перераспределение материалов в интегральных экспериментах

2.4 Перемещение материалов в нижнюю часть корпуса реактора.

2.5 Изучение выхода водорода при повторном заливе.

2.6 Проблемы, требующие дальнейшего исследования.

3.2 Экспериментальное оборудование и проведение эксперимента.46

3.3 Экспериментальные результаты и их обсуждение.50 1

3.3.1 Температурные данные.50

3.3.2 Послетестовые неразрушающие измерения.51

3.3.3 Металлографические исследования.53

3.3.4 Генерация и поглощение водорода.54

3.3.5 Влияние режима парового голодания на выход водорода при повторном заливе.58

3.4 Заключение к главе 1.60

4. ГЛАВА 2. РАСТВОРЕНИЕ ZR02 И U02 РАСПЛАВЛЕННЫМ ЦИРКАЛОЕМ.98

4.1 Введение.98

4.2 Экспериментальное оборудование и проведение эксперимента.99

4.3 Результаты экспериментов и их обсуждение.102

4.3.1 Макроскопические характеристики послетестовых образцов. 102

4.3.2 Микроструктура расплава.106

4.3.3 Количественный анализ кинетики окисления расплава Zr-0 . 108

4.4 Заключение к главе 2.115

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ.151

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ.154

Перечень таблиц

Табл. 1. Результаты химического анализа материалов оболочек.62

Табл. 2. Матрица экспериментов с результатами послетестового неразрушающего анализа.63

Табл. 3. Толщины слоев и механические свойства оболочки.64

Табл. 4. Выход водорода в фазах предокисления и резкого охлаждения.65

Табл. 5. Масса водорода, абсорбированного в образцах.66

Табл. 6. Матрица экспериментов с «большими» тиглями.118

Табл. 7. Матрица экспериментов с «малыми» тиглями.118

Табл. 8. Результаты вычисления растворённой части тиглей из 1Ю2 (растворение при 2100°С) на основе компьютерного анализа изображений продольных сечений тиглей.119

Табл. 9. Результаты компьютерного анализа изображений продольных шлифов «больших» тиглей из 2Ю2.120

Табл. 10. Результаты химического анализа области расплава «больших» тиглей.121

Табл. 11. Определение соотношения долей кислорода, поступивших в расплав за счёт растворения тигля и за счёт диффузии кислорода из нерастворённой части стенок тигля.121

Табл. 12. Результаты компьютерного анализа изображений продольных шлифов больших КЙС тиглей.122

Табл. 13. Результаты компьютерного анализа изображений продольных шлифов «малых» тиглей.122

Перечень рисунков

Рис. 1. Равновесная фазовая диаграмма системы Zт-0.67

Рис. 2. Равновесная фазовая диаграмма системы 11-0.67

Рис. 3. Равновесная фазовая диаграмма квазибинарной системы []-2г(0) и

ТО2.68

Рис. 4. Схема установки быстрого охлаждения имитаторов твэлов паром. 69 Рис. 5. Общий вид установки быстрого охлаждения имитаторов твэлов паром

70

Рис. 6. Нанесение защитной окисной плёнки, предотвращающей эвтектическое взаимодействие между поверхностью оболочки твэла и

РШИ1 термопарами.71

Рис. 7. Схема проведения эксперимента по быстрому охлаждению сегментов твэла паром.71

Рис. 8. График температуры и выход водорода в эксперименте с временем предокисления 19 мин. и резким охлаждением от 1100 °С.72

Рис. 9. График температуры и выход водорода в эксперименте с временем предокисления 25 мин. и резким охлаждением от 1200 °С.73

Рис. 10. График температуры и выход водорода в эксперименте с временем предокисления 18,5 мин. и резким охлаждением от 1400 °С.74

Рис. 11. График температуры и выход водорода в эксперименте с временем предокисления 6 мин. и резким охлаждением от 1600 °С.75

Рис. 12. Внешний вид испытанных образцов из 2г1%№>, сохранивших целостность при их демонтаже из печи.76

Рис. 13. Внешний вид испытанных образцов из 2г1%М), разломившихся при их демонтаже из печи.77

Рис. 14. Сравнение внешнего вида поверхности образцов из 2г1%№) и 2гу-4

78

Рис. 15. Визуализация трещин на поверхности образцов из Zry-4, окисленных в паре при 1400 °С и быстро охлаждённых от температуры 1200 °С при двух различных расходах пара У81еат.79

Рис. 16. Круговая панорама поверхности образца 100471, изготовленного из Zгy-4 , окисленного в паре при 1400 °С до толщины окисного слоя 240 мкм и охлаждённого от 1200 °С в потоке пара с расходом 1,5 г/с. 80 Рис. 17. Визуализация трещин на поверхности образцов из 2гу-4, окисленных в паре при 1400 °С и быстро охлаждённых от температуры 1400 °С при двух различных расходах пара У51еат.81

Рис. 18. Круговая панорама поверхности образца 080772, изготовленного из 2гу-4, окисленного в паре при 1400 °С до толщины окисного слоя 240 мкм и охлаждённого от 1200 °С в потоке пара с расходом 0,08 г/с. 82 Рис. 19. Трещины на поверхности образца из 2г1%№>, окисленного до толщины окисного слоя 280 мкм и быстро охлаждённого от температуры

1400 °С в паре с расходом 1 г/с.83

Рис.20. Трещины в окисном слое на поверхности образца из Zrl%Nb, окисленного до толщины окисного слоя -500 мкм и быстро охлаждённого от температуры 1600 °С в паре с расходом 1 г/с.84

Рис.21. Фрагменты поперечных сечений образца, предокисленного в паре при 1400 °С в течение 19 мин. и быстро охлаждённого в паре от температуры 1100 °С.85

Рис. 22. Фрагменты поперечных сечений образца, предокисленного в паре при 1400 °С в течение 19 мин. и быстро охлаждённого в паре от температуры 1200 °С.86

Рис. 23. Фрагменты поперечных сечений образца, предокисленного в паре при 1400 °С в течение 18,5 мин. и быстро охлаждённого в паре от температуры 1400 °С.87

Рис. 24. Среднее сечение образца, предокисленного в паре при 1400 °С в течение 6 мин. и быстро охлаждённого в паре от температуры 1600 °С. 88 Рис.25. Сравнение структур оболочек, изготовленных из 2г1%№> и ЪсуА, окисленных до толщины окисного слоя -300 мкм, и резко охлаждённых в паре от температуры 1200 °С.89

Рис. 26. Сравнение структур оболочек, изготовленных из Zт\%NЪ и 2гу-4, окисленных до толщины окисного слоя -300 мкм, и резко охлаждённых в паре от температуры 1400 °С.90

Рис. 27. Кинетика выхода водорода в процессе предокисления (26 мин.) и резкого охлаждения в паре от 1400 °С для образцов из 7г1%1ЧЬ и Ъгу-А 91 Рис. 28. Сравнение расчётных и экспериментальных данных для образца из 2г1%М), окислявшегося в течение 26 мин. и быстро охлаждённого от

1400 °С.91

Рис. 29. Кинетика выхода водорода в процессе предокисления (6 мин.) и резкого охлаждения в паре от 1600 °С для образцов из 2г1%№> и ЪтуА 92 Рис. 30. Внешний вид образцов из Zry-4 после экспериментов по восстановлению окисного слоя. Для сравнения приведён вид предокисленных образцов-свидетелей, не подвергшихся дальнейшему отжигу.93

Рис.31. Поперечное сечение образцов, предоксиленных до толщины окисного слоя 135 мкм, до и после фазы отжига.94

Рис. 32. Поперечное сечение образцов, предоксиленных до толщины окисного слоя 230 мкм, до и после фазы отжига.95

Рис. 33. Поперечное сечение образцов, предоксиленных до толщины окисного слоя >400 мкм, до и после фазы отжига.96

Рис. 34. Доля металлической фазы в редуцированном окисном слое образцов из Zry-4, отожжённых при 1400 °С в течение 3 часов.97

Рис. 35: Схема взаимодействия расплава, образующегося при плавлении металлического слоя оболочки, с ограничивающими его топливной таблеткой и окисным слоем на поверхности оболочки.123

Рис. 36. Поперечное сечение экспериментальной сборки CORA-VVER1 на высотной отметке 374 мм. Плавление металлического слоя между топливной таблеткой и внешним окисным слоем, перемещение расплава из верхних областей сборки.124

Рис. 37. Поперечное сечение экспериментальной сборки CORA-WER1 на высотной отметке 389 мм. Образование компактных областей расплава, ограниченных слоем окисла.124

Рис. 38. Поперечное сечение экспериментальной сборки QUENCH-02 на высотной отметке 850 мм. Образование компактных областей расплава, ограниченных слоем окисла.125

Рис. 39. Поперечное сечение экспериментальной сборки QUENCH-03 на высотной отметке 800 мм. Растворение расплавом окисных слоев и имитаторов топливных таблеток.125

Рис. 40. Исходный внешний вид элементов пробы (тигель, металлический образец) для исследования растворения UO2 расплавленным циркалоем

126

Рис.41. Исходный внешний вид трёх составных элементов пробы (тигель, металлический образец, изолирующий диск) и ВЧ-индуктора для исследования растворения Z1O2 расплавленным циркалоем.126

Рис. 42. Внешний вид установки LAVA для проведения экспериментов по растворению Z1O2 и UO2 расплавленным циркалоем.127

Рис. 43. Условная схема индукционной печи LAVA с установленным в ней малым тиглем.128

Рис. 44. Устройство индукционной печи LAVA.129

Рис. 45. Вид образца, находящегося в индукторе, после нагрева до 2000 °С

129

Рис. 46. Показания датчиков, считанные во время проведения эксперимента с большим тиглем.130

Рис. 47. Показания датчиков, считанные во время проведения эксперимента с малым тиглем.130

Рис. 48. Внешний вид «большого» тигля после отжига при 2200 °С в течение

10 минут.131

Рис. 49. Внешний вид «малого» тигля после отжига при 2200 °С в течение

200 минут.131

Рис. 50. Оптическое сканирование продольного сечения образца с «малым» тиглем, испытанного при 2200 °С в течение 25 минут.132

Рис. 51. Формирование a-Zr(O) преципитатов вдоль границ зёрен Zr02 в стенке тигля. Фрагмент стенки образца с «большим» тиглем, испытанного при 2100 °С в течение 20 минут.133

Рис. 52. Зоны, выделенные в сечениях проб U02 (рабочая температура 2100 °С), выделенные при компьютерном анализе изображений шлифов

134

Рис. 53. Сравнение данных по содержанию урана в расплаве, полученных методом прямого химического анализа (ICP) расплава и методом компьютерного анализа растворённой области тигля.135

Рис. 54. Взаимодействие тиглей из Zr02 с расплавом Zry-4 при 2100°С.136

Рис. 55. Взаимодействие тиглей из Zr02 с расплавом Zry-4 при 2200°С.137

Рис. 56. Взаимодействие тигля из Zr02 с расплавом Zry-4 при 2300°С.138

Рис. 57. Сравнение данных по содержанию кислорода в расплаве, полученных методом прямого химического анализа (ICP) расплава и методом компьютерного анализа растворённой области тигля.139

Рис. 58. Объёмы растворения тиглей, изготовленных из ЪхОг и ЕЮг.140

Рис. 59. Гомогенное распределение преципитатов в расплаве, сформировавшемся в сборке С>иЕ>ГСН-02 на высотной отметке 850 мм

141

Рис. 60. Гомогенное распределение преципитатов в расплаве, сформировавшемся в сборке С2иЕ]ЧСН-03 на высотной отметке 950 мм

142

Рис. 61. Рост доли керамической фазы в расплаве для экспериментов КЖ по растворению тиглей Ъх02 расплавленным циркалоем при температуре расплава 2200 °С.143

Рис. 62. Результаты компьютерного анализа изображений и ЕБХ-анализа для разных областей расплава, распределённого по высоте экспериментальной сборки С2иЕ1чГСН-02.144

Рис. 63. Точки на линии ликвидуса равновесной фазовой диаграммы Ъг-О, соответствующие температурам 2100 °С, 2200 °С и 2300 °С.145

Рис. 64. Схематичное представление механизма формирования в расплаве преципитатов.146

Рис. 65. Изменение динамики роста коррозионного слоя: продольные сечения проб после экспериментов по взаимодействию расплавленного циркалоя с ХгОг при 2200°С. Пробы с малой исходной массой циркалоя (8/У=770 м"1). Диаграммы показывают профили температур дна и стенки тиглей.147

Рис. 66. Изменение динамики роста коррозионного слоя: продольные сечения проб после экспериментов по взаимодействию расплавленного циркалоя с Ъг02 при 2200°С. Пробы с большой исходной массой циркалоя (8/У=720 м"1). Диаграммы показывают профили температур дна и стенки тиглей.148

Рис. 67. Сравнение результатов численного моделирования положения границы оксид-раствор (сплошная линия) с результатами соответствующих экспериментов (прямоугольники). Пунктиром приведены расчётные значения объёмной доли преципитатов в расплаве

149

Рис. 68. Результаты моделирования окисления в паре расплава Zт-0 для области расплава цилиндрической формы радиусом 6 мм. Решение для двух значений управляющего параметра АТ.150

1. Введение

Диссертация посвящена изучению взаимодействия материалов активной зоны ядерного реактора в условиях тяжёлой аварии. Развитие тяжёлой аварии ядерной установки с потерей теплоносителя и частичным или полным расплавлением активной зоны (категории 4-7 по международной шкале INES [1]) связано с большим числом физико-химических процессов, происходящих в течение относительно длительного периода времени. Преобладание того или иного процесса будет изменяться в зависимости от развития аварийного состояния. Время от начала аварии до осушения активной зоны лекговодного реактора может варьироваться от нескольких минут до 6-10 часов. Осушение активной зоны может произойти в результате отказа нескольких систем. Причиной этого может стать, например, течь в системе первого контура охлаждения с одновременным отказом системы аварийного охлаждения. Одновременно с потерей теплоносителя будет понижаться давление в первом контуре (от 15МРа до = 0,3 МРа). После осушения активной зоны уровень теплоносителя соответствует уровню самой нижней части зоны реактора ВВЭР. Нахождение теплоносителя в самой нижней относительно холодной области активной зоны означает низкую интенсивность образования пара, поступающего в основную часть зоны. Уменьшенный в результате теплосъём с твэлов, незначительный в сравнении с энергией ядерного деления, приводит к росту температуры топлива.

Скорость нарастания температуры зависит при этом также от ряда физико-химических процессов, развивающихся на переходном этапе разогрева. Значительный вклад в теплообразование вносит, например, экзотермическая реакция пара с циркониевым сплавом оболочки. Образующийся при этом водород может частично растворяться в металлическом слое оболочки. Этот процесс растворения экзотермичен и также даёт вклад в повышение температуры твэла. Экзотермическое окисление в паре ряда других материалов активной зоны (например, карбида бора, освобождающегося при разрушении регулирующих стержней) дополнительно может дать заметный вклад в быстрое повышение температуры.

Резкий рост температуры в активной зоне приводит к быстрому достижению точки плавления циркониевого сплава оболочки твэла (1760 °С для Zircaloy-4 [2] и 1840 °С для Zr-l%Nb [3]). Образующийся жидкий металл начинает растворять с одной стороны топливную таблетку из UO2, а с другой стороны - окисный слой из ZrÜ2, образовавшийся на внешней поверхности оболочки. Таким образом, начинается эрозия керамических материалов почти на 1000 К ниже их точек плавления (2690 °С для Z1O2 и 2850 °С для U02[2]). В результате в наиболее горячей области активной зоны при температурах порядка 2000 °С и выше формируется расплав, который начинает перемещаться вниз, растворяя нижележащие топливные и конструкционные материалы и интенсивно взаимодействуя с паром.

Согласно существующим на сегодняшний день положениям по ограничению развития тяжёлой аварии предусматривается повторный залив осушенного реактора резервным запасом воды. Анализ аварии реактора TMI-2 (Three Mile Island, 28.03.1979), внутри- и внереакторных экспериментов (Phebus, CORA) показал, что повторный залив частично разрушенной топливной сборки или всей активной зоны вызывает интенсивные окислительные процессы, ведущие к эскалации температуры материалов активной зоны, к резкому увеличению выхода водорода и к интенсивному выходу летучих продуктов деления.

Увеличенная генерация водорода в течение повторного залива не может определяться имеющимися корреляциями по окислению циркония в паре. Например, ни один из компьютерных кодов, принимавших участие в Международной Стандартной Проблеме 31, не смог при «слепом» моделировании описать пик выхода водорода, наблюдавшегося при повторном заливе экспериментальной электронагреваемой сборки CORA-13

4]. Характерной чертой эксперимента ССЖА-13 было массированное плавление материалов сборки. Проведение моделирования эксперимента СШЕ]ЧСН-06 в рамках очередной Международной Стандартной Проблемы 45 [5], показало напротив, что при практическом отсутствии образования расплава компьютерные коды описывают процесс генерации водорода более или менее удовлетворительно.

Наряду с взаимодействием пара с расплавом на процесс взрывного образования водорода значительное влияние может оказать наличие перед заливом фазы парового голодания. В течение периода отсутствия пара в количестве, необходимом для продолжения окисления оболочек, происходит перераспределение кислорода по толщине оболочки. В этих условиях происходит редукция окисного слоя, и в случае его небольшой исходной толщины, этот слой может полностью исчезнуть. При проведении повторного залива в этих условиях паро-циркониевая реакция приведёт к резкой эскалации температур и генерации большого количества водорода.

Качественное понимание и возможность количественного описания рассмотренных выше явлений требует проведения широкого круга экспериментов как по детальному изучению отдельных эффектов, так и по интегральному взаимодействию материалов топливной сборки при температурах, близких к точке плавления или превышающих точку плавления циркониевых сплавов. Настоящая диссертация посвящена экспериментальному изучению взаимодействия материалов активной зоны в условиях, характерных для повторного залива.

Целью настоящей диссертационной работы является экспериментальное определение закономерностей, которые характерны для взаимодействия компонентов тепловыделяющих сборок легководного реактора в условиях тяжёлой аварии, характеризующейся эскалацией температуры в активной зоне выше 1200 °С. Исследуется вопрос влияния структурных изменений оболочек твэлов и формирующегося расплава на процессы увеличения выхода водорода при повторном заливе, являющимся одним из важнейших мероприятий по охлаждению материалов активной зоны в условиях развития тяжёлой аварии. Основными задачами работы являются:

1. Определение влияния трещинообразования в окисном слое на поверхности циркониевой оболочки твэла на взаимодействие оболочки с водяным паром.

2. Определение характера деградации окисного слоя на поверхности оболочки твэла в условиях парового «голодания», вызванного осушением активной зоны при аварии.

3. Изучение процесса растворения Zr02 и 1102 расплавленными циркониевыми сплавами.

4. Изучение процесса окисления расплавов 7л-0 и \J-Zr-0.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые исследовано поведение интенсивно окисленной цирконий-ниобиевой оболочки в режиме быстрого охлаждения водяным паром из высокотемпературного состояния с Т = 1200-1700°.

2. Исследована кинетика окисления расплава Ъх в неравновесных высокотемпературных (Т> 1950°С) условиях; обнаружен эффект перехода системы Ъх-0 из жидкого в двухфазное состояние с выпадением керамической фазы ЪхОг в объеме расплава, приводящий к существенному ускорению кинетики окисления.

3. Исследована кинетика утонения поверхностного окисного слоя оболочки твэла в условиях парового голодания; обнаружен эффект объемного выделения металлической фазы из оксида с образованием двухфазной структуры, приводящий к ускоренному превращению оксидного слоя в металлическую фазу.

4. Разработана количественная методика анализа изображений шлифов композиций реакторных материалов, испытанных в режиме тяжёлых аварий.

Практическая ценность работы состоит в том, что проведённые экспериментальные исследования кинетики высокотемпературных процессов взаимодействия материалов твэлов в условиях запроектной аварии на АЭС, обеспечивают необходимый материал для:

- развития физической модели окисления расплавов Хг-О и и^г-О;

- развития физической модели растворения керамик 1Ю2 и Хх02 расплавленным цирконием;

- усовершенствования и верификации компьютерного кода БУЕСНА/риЕМСН, моделирующего поведение топливного элемента в режиме повторного залива;

- развития прикладных задач компьютерной количественной металлографии.

Лично автором:

1. Исследовано поведение окисленных оболочек топливных элементов из цирконий-ниобиевого сплава в режиме резкого охлаждения водяным паром при температурах в диапазоне 1200 °С - 1700 °С. Проведён сравнительный анализ поведения в этих условиях топливных оболочек из цирконий-ниобиевого сплава и сплава на основе циркония, железа, олова. Полученные результаты были использованы для усовершенствования детального механистического компьютерного кода ЗУЕСНА/С^иЕМСН.

2. Исследована кинетика поведения поверхностного окисного слоя оболочки твэла в условиях парового голодания; обнаружен эффект объемного выделения металлической фазы из оксида с образованием двухфазной структуры.

3. Исследованы и классифицированы режимы растворения двуокиси циркония расплавленным цирконием в диапазоне температур 2000 -2400 °С. В неравновесных условиях, характерных для протекания тяжелой аварии, обнаружен эффект перехода двухкомпонентной системы Ъх-О в перенасыщенное состояние с выпадением в расплаве твёрдой фазы.

Результаты экспериментов были использованы для создания компьютерной модели окисления расплава Ъх-0 и \3-Zx-0.

4. Разработана методика количественного анализа изображений шлифов структур, получаемых в результате высокотемпературных экспериментов с материалами топливной сборки. Методика применена для анализа перераспределения материалов по сечениям модельных сборок ССЖА-УУЕЯ и для определения химического состава расплава в экспериментах по растворению тиглей из 1Ю2 жидким цирконием.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Влияние структуры поверхности окисленной оболочки твэла на процесс взаимодействия оболочки с водяным паром в условиях повторного залива активной зоны ядерного реактора при тяжёлой аварии. Экспериментально изучено образование трещин в окисном слое оболочки и трещин, проходящих по всей толщине оболочки, и их окисление. Определены характерные плотности сквозных трещин на единице поверхности оболочки. Показано, что наличие сквозных трещин при повторном заливе оказывает влияние на выход водорода, хотя этот вклад в генерацию водорода и не является доминирующим.

2. Показано существенное влияние наличия фазы парового голодания на процесс выхода водорода при повторном заливе. Обнаружен эффект ускорения превращения оксида в металлическую фазу в результате выпадения металлических частиц внутри поверхностного окисного слоя оболочки твэла в условиях парового голодания.

3. Показана возможность перехода жидкой системы Zx-0 в перенасыщенное состояние с выпадением в расплаве керамической твёрдой фазы ЪхОг-% в процессе окисления расплава Ъх-О. Данный эффект может приводить к существенному ускорению кинетики окисления при повторном заливе, а, следовательно, к эскалации температуры и резкому увеличению генерации водорода за счёт возможности полного окисления расплава материалов активной зоны водяным паром.

4. Методика количественного анализа изображений шлифов структур, получаемых в результате высокотемпературного взаимодействия топливных материалов.

Апробация работы: Материалы диссертации докладывались на международных конференциях «Corium Interaction Thermochemistry CIT» (Пиза 1998, Париж 1998), «Core Loss During a Severe Accident COLOSS» (Димитровград 2000, Болонья 2002, Мадрид 2002, Моль 2003), международном симпозиуме «Fission Safety FISA-99" (Люксембург 1999), международных семинарах «QUENCH Workshop» (Карлсруэ 1999, 2000, 2001, 2002), германо-российских научных семинарах WTZ (Москва 1999, 2001,2002)

Перечень ссылок к введению

1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, NUCLEAR ENERGY AGENCY OF THE ORGANIZATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPMENT, The International Nuclear Event Scale (INES) User's Manual 2001 Edition, IAEA/OECD-NEA, Vienna (2001).

2] P. Hofmann, S. Hagen, G. Schanz, A. Skokan, Nucl. Technol. 87 (1989) 146.

3] Massalski, T.B., et al., "Binary Alloy Phase Diagrams". 2 ed. 1990, ASM Int.: Materials Park, OH.

4] M. Firnhaber, K. Trambauer, S. Hägen, P. Hofmann, „ISP-31 OECD/NEA-CSNI Interanational Standard Problem, CORA-13 Experiment on Severe Fuel Damage", NEA/CSNI/R (93) 17, GRS-106, KfK 5287, 1993.

5] HERING, W.; HOMANN, CH.; LAMY, J.S.; MIASSOEDOV, A.; SCHANZ, G.; SEPOLD, L.; STEINBRÜCK, M. Comparison and interpretation report of the OECD international standard problem no.45 exercise (QUENCH-06). Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6722 (Juli 2002)

2. Обзор литературы

1. Van Goethem G., Balz W., Deila Loggia E.; „F1.A-95; EU research on severe accidents", EUR 16896 (1996)

2. Haste Т., Adroguer В., Brockmeier U., Hofmann P., Müller K., Pezzilli M.; „In-vessel core degradation in LWR severe accidents", Report EUR 16695 (1996)

3. Haste T. et al.; "In-vessel core degradation code validation matrix", OCDE/GD (96) 14 (1996)

4. Hofmann P., Hagen S., Schanz G., Skokan A., „Reactor core materials interactions at very high Temperatures", Nucl. Technology 87 (1989) 146

5. Hobbins R R, Petti D A, Osetek D J, Hagrman D L; „Review of experimental results on LWR core melt progression", Nucl. Technology 95 (1991) 287

6. Hofmann P., Hagen S., NoackV., Schanz G., Sepold L.; „Chemical-physical behavior of LWR core components tested under severe reactor accident conditions in the CORA Facility", Nucl. Technology 118 (1997) 200

7. Wright R. W.; „Current status of core degradation and melt progression in severe LWR accidents"; Nucl. Science and Technology 24 (1996) 2838. „Materials interactions and temperatures in the TMI-2 core", Nucl. Technology 87/1 (1989) 1

8. Gonnier C., Geoffroy G., Adroguer В.; „PHEBUS SFD programme, main results", ANS Meeting, Portland, 1991

9. Von der Hardt P., Jones A., Lecomte C., Tattegrain A.; „The PHEBUS FP severe accident experiment program", Nucl. Safety 35 (1994) 2

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

11. Olander D. R.; „The U02/Zircaloy chemical interactions", J. Nucl. Materials 115 (1983)271

12. Hofmann P., Neitzel J. H., Garcia E. A.; „Chemical interactions of Zircaloy with U02 fuel and oxygen between 900 and 2000°C, Experiments and PECLOX code", KfK-4422 (1988)

13. Hofmann, Ch. Adelhelm, E. Garcia, M. Markiewicz, J. Burbach, G. Gussmann, K. Kurz and H. Metzger, Chemische Auflösung von festem Zr02 durch geschmolzenes Zircaloy-Hüllmaterial, Kernforschungszentrum Karlsruhe Report No. KfK-4100. September 1987

14. P. Hofmann, S. Hagen, G. Schanz and A. Skokan, Nuclear Safety, 87(1989)146

15. P.J. Hayward and I.M. George, Dissolution of Zr02 in Molten Zry-4, -J.Nucl.Mater., 265(1999)69

16. W. Dienst, P. Hofmann and D. Kerwin-Peck, Nucl. Techol. 65 (1984) 109

17. P.Hofmann, Ch.Adelhelm, H.Uetsuka, H.Zimmermann, J.Burbach, G.Gausmann, D.Kempf, K.Kurz, H.Metzger, G.Streib, Projekt Nukleare Sicherheit, Jahresbericht 1985, KfK 4000(1986)4200-56

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

19. Kim T H, Olander D R; „Dissolution of U02 my molten Zircaloy", J. Nucl. Materials 154(1988) 85, 102

20. Hayward P J, George I M; „Dissolution of U02 in molten Zircaloy", Part 1 and 2, J. Nucl. Materials 208 (1994) 35

21. Veshchunov M S, Hofmann P; „Dissolution of solid U02 by molten Zircaloy", J. Nucl. Materials 209 (1994) 27

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

23. Hofmann P, Markiewiez M, Spino J; „Reaction behavior of B4C absorber material with stainless steel and Zircaloy in severe LWR accidents", Nucl. Technology 90 (1990) 226

24. Veshchunov M, Hofmann P; „Modelling of B4C interactions with Zircaloy at high temperatures" J. Nucl. Materials 210 (1994) 11

25. Veshchunov M, Hofmann P; „Modelling of the interaction between B4C and stainless steel at high temperatures", J. Nucl. Materials 226 (1995) 72

26. Noack V, Hagen S, Hofmann P, Schanz G, Sepold L; „Material distribution in LWR-type bundles tested under severe accident conditions", Nucl. Technology 117 (1997) 158

27. Bandini G et al.; „Molten material relocation into the lower plenum: A status report", OECD/NEA Report (1997) to be published

28. Haste T, Adroguer B, Aksan N, Allison C, Hagen S, Hofmann P, Noack V; „Degraded core quench: A status report", OECD/NEA/CSNI/R (96) 14 (1996)

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

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

31. Cronenberg A W; „Hydrogen generation behavior in the LOFT-FP2 and other experiments", Nucl. Technology 97 (1992) 97

32. Hering W, Hofmann P; Material interactions during severe LWR accidents: Summary of separate-effects test results, KfK-5125 (1994)

33. Kleykamp H, Pejsa R, Chemical and X-ray diffraction analysis on selected samples from the TMI-2 reactor core, KfK-4872 (1991)

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

35. Hagen S., Hofmann P. et al.; "Behavior of a WER-1000 fuel element tested under severe accident conditions in the CORA Facility; KfK-5212 (1994).

36. Hagen S., Hofmann P. et al.; "Behavior of a WER-1000 fuel element with B4C absorber tested under severe fuel damage conditions", KfK-5363 (1994)

37. P. Hofmann et al., Results of the comissioning tests in the QUENCH Facility, Forschungszentrum Karlsruhe FZKA-6100, 1998

38. Proceedings of the Euratom Research Framework programme 1994-1998 Nuclear Fission Safety, FISA-97 Symposium on European research on severe accidents, Luxembourg, 17-19 November 1997, European Union report EUR-18258 EN, 1998