разработка верификационной базы данных для обоснования

РАЗРАБОТКА ВЕРИФИКАЦИОННОЙ БАЗЫ ДАННЫХ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ
БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ
Ю.А. Звонарев, М.А. Будаев, Н.П. Киселев
РНЦ “Курчатовский институт”, Москва, Россия
Для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР и верификации российских
тяжелоаварийных кодов ведется работа по созданию базы данных, учитывающих специфику
протекания тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР. В настоящее время реализована версия базы
данных, содержащая экспериментальные данные по значительному числу процессов,
характерных для тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР.
Главными требованиями, предъявляемыми к отбираемым для формирования базы
данных экспериментам, являлись следующие:
• База данных должна включать результаты экспериментов, выполненных для
исследования специфики протекания тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР.
• База данных должна включать результаты экспериментов, в которых максимально
использовались:
- Штатные конструкции ТВС,
- Натурные и/или подобные геометрические размеры,
- Номинальные режимные параметры,
- Прототипные материалы.
Эксперименты, на основе которых формируется база данных, охватывают следующие
стадии протекания тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР:
• Разогрев тепловыделяющих сборок в осушенной активной зоне;
• Окисление оболочек твэлов в широком диапазоне температур, включая высокие;
• Разрушение твэлов;
• Разрушение поглощающих стержней;
• Образование эвтектик и плавление конструкционных материалов;
• Стекание образующегося расплава;
• Образование блокад;
• Формирование бассейна расплава;
• Поведение расплава на днище реактора;
• Взаимодействие расплава с корпусом реактора;
• Взаимодействие расплава с бетоном шахты реактора;
• Распространение и горение образующегося водорода в помещениях защитной
оболочки реакторного отделения.
Особое внимание уделено структурированию базы экспериментальных данных.
Структура представленной базы данных состоит из четырех уровней:
• Первый уровень базы представляется верификационной матрицей, ставящей в
соответствие верифицируемым процессам и явлениям установки, на которых эти
процессы и явления изучались;
• Второй уровень состоит из описаний экспериментальных установок и матриц
экспериментов, выполненных на данных установках; На третьем уровне
располагаются описания конкретных экспериментов, приведенных в матрицах
экспериментов, выполненных на конкретных установках, включая описания целей,
методик и результатов экспериментов
• Четвертый уровень содержит экспериментальные данные в электронном виде на
магнитном носителе (CD) для всех представленных в верификационной матрице
экспериментов, а также программные средства для представления экспериментальных
данных в графическом виде.
Анализ имеющихся крупномасштабных экспериментов, учитывающих специфику
протекания тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР, позволил сформировать верификационную
матрицу экспериментальных установок. Эта матрица представлена в Таблице 1.
Таблица 1
Матрица экспериментальных установок.
№
Установка
Исследуемые процессы
Организация
Страна
1
CORA
Высокотемпературное поведение и
деградация тепловыделяющих сборок
FZK
Германия
2
CODEX
Высокотемпературное
тепловыделяющих сборок
поведение
KFKI
Венгрия
3
QUENCH
Окисление и охрупчивание разогретых
оболочек твэлов при повторном заливе
FZK
Германия
4
РАСПЛАВ
РНЦ КИ
Россия
5
MASCA
РНЦ КИ
Россия
6
ACE
ANL
США
7
BETA
FZK
Германия
8
HDT
РНЦ КИ
Россия
9
RUT
Поведение бассейна расплавленных
материалов активной зоны на днище
реактора
Термическое воздействие бассейна
расплавленных материалов на корпус
реактора
Взаимодействие
расплавленных
материалов активной зоны с бетоном
шахты реактора
Взаимодействие
расплавленных
материалов активной зоны с бетоном
шахты реактора
Распространение водорода в системе
сообщающихся
боксов
модели
контейнмента
Горение водорода в камерах сложной
геометрии,
моделирующих
боксы
контейнмента
РНЦ КИ
Россия
10
DRIVER,
TORPEDO
РНЦ КИ
Россия
Дефлаграция и детонация водорода в
помещениях цилиндрической формы
Для всех установок, перечисленных в Таблице 1, составлен приоритетный список
экспериментов, выполненных на этих установках, результаты которых помещены в версию
базы данных, реализованную в настоящее время. Для этих экспериментальных установок
подготовлено
описание
их
конструкций
и
конструкционных
особенностей
экспериментальных секций.
Для каждой экспериментальной установки, сформирована матрица экспериментов. В
качестве примера в Таблице 2 представлена матрица экспериментов на установке CORA.
Среди экспериментов, проведенных на установке CORA и представленных в Таблице 2,
два эксперимента CORA-W1 и CORA-W2 соответствуют требованиям, предъявляемым к
отбираемым для формирования базы данных экспериментам.
Таблица 2
Эксперименты, выполненные на установке CORA
№
Материал
поглотителя
CORA-2
Максимальная
температура
оболочки твэлов
≈ 2000 C
CORA-3
≈ 2400 C
-
CORA-5
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-12
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-16
≈ 2000 C
B4C
CORA-15
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-17
≈ 2000 C
B4C
CORA-9
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-7
< 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-18
< 2000 C
B4C
CORA-13
≈ 2200 C
Ag, In, Cd
CORA-29
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-31
≈ 2000 C
B4C
CORA-30
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-28
≈ 2000 C
B4C
CORA-10
≈ 2000 C
Ag, In, Cd
CORA-33
≈ 2000 C
B4C
CORA-W1
≈ 2000 C
-
CORA-W2
≈ 2000 C
B4C
-
Другие специфические
особенности
эксперимента
Дистанционирующие
решетки из инконеля
Повышенные
температуры
Поглотитель,
характерный для PWR
Повторный залив
Поглотитель,
характерный для BWR
Стержни с внутренним
давлением
Повторный залив
Давление в системе
10 бар
Сборка из 57 стержней,
медленное охлаждение
Сборка из 59 стержней,
медленное охлаждение
OECD/ISP, начало
повторного залива при
повышенной температуре
Предварительное
окисление
Медленный начальный
разогрев (≈ 0.3 К/с)
Медленный начальный
разогрев (≈ 0.2 К/с)
Предварительное
окисление
Холодная нижняя часть
сборки, расход пара 2 г/с
Условия осушенной
зоны, нет подачи пара
Модельная сборка ВВЭР1000
Имитация сборки ВВЭР1000 с поглощающим
стержнем
Дата
6 августа
1987 г.
3 декабря
1987 г.
26 февраля
1988 г.
9 июня
1988 г.
24 ноября
1988 г.
2 марта
1989 г.
29 июня
1989 г.
9 ноября
1989 г.
22 февраля
1990 г.
21 июня
1990 г.
15 ноября
1990 г.
11 апреля
1991 г.
25 июля
1991 г.
30 октября
1991 г.
25 февраля
1992 г.
16 июля
1992 г.
1 октября
1992 г.
18 февраля
1993 г.
21 апреля
1993 г.
Целью эксперимента CORA-W1 [1] было изучение теплофизических и физикохимических процессов в модельной сборке типа ВВЭР-1000 в условиях, имитирующих
режим тяжелой аварии с плавлением элементов конструкции сборки. В исходном состоянии
модельная сборка W1 состояла из 19 имитаторов твэлов, расположенных по треугольной
решетке со штатным для реактора ВВЭР-1000 шагом.
Целью эксперимента CORA-W2 [2,3] было изучение теплофизических и физикохимических процессов в модельной сборке типа ВВЭР-1000 в условиях, имитирующих
режим тяжелой аварии с плавлением элементов конструкции сборки, и исследование
влияния на процесс деградации сборки поглощающего стержня с карбидом бора. В исходном
состоянии модельная сборка W2 состояла из 18 имитаторов твэлов и 1 имитатора
поглощающего стержня, расположенных со штатным для реактора ВВЭР-1000 шагом. 13 из
18 имитаторов твэлов были электрообогреваемыми (активно-обогреваемые имитаторы), 5 –
необогреваемыми (пассивно-обогреваемыми). Результаты этих экспериментов вошли в
первую очередь базы экспериментальных данных.
Помимо экспериментов CORA-W1 и CORA-W2, реализованная в настоящее время база
данных содержит результаты экспериментов CODEX-2, CODEX-B4C (установка CODEX);
QUENCH-07, QUENCH-08 (установка QUENCH); AW-200-1, AW-200-2, AW-200-3, AW-2004 (установка РАСПЛАВ); ACE L4 (установка ACE); BETA V5.1, BETA V5.2, BETA V5.3,
BETA V6.1, BETA V7.1 (установка BETA); HDT-3, HDT-6, HDT-8, HDT-9 (установка HDT);
Sth6, Sth9, Hyc01, Hyc14 (установка RUT) и Mc003, Mc012, Mc043, Hc20 (установка
DRIVER, TORPEDO).
На установке CODEX проводились эксперименты по высокотемпературному поведению
тепловыделяющих сборок. Целью эксперимента CODEX-2 [4] было изучение
теплофизических и физико-химических процессов в модельной сборке типа ВВЭР-440 в
условиях, имитирующих режим тяжелой аварии с плавлением элементов конструкции
сборки.
В исходном состоянии модельная сборка CODEX-2 состояла из 7 стержней,
расположенных по треугольной решетке со штатным для реактора ВВЭР-440 шагом. Шесть
периферийных стержней модельной сборки являлись электрообогреваемыми имитаторами
твэлов, а центральный стержень был необогреваемым и представлял собой трубку,
поперечные размеры которой соответствовали поперечным размерам оболочки имитаторов
твэлов.
Целью эксперимента CODEX-B4C [5] было изучение теплофизических и физикохимических процессов в модельной сборке типа ВВЭР-1000 в условиях, имитирующих
режим тяжелой аварии с плавлением элементов конструкции сборки, и получение
экспериментальных данных по следующим вопросам:
• влияние B4C на образование газов (H2, CO, CO2 и CH4) и аэрозолей в активной зоне
реактора ВВЭР-1000 при условиях, характерных для тяжелых аварий;
• влияние наличия поглощающего стержня с B4C на разрушение окружающих
топливных стержней и структур в активной зоне реактора ВВЭР-1000 при условиях,
характерных для тяжелых аварий.
В исходном состоянии модельная сборка CODEX-B4C состояла из 7 стержней,
расположенных по треугольной решетке со штатным для реактора ВВЭР-1000 шагом. Шесть
периферийных стержней модельной сборки являлись электрообогреваемыми имитаторами
твэлов, а центральный стержень – имитатором поглощающего стержня.
Эксперименты, проводимые на установке QUENCH в рамках одноименной программы
(FZK, г. Карлсруэ, Германия), направлены на изучение процессов, происходящих при подаче
воды для охлаждения оголенной перегретой активной зоны легководных реакторов (LWR)
[6,7]. Основное внимание в этих экспериментах уделяется процессам образования водорода.
Основными целями эксперимента QUENCH-07 было исследование процессов
взаимодействия B4C – нержавеющая сталь – Zry, исследование процессов образования
газообразных продуктов - H2, CO, CO2, CH4 во время разрушения поглощающего стержня и
окисления B4C и исследование влияния разрушения поглощающего стержня на окружающие
топливные стержни. Модельная топливная сборка в эксперименте QUENCH-07 имеет длину
~ 2.5 м и состоит из 20 имитаторов твэлов и одного имитатора поглощающего стержня,
расположенного в центре сборки и четырех угловых стержней. Все имитаторы твэлов
обогреваются на длине 1024 мм. Имитатор поглощающего стержня и угловые стержни не
обогреваются.
Эксперимент QUENCH-08 (без поглотителя B4C) был запланирован, как контрольный
эксперимент для сравнения с экспериментом QUENCH-07 (с поглотителем B4C). Таким
образом основными целями эксперимента QUENCH-08 было исследование влияния
поглотителя B4C на процесс окисления и, соответственно, на процесс генерации водорода, а
также на процесс разрушения сборки. Модельная топливная сборка в эксперименте
QUENCH-08 имеет длину ~ 2.5 м и состоит из 21 имитатора твэлов и четырех угловых
стержней.
В экспериментах на установке РАСПЛАВ изучалось поведение расплавленных
материалов активной зоны на днище корпуса реактора.
Эксперимент AW-200-1 [8] проведенный 9 октября 1996 года, был первым из серии
крупномасштабных экспериментов серии AW-200, направленных на изучение процессов
поведения реального расплава активной зоны (кориума) в прототипных условиях тяжелой
аварии на этапе достижения им днища корпуса легководного реактора.
Цели эксперимента AW-200-2 были подобны целям эксперимента AW-200-1, при
условии увеличенного значения теплового потока через тест-стенку до значения 280 кВт/м2
(в эксперименте AW-200-1 тепловой поток через тест-стенку был 130 кВт/м2).
Основные цели эксперимента AW-200-3 включали изучение поведения однофазного
оксидного бассейна расплава кориума С-100 (UO2 – 78 %, Zr – 0, ZrO2 – 22 %, C – 0.01 %) [9].
Кроме того, в загрузку кориума были добавлены некоторые имитаторы продуктов деления, а
именно La2O3 и оксид железа, которые также могли снизить температуру ликвидус кориума.
Основные цели эксперимента AW-200-4 были определены следующим образом:
• Использовать состав кориума, который изначально находится в зоне
несмешиваемости (кориум подобный С-22 - UO2 – 81 %, Zr – 13.5, ZrO2 – 5 %, C – 0.3
% - с низким содержанием углерода и контролируемым содержанием кислорода);
• Создать как можно большой бассейн расплава и удерживать его в установившихся
условиях длительное время.
Семь крупномасштабных экспериментов по взаимодействию расплава активной зоны с
бетоном было проведено в Аргонской Национальной Лаборатории как часть международной
Программы ACE (Advanced Containment Experiment Program) [10,11]. Основными целями
этих интегральных экспериментов было исследование теплогидравлических и химических
процессов при взаимодействии расплав-бетон и расширение базы данных по выходу
слаболетучих продуктов деления для использования при разработке и валидации расчетных
кодов, описывающих взаимодействие расплав-бетон и выход продуктов деления.
Эксперимент ACE L4 был пятым крупномасштабным экспериментом по изучению
выхода продуктов деления при взаимодействии расплава активной зоны с бетоном
программы ACE. В этом эксперименте исследовалось взаимодействие частично окисленного
расплава активной зоны реактора с кипящей водой (BWR) с двухслойным бетонным
основанием, состоящим из слоя серпентинитового и слоя обычного силикатного бетона,
применяемых на Российских АЭС. В эксперименте ACE L4 бетонный блок, моделирующий
двухслойное бетонное основание Российской АЭС, имел горизонтальную поверхность
размером 50.2 см × 49.3 см и суммарную толщину 30.5 см. По толщине блок состоял из двух
слоев бетона. Верхний слой из серпентинитового бетона имел толщину 5.1 см, нижний слой
из силикатного бетона имел толщину 25.4 см. Внутри бетонного блока располагались шесть
арматурных стержней.
В 25-ти экспериментах, проведенных на установке BETA (FZK, г. Карлсруэ, Германия)
исследовался процесс взаимодействия модельного расплава активной зоны реактора с
бетонами различных типов в условиях, моделирующих внекорпусную стадию тяжелой
аварии на АЭС. В базу данных включены результаты пяти экспериментов BETA V5.1, BETA
V5.2, BETA V5.3, BETA V6.1 и BETA V7.1 [12].
Эксперимент V5.1 выполнен при участии российских специалистов. Он поставлен с
целью исследования влияния металлического циркония на процесс взаимодействия расплава
с бетоном (влияние на эрозию бетона и выход аэрозолей). Кроме этого в эксперименте V5.1
первоначально планировалось изучения выхода из расплава радионуклидов. Для этого в
расплав предполагалось дополнительно вводить цирконий и имитаторы продуктов деления
(ПД). Остальные параметры эксперимента были близки к условиям эксперимента V1.5
(эксперимент с кремниевым – силикатным – бетоном, использующимся при строительстве
АС в ФРГ), выполненного в 1985 г. По составу бетона и расплава эксперимент V5.1
соответствовал параметрам PWR.
Эксперимент V5.2 поставлен с целью исследования влияния металлического циркония
на процесс взаимодействия расплава с бетоном (влияние на эрозию бетона и выход
аэрозолей), а также изучения выхода из расплава радионуклидов – продуктов деления.
Последнее имело особое значение в связи с тем, что в эксперименте V5.1 ввод имитаторов
продуктов деления осуществить не удалось. По составу бетона и расплава эксперимент V5.2
соответствовал параметрам BWR на низкой мощности.
Эксперимент V5.3 поставлен с целью исследования влияния металлического циркония
на процесс взаимодействия расплава с бетоном (влияние на эрозию бетона и выход
аэрозолей), а также изучения выхода из расплава радионуклидов. По составу бетона и
расплава эксперимент V5.3 соответствовал параметрам BWR на высокой мощности.
Основной целью эксперимента V6.1 являлось изучение влияния охлаждения водой
наружных стенок бетонного тигля на радиальную эрозию бетона. Для этого в тигле была
выполнена цилиндрическая полость, заполненная водой. В кольцевую полость введены 4
трубы: одна – для подвода воды, три – для отвода образующегося пара.
Эксперимент V7.1 был проведен на установке. ВЕТА для изучения процесса
взаимодействия расплава с серпентинитовым бетоном. Компоненты серпентинитового
бетона доставлялись в Карлсруэ из СССР с Калининской АЭС.
Эксперименты на установке HDT по распространению водорода в системе связанных
объемов, имитирующих основные помещения в защитной оболочке реактора ВВЭР-1000,
были проведены в августе 1987 г. Всего было проведено 11 экспериментов. Изучалось
распределение водорода в зависимости от места и скорости подачи водорода. Места подачи
водорода в экспериментальную установку были выбраны в соответствии с наиболее
вероятными местами поступления водорода в защитную оболочку ВВЭР-1000 при авариях:
• отсек экспериментальной установки, соответствующий боксу парогенераторов –
поступление водорода через разрыв трубопровода;
• отсек экспериментальной установки, соответствующий помещению, смежному с
боксом парогенераторов – поступление водорода через клапан на компенсаторе
давления и барботажный бак;
• нижний отсек экспериментальной установки - соответствует поступлению водорода
при взаимодействии расплав-бетон в шахте реактора;
• отсек экспериментальной установки, соответствующий реакторному залу
(пространство под куполом защитной оболочки) – поступление водорода
непосредственно через открытый клапан на компенсаторе давления.
В базу данных вошли результаты экспериментов HDT-3 (подача водорода с
неравномерной скоростью в отсек экспериментальной установки, соответствующий боксу
парогенераторов), HDT-6 (подача водорода с относительно низкой и равномерной скоростью
в отсек экспериментальной установки, соответствующий боксу парогенераторов), HDT-8
(подача водорода с относительно низкой и равномерной скоростью в нижний отсек
экспериментальной установки) и HDT-9 (подача водорода с относительно низкой и
равномерной скоростью в отсек экспериментальной установки, соответствующий
реакторному залу).
На установке РУТ (Реактивная Ударная Труба) проводились и проводятся
крупномасштабные эксперименты по изучению медленной и быстрой дефлаграции,
переходу дефлаграции в детонацию и детонации [13]. Достоинством экспериментального
стенда РУТ являются его геометрические размеры, сравнимые с размерами помещений в
нижней части защитной оболочки АЭС. Эксперименты, связанные с изучением вопросов
обеспечения безопасности АЭС, проводились на водородно-воздушных и водородно-паровоздушных смесях. Целью экспериментов, проводимых на установке РУТ, было:
• Оценить эффекты масштаба, геометрии (один или несколько объемов, наличие или
отсутствие препятствий в объемах) и свойств смеси (начальные параметры,
гомогенность или негомогенность, концентрация пара) на особенности процесса
горения водорода.
• Проверить критерии и ограничивающие условия для эффективного ускорения
пламени.
• Получить экспериментальные данные по горению водорода, необходимые для
верификации расчетных методик и кодов, предназначенных для анализа процессов в
контейнменте АЭС при авариях.
В базу данных включены результаты четырех экспериментов, проведенных на установке
РУТ: Sth6, Sth9, Hyc01 и Hyc14. В этих экспериментах оценивалось влияние геометрии
(различное число объемов и наличие препятствий на пути распространения пламени), а
также различные начальные условия (различные концентрации водорода и пара, различная
начальная температура) на особенности процесса горения водорода. Во всех рассмотренных
экспериментах режим горения водорода – дефлаграция.
На установках ДРАЙВЕР и ТОРПЕДО проводились и проводятся эксперименты по
изучению медленной и быстрой дефлаграции, переходу дефлаграции в детонацию и
детонации в помещениях цилиндрической формы. Эксперименты, связанные с изучением
вопросов обеспечения безопасности АЭС, проводились на этих установках с использованием
водородно-воздушных смесей.
Эксперименты Mc003, Mc012, Mc043 и Hc20, результаты которых вошли в базу данных,
были проведены на Экспериментальной Станции «Варгос» Российского Научного Центра
«Курчатовский Институт» с использованием установок ДРАЙВЕР и ДРАЙВЕР+ТОРПЕДО
(объединение установки ДРАЙВЕР с установкой ТОРПЕДО). Эти эксперименты были
проведены в рамках 5-ой рамочной программы ЕВРОАТОМа Европейской Комиссии
(проект «Интегральные крупномасштабные эксперименты по горению водорода для
валидации тяжелоаварийных кодов» - HYCOM). Целью экспериментов было расширение
экспериментальной базы необходимой для верификации вновь разрабатываемых методик и
кодов для анализа режимов горения водорода и возникающих при этом нагрузок.
Наблюдаемые в опытах режимы горения охватывали диапазон от медленной до быстрой
дефлаграции. Этот диапазон в предыдущих экспериментах не рассматривался. Основное
внимание в проведении экспериментов уделялось сложной геометрии и неравномерному
распределению концентрации водорода.
Для всех названных экспериментов в базу экспериментальных данных, реализованную в
настоящее время, вошли результаты измерения динамики режимных параметров в ходе
экспериментов и собственно экспериментальные данные. База данных состоит из файлов,
содержащих численные значения параметров в зависимости от времени. Для каждого
эксперимента составлены таблицы, в которых указано соответствие между параметрами,
измеренными во время данного эксперимента, и именами файлов, содержащих эти
параметры. База экспериментальных данных создана в электронном виде на компакт диске
(CD).
Результаты экспериментов, вошедшие базу экспериментальных данных, необходимы для
верификации основных моделей тяжелоаварийных процессов в разрабатываемой системе
сквозных кодов РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/КУПОЛ, предназначенных для анализа
безопасности АЭС с ВВЭР при тяжелых авариях.
Для графического представления изменения параметров, входящих в базу данных,
разработано программное средство – программа DbGraph, обеспечивающая визуализацию
экспериментальных данных.
Программа DbGraph осуществляет визуализацию текстовых файлов, в которых данные
записаны в виде нескольких вертикальных столбцов. При этом перед данными (и после них)
может быть написан любой текст, который игнорируется в графическом представлении.
Программа позволяет загружать и просматривать любые текстовые файлы с помощью меню.
Для прямой записи изображения графика в файл в формате BMP предусмотрен
соответствующий пункт меню. Имеется возможность изменять размеры графического файла
с помощью диалога «Параметры». Программа DbGraph может работать как автономно, так и
в составе базы данных в операционных системах Windows NT, Windows 2000 и Windows XP.
Список литературы
1. Hagen S., Hofmann P., Noack V. et al., “Behavior of a VVER Fuel Element Tested under
Severe Accident Conditions in the CORA Facility (Test Results of Experiment CORA-W1)”,
KfK 5212, 1993.
2. Firnhaber M., Trambauer K., Hagen S., Hofmann P., Yegorova L., “Specification of the
International Standard Problem ISP36: CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage”,
February 1994.
3. Hagen S., Hofmann P., Noack V., et al., “Behavior of a VVER-1000 Fuel Element with Boron
Carbide/Steel Absorber Tested under Sever Fuel Damage Conditions in the CORA Facility
(Results of Experiment CORA-W2)”, KfK 5363, October 1994.
4. Hozer Z., Maroti L., Nagy I., Windberg P., “CODEX-2 Experiment: Integral VVER-440 Core
Degradation Test”, KFKI-2000-02/G, 2000.
5. “CODEX-B4C Experiment: Core Degradation Test with Boron Carbide Control Rod”, Report
KFKI-2003-01/G, Hungarian Academy of Sciences, Central Research Institute for Physics,
Budapest, 2003.
6. Steinbrück M., Homann C., Miassoedov A., Schanz G., Sepold L., Stegmaier U., Steiner H.,
Stuckert J. “Results of the B4C Control Rod Test QUENCH-07”, FZKA 6746,
Forschungszentrum Karlsruhe, 2004.
7. Stuckert J., Boldyrev A. V., Miassoedov A., Palagin A. V., Schanz G, Sepold L., Shestak V. E.,
Stegmaier U., Steinbock L., Steinbrück M., Steiner H., Veshchunov M. S. “Experimental and
Computational Results of the Quench-08 Experiment (Reference to QUENCH-07)”, FZKA
6970, Forschungszentrum Karlsruhe, August 2005.
8. Asmolov V., Abalin S., Isaev I., “RASPLAV-AW-200-1. Post-Test Analysis”, OECD
RASPLAV project report RP-TR-26, June 1997.
9. Asmolov V., “RASPLAV Project: Major Activities and Results”, Proceedings of RASPLAV
seminar 2000, Munich, Germany, November 14-15, 2000.
10. Fink J. K., Thompson D. H. “ACE MCCI TEST L4. TEST DATA REPORT. VOLUME I.
Thermal-Hydraulics”, Argonne National Laboratory, Reactor Engineering Division, ACE-TRC30, Volume I, 1992.
11. Fink J. K., Thompson D. H. “ACE MCCI TEST L4. TEST DATA REPORT. VOLUME II.
AEROSOL ANALYSIS”, Argonne National Laboratory, Reactor Engineering Division, ACETR-C30, Volume II, February 1992.
12. Alsmeyer H., Adelhelm C., Dillmann H.-G. et. al. “BETA Experiments on Zirconium Oxidation
and Aerosol Release During Melt-Concrete Interaction”, Proceedings of the Second OECD
(NEA) CSNI Specialist Meeting on Molten Core Debris-Concrete Interactions, Karlsruhe,
Germany, 1-3 April 1992.
13. Dorofeev S. B., Sidorov V. P., Breitung W., Kotchourko A. “Large scale combustion tests in the
RUT facility: Experimental study, numerical simulation and analysis on turbulent deflagration
and DDT”, Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in
Reactor Technology (SMiRT 14), Lyon, France, August 17-22, 1997