- Код статьи
- 10.31857/S0002331023030032-1
- DOI
- 10.31857/S0002331023030032
- Тип публикации
- Статус публикации
- Опубликовано
- Авторы
- Том/ Выпуск
- Том / Номер выпуска 3
- Страницы
- 3-17
- Аннотация
- В статье представлены результаты квалификационного анализа экспериментальных данных по высокотемпературному окислению отечественных сплавов на основе циркония, который включает оценку согласованности результатов измерений и численного моделирования. Получены выводы о возможности применения экспериментальных программ ГНЦ НИИАР для проведения валидации тяжелоаварийных кодов и возможности программы для ЭВМ СОКРАТ-В1/В2 прогнозировать поведение оболочек из отечественных сплавов на основе циркония при высокотемпературном окислении в паре.
- Ключевые слова
- оболочка твэла цирконий окисление в паре СОКРАТ квалификационный анализ
- Дата публикации
- 14.09.2025
- Год выхода
- 2025
- Всего подписок
- 0
- Всего просмотров
- 13
Библиография
- 1. Кунгурцев И.А., Смирнов В.П., Жителев В.А., Ступина Л.Н. и др. Исследование кинетики окисления при температуре 1000°C в паро-аргоновой среде образцов оболочки твэла ВВЭР-440, отработавшего до выгорания 42.2 МВт сут/кг U. Отчет ГНЦ РФ НИИАР О-4652. Димитровград, 1997.
- 2. Кунгурцев И.А., Чесанов В.В., Кузьмин И.В., Лебедюк И.В. Исследование окисления образцов оболочки отработавшего твэла ВВЭР-1000 и необлученной оболочки из сплава Э-110 при температуре 1200°С. Отчет ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград, 1999.
- 3. В Росатоме освоено производство циркониевой губки для ядерного топлива // http://atominfo.ru/ URL: http://atominfo.ru/newsz04/a0139.htm (дата обращения: 02.11.2021).
- 4. Горячев А.В., Косвинцев Ю.Ю., Лещенко А.Ю. Особенности кинетики высокотемпературного окисления облученных оболочек ВВЭР. Журн. Физика и химия обработки материалов, 2009. № 2. С. 14–23.
- 5. Yegorova L., Lioutov K., Jouravkova N., Konobeev A., Smirnov V., Chesanov V., Goryachev A. Experimental Study of Embrittlement of Zr-1%Nb VVER Cladding under LOCA-Relevant Conditions, NUREG/IA-0211, U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 2005.
- 6. Solyany V.I., Bibilashvili Yu.K., Tonkov V.Yu. High Temperature Oxidation and Deformation of Zr–1%Nb Alloy of VVER Fuels, Proceedings OECD-NEA-CSNI/IAEA Specialists’ Meeting on Water Reactor Fuel Safety and Fission Product Release in Off-Normal and Accident Condition. Riso/ Denmark, 16–20 May 1983. P. 163.
- 7. Соколов Н.Б., Андреева-Андриевская Л.Н., Власов Ф.Ю., Карпов В.М., Нечаева О.А., Салатов А.В., Тонков В.Ю. Кинетики взаимодействия материалов активной зоны реактора типа ВВЭР. Рекомендации к использованию в рамках международной стандартной проблемы по эксперименту CORA-W2. Отчет № 8068. Всероссийский НИИ Неорганических Материалов им. акад. А.А. Бочвара. Москва, 1993.
- 8. Freska J., Konczos G., Maroti L., Matus L. Oxidation and Hydriding of Zr–1%Nb Alloys by Steam. Report KFKI-1995-17/G, 1995.
- 9. Vrtilkova V., Valach M., Molin M. Oxidation and Hydriding Properties of Zr–1%Nb cladding Materials in comparison with Zircaloys, Technical Committee Meeting on Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behaviour, 4–8 October 1993.
- 10. Steinbruck M., Ver N., Große M. Oxidation of Advanced Zirconium Cladding Alloysin Steam at Temperatures in the Range of 600–1200°C. Oxid Met 2011 № 76. P. 215–232.
- 11. Cathcart J.V., Pawel R.E., McKee R.A., Druschel R.E., Yurek G.J., Campbell J.J., Jury S.H. Zirconium Metal-Water Oxidation Kinetics IV. Reaction Rate Studies. ORNL/NUREG-17, 1977.
- 12. Leistikow S., Schanz G., Berg H.V., Aly A.E. Comprehensive presentation of Extended Zr-4/Steam Oxidation Results 600–1600°C. Proc.OECD-NEA-CSNI/IAEA Specialists’ Meeting on Water Reactor Fuel Safety and Fission Product Release in Off-Normal and Accident Conditions, Riso Nat. Lab. Denmark, 1983.
- 13. Schanz G. Recommendations and Supporting information on the Choice of Zirconium Oxidation Models in Severe Accident Codes, FZKA 6827, SAM-COLOSS-P043, 2003.
- 14. Berdyshev A.V., Matveev L.V., Veshchunov M.S. Development of the data base for the kinetic model of the zircaloy 4/steam oxidation at high temperatures (1000°C ≤ T ≤ 1825°C). Препринт № IBRAE-97-05. М.: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, 1997. С. 32.
- 15. Kiraly M., Kulacsy K., Hozer Z., Perez-Fero E., Novotny T. High-temperature steam oxidation kinetics of the E110G cladding alloy. Journal of Nuclear Materials. 2016. № 475. P. 27–36.
- 16. Tomashchik D.Yu., Dolganov K.S., Kiselev A.E., Ryzhov N.I., Yudina T.A. Numerical Assessment of Parameter-Sf1 Test on Oxidation And Melting of Lwr Fuel Assembly under Top Flooding Conditions. Nuclear Engineering and Design. 1 December 2020. V. 369.
- 17. Leistikow S., Schanz G., Berg H.V. Kinetik und Morphologie der isothermen Dampf-Oxidation von Zircaloy 4 bei 700–1300°C. KfK 2587, 1987.
- 18. Dolganov K.S., Kiselev A.E., Ryzhov N.I., Filippov M.F., Chalyi R.V., Yudina T.A., Shevchenko S.A., Yashnikov D.A., Kozlova N.A. Evaluation of sokrat code possibility to model uranium-dioxide fuel dissolution by molten zirconium. Atomic Energy, 2018. V. 125. № 2.
