Comparative Analysis of Methods and Approaches for Assessing the Possibility of Steam Explosion and Its Consequences during a Severe Accident at a Nuclear Power Plant with VVER
DOI:
https://doi.org/10.24160/1993-6982-2025-5-83-94Keywords:
NPP safety, VVER, melt-water interaction, steam explosion, steam explosion analysis methods and approachesAbstract
During a severe accident involving loss of efficient heat removal and subsequent nuclear fuel melting, conditions for the melt to come in contact with water emerge, which can lead to steam explosion (SE). A large-scale SE is a potentially dangerous phenomenon for the nuclear power plant safety, threatening the integrity of the third and fourth protective barriers of the NPP defense-in-depth system, which prevent the spread of fission products. Various methods, methodologies, and approaches have presently been developed to assess the possibility of steam explosion to occur and its consequences during a severe accident at an NPP with VVER. A computational method involving the use of dedicated codes, computational-analytical methodologies, a computational-comparative method, and a phenomenological approach are considered. For qualitatively assessing the steam explosion probability, a phenomenological approach or a computational-comparative method can be used. The phenomenological approach is based on an analysis of studies on steam explosions and the design features of the reactor and the at-reactor spent fuel pool. The computational-comparative method includes two stages: the first stage involves calculations using certified software to obtain initial data; the second stage involves a comparative analysis of the obtained results with the experimental parameter range where a steam explosion is possible. To evaluate the pressure growth and the impact on the NPP structural components during a postulated steam explosion, a computational method with the use of dedicated codes and the computational-analytical methodology can be used. The accuracy of the models embedded in the computational codes is limited by the volume of available experimental data. Within mass, and loads on structural components has been performed based on conservative estimates.
References
1. Final Report OECD Research Programme on Fuel-coolant Interaction: Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications. Paris: SERENA, 2006.
2. Magallon D., Huhtiniemi I., Hohmann H. Lessons Learn from FARO/TERMOS Corium Melt Quenching Experiments // Nuclear Engineering and Design. 1999. V. 189. Pp. 223—238.
3. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO // Nuclear Engineering and Design. 2001. V. 204. Pp. 369—376.
4. Benuzzi А., Magallon D. FARO-LWR Programme L-14 Test Quick-Look // Techn. Report. Note № I.94.171. Institute for Energy and Transport, 1994.
5. Benuzzi А., Magallon D.FARO-LWR Programme L-19 Test Quick-Look // Techn. Report. Note № I.96.27. Institute for Energy and Transport, 1996.
6. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina Versus Corium Melts // Nuclear Engineering and Design. 1999. V. 189. Pp. 379—389.
7. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight Into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS // Nuclear Eng. and Design. 2001. V. 204. Pp. 391—400.
8. Song J.H. e. a. Fuel Coolant Interaction Experiments in TROI Using a UO2/ZrO2 Mixture // Nuclear Eng. and Design. 2003. V. 222. Pp. 1—15.
9. Kim J.H. e. a. Triggered Steam Explosions with Corium Melts of Various Compositions in a Narrow Interaction Vessel in the TROI Facility // Nuclear Technol. 2011. V. 176(3). Pp. 239—251.
10. Park I.K., Kim J.H., Hong S.W. Analyses of Material Effects on Steam Explosions in TROI FCI Tests // Nuclear Sci. and Eng. 2014. V. 176(3). Pp. 255—272.
11. OECD NEA/CSNI. Status Rep. on Ex-vessel Steam Explosion. NEA/CSNI/R(2017)15. 2018.
12. Kudinov P. e. a. Premixing and Steam Explosion Phenomena in the Tests with Stratified Melt-coolant Configuration and Binary Oxidic Melt Simulant Materials // Nuclear Eng. and Design. 2017. V. 314. Pp. 182—197.
13. Звонарев Ю.А. и др. Численный анализ эффективности ловушки расплава для ВВЭР-1200 // Физика атомных ядер. 2011. Т. 74. № 13. С. 1845—1853.
14. Звонарев Ю.А. и др. Моделирование тяжелой аварии в бассейне выдержки // Безопасность, эффективность, ресурс: Сб. тезисов докладов XV Междунар. науч.-техн. конф., 2021. С. 29—31.
15. Меркулов В.В., Безбородов А.Н. Теплофизический анализ и анализ ядерной безопасности бассейна выдержки при аварии с полным длительным обесточиванием АЭС // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Материалы Междунар. VIII науч.-техн. конф. Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2012. С. 16.
16. Jiang W. e. a. A Review of Research on Melt and Coolant Interaction under Different Injection Modes // Annals of Nuclear Energy. 2025. V. 220. P. 24.
17. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. Гидродинамика и теплофизика паровых взрывов. М.: Изд-во «ИПМех РАН», 2020.
18. Meignen R., Raverdy B., Buck M. Status of Steam Explosion Understanding and Modelling // Annals of Nuclear Energy. 2014. V. 74. Pp. 125—133.
19. Dolganov K.S. e. a. Evaluation of Loads on the Main Joint of Reactor Pressure Vessel under Hypothetical Severe Accident at VVER-1200 NPP // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 353. P. 10.
20. Николаева А.В. и др. Разработка методики оценки нагрузок на элементы корпуса реактора ВВЭР в ходе ТА с энергетическим взаимодействием расплава с теплоносителем // ВАНТ. Серия «Физика ядерных реакторов». 2017. № 1. С. 5—19.
21. Коновалов О.И., Мелихов В.И. Разработка методики проведения оценки возможности возникновения парового взрыва на АЭС с ВВЭР // Математическое моделирование теплоэнергетических объектов ТЭС и АЭС»: Материалы II молодежной научной конф. М., 2025. С. 2.
22. Woong Kee Kim, Ji Hoon Shim, Massoud Kaviany. Thermophysical Properties of Liquid UO2, ZrO2 and Corium by Molecular Dynamics and Predictive Models // J. Nuclear Materials. 2017. V. 491. Pp. 126—137.
23. Соколов В.А. Защитные оболочки атомных элетростанций. СПб.: СбПГПУ, 2003.
24. Медведев В.Н. и др. Анализ предельной прочности защитной оболочки энергоблока ВВЭР-1000 // Известия ВУЗов. Северо-Кавказский регион. Технические науки. Серия «Электромеханика и энергетика». 2007. № 1(137). С. 50—54.
25. Зорин В.М. Атомные электростанции. М.: Издат. дом МЭИ, 2012.
26. Iwasawa Y., Abe Y. Melt Jet-breakup and Fragmentation Phenomena in Nuclear Reactors: a Review of Experimental Works and Solidification Effects // Prog. Nucl. Energy. 2018. V. 108. Pp. 188—203.
27. Глазков В.В. и др. Об одном возможном механизме инициирования (триггеринга) парового взрыва // Теплофизика высоких температур. 2006. Т. 44 № 6. С. 913—917.
28. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. Термическое взаимодействие высокотемпературных расплавов с жидкостями // Теплофизика высоких температур. 2022. Т. 66. № 2. С. 280—318.
29. Николаева А.В. и др. Разработка эмпирических корреляций для оценки величины коэффициента конверсии постулированного парового взрыва при тяжёлой аварии на реакторной установке с ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2022. № 3. С. 16—25.
30. Melikhov V., Melikhov O., Rtishchev N. Validation of Fuel-coolant Interaction Model for Severe Accident Simulation // Sci. and Technol. of Nuclear Installations. 2011. V. 2011. P. 1—12.
31. Аттестационный паспорт программы СОКРАТ-В1/В2 № 564 от 19.08.2022.
32. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment under Severe Accidents // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 341. Pp. 326—345.
33. Hermsmeyer S. e. a. Validation of ASTEC v2.0 Corium Jet Fragmentation Model Using FARO Experiment // Nuclear Eng. and Design. 2015. V. 286. Pp. 246—252.
34. Blinkov V.N. e. a. Development and Validation of Corium Oxidation Model for the VAPEX Code // Proc. Annual Meeting on Nuclear Technol., 2011.
35. Park I.K., Kim Duck Hoon, Song J.H. Steam Explosion Module Development for the MELCOR Code Using Texas-V // Nuclear Eng. and Technol. 2003. V. 32(4). Pp. 286—298.
36. Zhang R. e. a. Analysis of AP1000 Ex-vessel Steam Explosion Behavior Using TEXAS-V Code // Atomic Energy Sci. and Technol. 2015. V. 49. Pp. 64—69.
37. Claude B. e. a. Analysis of the KROTOS KFC Test by Coupling X-Ray Image Analyses and MC3D Calculations // Intern. Congress Advances in Nuclear Power Plants. Chikago, 2012.
38. Коновалов О.И., Артамонова Д.Д. Анализ применимости модуля VAPEX-M в составе кода СОКРАТ-B1/B2 для моделирования энергетического взаимодействия расплава с водой // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Материалы XXX Междунар. науч.-техн. конф. студентов и аспирантов. М.: НИУ «МЭИ», 2024. С. 945.
39. Коновалов О.И. Валидация модуля VAPEX-M в составе кода SOCRAT на опытных данных по взаимодействию кориума с водой // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 145—155.
40. Артамонова Д.Д., Коновалов О.И. Анализ применимости модуля VAPEX-M в составе кода СОКРАТ-B1/B2 для моделирования энергетического взаимодействия расплава с водой // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Сб. тезисов XXX Междунар. науч.-техн. конф. студентов и аспирантов. М., 2024.
41. Мелихов В.И. и др. Анализ экспериментов по термическому взаимодействию кориума с водой в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР/PWR // Вестник МЭИ. 2016. № 6. c. 31—37.
42. Коновалов О.И., Мелихов В.И. Влияние неопределенности исходных данных на результаты численного расчета процессов взаимодействия расплава U-ZR c водой // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Материалы XXXI Междунар. науч.-техн. конф. студентов и аспирантов. М.: НИУ «МЭИ», 2025. С. 840.
43. НТЦ ЯРБ. Экспертиза и аттестация программ для ЭВМ [Электрон. ресурс] https://www.secnrs.ru/expertise/software-review/ (дата обращения 27.08.2025).
44. Ивочкин Ю.П., Зейгарник Ю.А., Кубриков К.Г. Механизмы тонкой фрагментации горячего расплава, погреженного в холодную воду // Теплоэнергетика. 2018. № 7. C. 64—75.
45. Ивочкин Ю.П. и др. К вопросу об отсутствии фрагментации горячих капель при малых недогревах охладителя // Теплофизика и аэромеханика. 2012. Т. 19. № 4. С. 475—483.
46. Dullforce T.E., Buchanan D.J., Perckover R.S. Self-triggering of Small-scale Fuel-coolant Interactions // J. Phys. D: Appl. Phys. 1976. V. 9(9). P. 1295.
47. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций.
48. Бешта С.В. и др. Кипение воды на поверхности расплава кориума в условиях тяжелой аварии ВВЭР // Теплоэнергетика. 1998. № 11. С. 20—27.
---
Для цитирования: Коновалов О.И., Мелихов В.И. Сравнительный анализ методов и подходов для оценки возможности возникновения парового взрыва и его последствий при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР // Вестник МЭИ. 2025. № 5. С. 83—94. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-5-83-94
---
Конфликт интересов: авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов
#
1. Final Report OECD Research Programme on Fuel-coolant Interaction: Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications. Paris: SERENA, 2006.
2. Magallon D., Huhtiniemi I., Hohmann H. Lessons Learn from FARO/TERMOS Corium Melt Quenching Experiments. Nuclear Engineering and Design. 1999;189:223—238.
3. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. Nuclear Engineering and Design. 2001;204:369—376.
4. Benuzzi A., Magallon D. FARO-LWR Programme L-14 Test Quick-Look . Techn. Report. Note № I.94.171. Institute for Energy and Transport, 1994.
5. Benuzzi A., Magallon D.FARO-LWR Programme L-19 Test Quick-Look. Techn. Report. Note № I.96.27. Institute for Energy and Transport, 1996.
6. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina Versus Corium Melts. Nuclear Engineering and Design. 1999;189:379—389.
7. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight Into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS. Nuclear Eng. and Design. 2001;204:391—400.
8. Song J.H. e. a. Fuel Coolant Interaction Experiments in TROI Using a UO2/ZrO2 Mixture. Nuclear Eng. and Design. 2003;222:1—15.
9. Kim J.H. e. a. Triggered Steam Explosions with Corium Melts of Various Compositions in a Narrow Interaction Vessel in the TROI Facility. Nuclear Technol. 2011;176(3):239—251.
10. Park I.K., Kim J.H., Hong S.W. Analyses of Material Effects on Steam Explosions in TROI FCI Tests. Nuclear Sci. and Eng. 2014;176(3):255—272.
11. OECD NEA/CSNI. Status Rep. on Ex-vessel Steam Explosion. NEA/CSNI/R(2017)15. 2018.
12. Kudinov P. e. a. Premixing and Steam Explosion Phenomena in the Tests with Stratified Melt-coolant Configuration and Binary Oxidic Melt Simulant Materials. Nuclear Eng. and Design. 2017;314:182—197.
13. Zvonarev YU.A. i dr. Chislennyy Analiz Effektivnosti Lovushki Rasplava dlya VVER-1200. Fizika Atomnykh Yader. 2011;74;13:1845—1853. (in Russian).
14. Zvonarev Yu.A. i dr. Modelirovanie Tyazheloy Avarii v Basseyne Vyderzhki. Bezopasnost', Effektivnost', Resurs: Sb. Tezisov Dokladov XV Mezhdunar. Nauch.-Tekhn. Konf., 2021:29—31. (in Russian).
15. Merkulov V.V., Bezborodov A.N. Teplofizicheskiy Analiz i Analiz Yadernoy Bezopasnosti Basseyna Vyderzhki pri Avarii s Polnym Dlitel'nym Obestochivaniem AES. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Materialy Mezhdunar. VIII Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: OKB «Gidropress», 2012:16. (in Russian).
16. Jiang W. e. a. A Review of Research on Melt and Coolant Interaction under Different Injection Modes. Annals of Nuclear Energy. 2025;220:24.
17. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Gidrodinamika i Teplofizika Parovykh Vzryvov. M.: Izd-vo «IPMekh RAN», 2020. (in Russian).
18. Meignen R., Raverdy B., Buck M. Status of Steam Explosion Understanding and Modelling. Annals of Nuclear Energy. 2014;74:125—133.
19. Dolganov K.S. e. a. Evaluation of Loads on the Main Joint of Reactor Pressure Vessel under Hypothetical Severe Accident at VVER-1200 NPP. Nuclear Eng. and Design. 2019;353:10.
20. Nikolaeva A.V. i dr. Razrabotka Metodiki Otsenki Nagruzok na Elementy Korpusa Reaktora VVER v Khode TA s Energeticheskim Vzaimodeystviem Rasplava s Teplonositelem. VANT. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2017;1:5—19. (in Russian).
21. Konovalov O.I., Melikhov V.I. Razrabotka Metodiki Provedeniya Otsenki Vozmozhnosti Vozniknoveniya Parovogo Vzryva na AES s VVER. Matematicheskoe Modelirovanie Teploenergeticheskikh Ob'ektov TES i AES»: Materialy II Molodezhnoy Nauchnoy Konf. M., 2025:2. (in Russian).
22. Woong Kee Kim, Ji Hoon Shim, Massoud Kaviany. Thermophysical Properties of Liquid UO2, ZrO2 and Corium by Molecular Dynamics and Predictive Models. J. Nuclear Materials. 2017;491:126—137.
23. Sokolov V.A. Zashchitnye Obolochki Atomnykh Eletrostantsiy. SPb.: SbPGPU, 2003. (in Russian).
24. Medvedev V.N. i dr. Analiz Predel'noy Prochnosti Zashchitnoy Obolochki Energobloka VVER-1000. Izvestiya VUZov. Severo-Kavkazskiy Region. Tekhnicheskie Nauki. Seriya «Elektromekhanika i Energetika». 2007;1(137):50—54. (in Russian).
25. Zorin V.M. Atomnye Elektrostantsii. M.: Izdat. Dom MEI, 2012. (in Russian).
26. Iwasawa Y., Abe Y. Melt Jet-breakup and Fragmentation Phenomena in Nuclear Reactors: a Review of Experimental Works and Solidification Effects. Prog. Nucl. Energy. 2018;108:188—203.
27. Glazkov V.V. i dr. Ob Odnom Vozmozhnom Mekhanizme Initsiirovaniya (Triggeringa) Parovogo Vzryva. Teplofizika Vysokikh Temperatur. 2006;44;6:913—917. (in Russian).
28. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Termicheskoe Vzaimodeystvie Vysokotemperaturnykh Rasplavov s Zhidkostyami. Teplofizika Vysokikh Temperatur. 2022;66;2:280—318. (in Russian).
29. Nikolaeva A.V. i dr. Razrabotka Empiricheskikh Korrelyatsiy dlya Otsenki Velichiny Koeffitsienta Konversii Postulirovannogo Parovogo Vzryva pri Tyazheloy Avarii na Reaktornoy Ustanovke s VVER. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2022;3:16—25. (in Russian).
30. Melikhov V., Melikhov O., Rtishchev N. Validation of Fuel-coolant Interaction Model for Severe Accident Simulation. Sci. and Technol. of Nuclear Installations. 2011;2011:1—12.
31. Attestatsionnyy Pasport Programmy SOKRAT-V1/V2 № 564 ot 19.08.2022.
32. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment under Severe Accidents. Nuclear Eng. and Design. 2019;341:326—345.
33. Hermsmeyer S. e. a. Validation of ASTEC v2.0 Corium Jet Fragmentation Model Using FARO Experiment. Nuclear Eng. and Design. 2015;286:246—252.
34. Blinkov V.N. e. a. Development and Validation of Corium Oxidation Model for the VAPEX Code. Proc. Annual Meeting on Nuclear Technol., 2011.
35. Park I.K., Kim Duck Hoon, Song J.H. Steam Explosion Module Development for the MELCOR Code Using Texas-V. Nuclear Eng. and Technol. 2003;32(4):286—298.
36. Zhang R. e. a. Analysis of AP1000 Ex-vessel Steam Explosion Behavior Using TEXAS-V Code. Atomic Energy Sci. and Technol. 2015;49:64—69.
37. Claude B. e. a. Analysis of the KROTOS KFC Test by Coupling X-Ray Image Analyses and MC3D Calculations. Intern. Congress Advances in Nuclear Power Plants. Chikago, 2012.
38. Konovalov O.I., Artamonova D.D. Analiz Primenimosti Modulya VAPEX-M v Sostave Koda SOKRAT-B1/B2 dlya Modelirovaniya Energeticheskogo Vzaimodeystviya Rasplava s Vodoy. Radioelektronika, Elektrotekhnika i Energetika: Materialy XXX Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Studentov i Aspirantov. M.: NIU «MEI», 2024:945. (in Russian).
39. Konovalov O.I. Validatsiya Modulya VAPEX-M v Sostave Koda SOCRAT na Opytnykh Dannykh po Vzaimodeystviyu Koriuma s Vodoy. Vestnik MEI. 2025;2:145—155. (in Russian).
40. Artamonova D.D., Konovalov O.I. Analiz Primenimosti Modulya VAPEX-M v Sostave Koda SOKRAT-B1/B2 dlya Modelirovaniya Energeticheskogo Vzaimodeystviya Rasplava s Vodoy. Radioelektronika, Elektrotekhnika i Energetika: Sb. Tezisov XXX Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Studentov i Aspirantov. M., 2024. (in Russian).
41. Melikhov V.I. i dr. Analiz Eksperimentov po Termicheskomu Vzaimodeystviyu Koriuma s Vodoy v Usloviyakh Tyazheloy Avarii na AES s VVER/PWR. Vestnik MEI. 2016;6:31—37. (in Russian).
42. Konovalov O.I., Melikhov V.I. Vliyanie Neopredelennosti Iskhodnykh Dannykh Na Rezul'taty Chislennogo Rascheta Protsessov Vzaimodeystviya Rasplava U-ZR s Vodoy. Radioelektronika, Elektrotekhnika i Energetika: Materialy XXXI Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Studentov i Aspirantov. M.: NIU «MEI», 2025:840. (in Russian).
43. NTTS YARB. Ekspertiza i Attestatsiya Programm dlya EVM [Elektron. Resurs] https://www.secnrs.ru/expertise/software-review/ (Data Obrashcheniya 27.08.2025). (in Russian).
44. Ivochkin Yu.P., Zeygarnik Yu.A., Kubrikov K.G. Mekhanizmy Tonkoy Fragmentatsii Goryachego Rasplava, Pogrezhennogo v Kholodnuyu Vodu. Teploenergetika. 2018;7:64—75. (in Russian).
45. Ivochkin YU.P. i dr. K Voprosu ob Otsutstvii Fragmentatsii Goryachikh Kapel' pri Malykh Nedogrevakh Okhladitelya. Teplofizika i Aeromekhanika. 2012;19;4:475—483. (in Russian).
46. Dullforce T.E., Buchanan D.J., Perckover R.S. Self-triggering of Small-scale Fuel-coolant Interactions. J. Phys. D: Appl. Phys. 1976;9(9):1295.
47. NP-001-15. Obshchie Polozheniya Obespecheniya Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
48. Beshta S.V. i dr. Kipenie Vody na Poverkhnosti Rasplava Koriuma v Usloviyakh Tyazheloy Avarii VVER. Teploenergetika. 1998;11:20—27. (in Russian)
---
For citation: Konovalov O.I., Melikhov V.I. Comparative Analysis of Methods and Approaches for Assessing the Possibility of Steam Explosion and Its Consequences during a Severe Accident at a Nuclear Power Plant with VVER. Bulletin of MPEI. 2025;5:83—94. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-5-83-94
---
Conflict of interests: the authors declare no conflict of interest
2. Magallon D., Huhtiniemi I., Hohmann H. Lessons Learn from FARO/TERMOS Corium Melt Quenching Experiments // Nuclear Engineering and Design. 1999. V. 189. Pp. 223—238.
3. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO // Nuclear Engineering and Design. 2001. V. 204. Pp. 369—376.
4. Benuzzi А., Magallon D. FARO-LWR Programme L-14 Test Quick-Look // Techn. Report. Note № I.94.171. Institute for Energy and Transport, 1994.
5. Benuzzi А., Magallon D.FARO-LWR Programme L-19 Test Quick-Look // Techn. Report. Note № I.96.27. Institute for Energy and Transport, 1996.
6. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina Versus Corium Melts // Nuclear Engineering and Design. 1999. V. 189. Pp. 379—389.
7. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight Into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS // Nuclear Eng. and Design. 2001. V. 204. Pp. 391—400.
8. Song J.H. e. a. Fuel Coolant Interaction Experiments in TROI Using a UO2/ZrO2 Mixture // Nuclear Eng. and Design. 2003. V. 222. Pp. 1—15.
9. Kim J.H. e. a. Triggered Steam Explosions with Corium Melts of Various Compositions in a Narrow Interaction Vessel in the TROI Facility // Nuclear Technol. 2011. V. 176(3). Pp. 239—251.
10. Park I.K., Kim J.H., Hong S.W. Analyses of Material Effects on Steam Explosions in TROI FCI Tests // Nuclear Sci. and Eng. 2014. V. 176(3). Pp. 255—272.
11. OECD NEA/CSNI. Status Rep. on Ex-vessel Steam Explosion. NEA/CSNI/R(2017)15. 2018.
12. Kudinov P. e. a. Premixing and Steam Explosion Phenomena in the Tests with Stratified Melt-coolant Configuration and Binary Oxidic Melt Simulant Materials // Nuclear Eng. and Design. 2017. V. 314. Pp. 182—197.
13. Звонарев Ю.А. и др. Численный анализ эффективности ловушки расплава для ВВЭР-1200 // Физика атомных ядер. 2011. Т. 74. № 13. С. 1845—1853.
14. Звонарев Ю.А. и др. Моделирование тяжелой аварии в бассейне выдержки // Безопасность, эффективность, ресурс: Сб. тезисов докладов XV Междунар. науч.-техн. конф., 2021. С. 29—31.
15. Меркулов В.В., Безбородов А.Н. Теплофизический анализ и анализ ядерной безопасности бассейна выдержки при аварии с полным длительным обесточиванием АЭС // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Материалы Междунар. VIII науч.-техн. конф. Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2012. С. 16.
16. Jiang W. e. a. A Review of Research on Melt and Coolant Interaction under Different Injection Modes // Annals of Nuclear Energy. 2025. V. 220. P. 24.
17. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. Гидродинамика и теплофизика паровых взрывов. М.: Изд-во «ИПМех РАН», 2020.
18. Meignen R., Raverdy B., Buck M. Status of Steam Explosion Understanding and Modelling // Annals of Nuclear Energy. 2014. V. 74. Pp. 125—133.
19. Dolganov K.S. e. a. Evaluation of Loads on the Main Joint of Reactor Pressure Vessel under Hypothetical Severe Accident at VVER-1200 NPP // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 353. P. 10.
20. Николаева А.В. и др. Разработка методики оценки нагрузок на элементы корпуса реактора ВВЭР в ходе ТА с энергетическим взаимодействием расплава с теплоносителем // ВАНТ. Серия «Физика ядерных реакторов». 2017. № 1. С. 5—19.
21. Коновалов О.И., Мелихов В.И. Разработка методики проведения оценки возможности возникновения парового взрыва на АЭС с ВВЭР // Математическое моделирование теплоэнергетических объектов ТЭС и АЭС»: Материалы II молодежной научной конф. М., 2025. С. 2.
22. Woong Kee Kim, Ji Hoon Shim, Massoud Kaviany. Thermophysical Properties of Liquid UO2, ZrO2 and Corium by Molecular Dynamics and Predictive Models // J. Nuclear Materials. 2017. V. 491. Pp. 126—137.
23. Соколов В.А. Защитные оболочки атомных элетростанций. СПб.: СбПГПУ, 2003.
24. Медведев В.Н. и др. Анализ предельной прочности защитной оболочки энергоблока ВВЭР-1000 // Известия ВУЗов. Северо-Кавказский регион. Технические науки. Серия «Электромеханика и энергетика». 2007. № 1(137). С. 50—54.
25. Зорин В.М. Атомные электростанции. М.: Издат. дом МЭИ, 2012.
26. Iwasawa Y., Abe Y. Melt Jet-breakup and Fragmentation Phenomena in Nuclear Reactors: a Review of Experimental Works and Solidification Effects // Prog. Nucl. Energy. 2018. V. 108. Pp. 188—203.
27. Глазков В.В. и др. Об одном возможном механизме инициирования (триггеринга) парового взрыва // Теплофизика высоких температур. 2006. Т. 44 № 6. С. 913—917.
28. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. Термическое взаимодействие высокотемпературных расплавов с жидкостями // Теплофизика высоких температур. 2022. Т. 66. № 2. С. 280—318.
29. Николаева А.В. и др. Разработка эмпирических корреляций для оценки величины коэффициента конверсии постулированного парового взрыва при тяжёлой аварии на реакторной установке с ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2022. № 3. С. 16—25.
30. Melikhov V., Melikhov O., Rtishchev N. Validation of Fuel-coolant Interaction Model for Severe Accident Simulation // Sci. and Technol. of Nuclear Installations. 2011. V. 2011. P. 1—12.
31. Аттестационный паспорт программы СОКРАТ-В1/В2 № 564 от 19.08.2022.
32. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment under Severe Accidents // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 341. Pp. 326—345.
33. Hermsmeyer S. e. a. Validation of ASTEC v2.0 Corium Jet Fragmentation Model Using FARO Experiment // Nuclear Eng. and Design. 2015. V. 286. Pp. 246—252.
34. Blinkov V.N. e. a. Development and Validation of Corium Oxidation Model for the VAPEX Code // Proc. Annual Meeting on Nuclear Technol., 2011.
35. Park I.K., Kim Duck Hoon, Song J.H. Steam Explosion Module Development for the MELCOR Code Using Texas-V // Nuclear Eng. and Technol. 2003. V. 32(4). Pp. 286—298.
36. Zhang R. e. a. Analysis of AP1000 Ex-vessel Steam Explosion Behavior Using TEXAS-V Code // Atomic Energy Sci. and Technol. 2015. V. 49. Pp. 64—69.
37. Claude B. e. a. Analysis of the KROTOS KFC Test by Coupling X-Ray Image Analyses and MC3D Calculations // Intern. Congress Advances in Nuclear Power Plants. Chikago, 2012.
38. Коновалов О.И., Артамонова Д.Д. Анализ применимости модуля VAPEX-M в составе кода СОКРАТ-B1/B2 для моделирования энергетического взаимодействия расплава с водой // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Материалы XXX Междунар. науч.-техн. конф. студентов и аспирантов. М.: НИУ «МЭИ», 2024. С. 945.
39. Коновалов О.И. Валидация модуля VAPEX-M в составе кода SOCRAT на опытных данных по взаимодействию кориума с водой // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 145—155.
40. Артамонова Д.Д., Коновалов О.И. Анализ применимости модуля VAPEX-M в составе кода СОКРАТ-B1/B2 для моделирования энергетического взаимодействия расплава с водой // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Сб. тезисов XXX Междунар. науч.-техн. конф. студентов и аспирантов. М., 2024.
41. Мелихов В.И. и др. Анализ экспериментов по термическому взаимодействию кориума с водой в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР/PWR // Вестник МЭИ. 2016. № 6. c. 31—37.
42. Коновалов О.И., Мелихов В.И. Влияние неопределенности исходных данных на результаты численного расчета процессов взаимодействия расплава U-ZR c водой // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Материалы XXXI Междунар. науч.-техн. конф. студентов и аспирантов. М.: НИУ «МЭИ», 2025. С. 840.
43. НТЦ ЯРБ. Экспертиза и аттестация программ для ЭВМ [Электрон. ресурс] https://www.secnrs.ru/expertise/software-review/ (дата обращения 27.08.2025).
44. Ивочкин Ю.П., Зейгарник Ю.А., Кубриков К.Г. Механизмы тонкой фрагментации горячего расплава, погреженного в холодную воду // Теплоэнергетика. 2018. № 7. C. 64—75.
45. Ивочкин Ю.П. и др. К вопросу об отсутствии фрагментации горячих капель при малых недогревах охладителя // Теплофизика и аэромеханика. 2012. Т. 19. № 4. С. 475—483.
46. Dullforce T.E., Buchanan D.J., Perckover R.S. Self-triggering of Small-scale Fuel-coolant Interactions // J. Phys. D: Appl. Phys. 1976. V. 9(9). P. 1295.
47. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций.
48. Бешта С.В. и др. Кипение воды на поверхности расплава кориума в условиях тяжелой аварии ВВЭР // Теплоэнергетика. 1998. № 11. С. 20—27.
---
Для цитирования: Коновалов О.И., Мелихов В.И. Сравнительный анализ методов и подходов для оценки возможности возникновения парового взрыва и его последствий при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР // Вестник МЭИ. 2025. № 5. С. 83—94. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-5-83-94
---
Конфликт интересов: авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов
#
1. Final Report OECD Research Programme on Fuel-coolant Interaction: Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications. Paris: SERENA, 2006.
2. Magallon D., Huhtiniemi I., Hohmann H. Lessons Learn from FARO/TERMOS Corium Melt Quenching Experiments. Nuclear Engineering and Design. 1999;189:223—238.
3. Magallon D., Huhtiniemi I. Corium Melt Quenching Tests at Low Pressure and Subcooled Water in FARO. Nuclear Engineering and Design. 2001;204:369—376.
4. Benuzzi A., Magallon D. FARO-LWR Programme L-14 Test Quick-Look . Techn. Report. Note № I.94.171. Institute for Energy and Transport, 1994.
5. Benuzzi A., Magallon D.FARO-LWR Programme L-19 Test Quick-Look. Techn. Report. Note № I.96.27. Institute for Energy and Transport, 1996.
6. Huhtiniemi I., Magallon D., Hohmann H. Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina Versus Corium Melts. Nuclear Engineering and Design. 1999;189:379—389.
7. Huhtiniemi I., Magallon D. Insight Into Steam Explosions with Corium Melts in KROTOS. Nuclear Eng. and Design. 2001;204:391—400.
8. Song J.H. e. a. Fuel Coolant Interaction Experiments in TROI Using a UO2/ZrO2 Mixture. Nuclear Eng. and Design. 2003;222:1—15.
9. Kim J.H. e. a. Triggered Steam Explosions with Corium Melts of Various Compositions in a Narrow Interaction Vessel in the TROI Facility. Nuclear Technol. 2011;176(3):239—251.
10. Park I.K., Kim J.H., Hong S.W. Analyses of Material Effects on Steam Explosions in TROI FCI Tests. Nuclear Sci. and Eng. 2014;176(3):255—272.
11. OECD NEA/CSNI. Status Rep. on Ex-vessel Steam Explosion. NEA/CSNI/R(2017)15. 2018.
12. Kudinov P. e. a. Premixing and Steam Explosion Phenomena in the Tests with Stratified Melt-coolant Configuration and Binary Oxidic Melt Simulant Materials. Nuclear Eng. and Design. 2017;314:182—197.
13. Zvonarev YU.A. i dr. Chislennyy Analiz Effektivnosti Lovushki Rasplava dlya VVER-1200. Fizika Atomnykh Yader. 2011;74;13:1845—1853. (in Russian).
14. Zvonarev Yu.A. i dr. Modelirovanie Tyazheloy Avarii v Basseyne Vyderzhki. Bezopasnost', Effektivnost', Resurs: Sb. Tezisov Dokladov XV Mezhdunar. Nauch.-Tekhn. Konf., 2021:29—31. (in Russian).
15. Merkulov V.V., Bezborodov A.N. Teplofizicheskiy Analiz i Analiz Yadernoy Bezopasnosti Basseyna Vyderzhki pri Avarii s Polnym Dlitel'nym Obestochivaniem AES. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Materialy Mezhdunar. VIII Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: OKB «Gidropress», 2012:16. (in Russian).
16. Jiang W. e. a. A Review of Research on Melt and Coolant Interaction under Different Injection Modes. Annals of Nuclear Energy. 2025;220:24.
17. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Gidrodinamika i Teplofizika Parovykh Vzryvov. M.: Izd-vo «IPMekh RAN», 2020. (in Russian).
18. Meignen R., Raverdy B., Buck M. Status of Steam Explosion Understanding and Modelling. Annals of Nuclear Energy. 2014;74:125—133.
19. Dolganov K.S. e. a. Evaluation of Loads on the Main Joint of Reactor Pressure Vessel under Hypothetical Severe Accident at VVER-1200 NPP. Nuclear Eng. and Design. 2019;353:10.
20. Nikolaeva A.V. i dr. Razrabotka Metodiki Otsenki Nagruzok na Elementy Korpusa Reaktora VVER v Khode TA s Energeticheskim Vzaimodeystviem Rasplava s Teplonositelem. VANT. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2017;1:5—19. (in Russian).
21. Konovalov O.I., Melikhov V.I. Razrabotka Metodiki Provedeniya Otsenki Vozmozhnosti Vozniknoveniya Parovogo Vzryva na AES s VVER. Matematicheskoe Modelirovanie Teploenergeticheskikh Ob'ektov TES i AES»: Materialy II Molodezhnoy Nauchnoy Konf. M., 2025:2. (in Russian).
22. Woong Kee Kim, Ji Hoon Shim, Massoud Kaviany. Thermophysical Properties of Liquid UO2, ZrO2 and Corium by Molecular Dynamics and Predictive Models. J. Nuclear Materials. 2017;491:126—137.
23. Sokolov V.A. Zashchitnye Obolochki Atomnykh Eletrostantsiy. SPb.: SbPGPU, 2003. (in Russian).
24. Medvedev V.N. i dr. Analiz Predel'noy Prochnosti Zashchitnoy Obolochki Energobloka VVER-1000. Izvestiya VUZov. Severo-Kavkazskiy Region. Tekhnicheskie Nauki. Seriya «Elektromekhanika i Energetika». 2007;1(137):50—54. (in Russian).
25. Zorin V.M. Atomnye Elektrostantsii. M.: Izdat. Dom MEI, 2012. (in Russian).
26. Iwasawa Y., Abe Y. Melt Jet-breakup and Fragmentation Phenomena in Nuclear Reactors: a Review of Experimental Works and Solidification Effects. Prog. Nucl. Energy. 2018;108:188—203.
27. Glazkov V.V. i dr. Ob Odnom Vozmozhnom Mekhanizme Initsiirovaniya (Triggeringa) Parovogo Vzryva. Teplofizika Vysokikh Temperatur. 2006;44;6:913—917. (in Russian).
28. Melikhov V.I., Melikhov O.I., Yakush S.E. Termicheskoe Vzaimodeystvie Vysokotemperaturnykh Rasplavov s Zhidkostyami. Teplofizika Vysokikh Temperatur. 2022;66;2:280—318. (in Russian).
29. Nikolaeva A.V. i dr. Razrabotka Empiricheskikh Korrelyatsiy dlya Otsenki Velichiny Koeffitsienta Konversii Postulirovannogo Parovogo Vzryva pri Tyazheloy Avarii na Reaktornoy Ustanovke s VVER. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2022;3:16—25. (in Russian).
30. Melikhov V., Melikhov O., Rtishchev N. Validation of Fuel-coolant Interaction Model for Severe Accident Simulation. Sci. and Technol. of Nuclear Installations. 2011;2011:1—12.
31. Attestatsionnyy Pasport Programmy SOKRAT-V1/V2 № 564 ot 19.08.2022.
32. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment under Severe Accidents. Nuclear Eng. and Design. 2019;341:326—345.
33. Hermsmeyer S. e. a. Validation of ASTEC v2.0 Corium Jet Fragmentation Model Using FARO Experiment. Nuclear Eng. and Design. 2015;286:246—252.
34. Blinkov V.N. e. a. Development and Validation of Corium Oxidation Model for the VAPEX Code. Proc. Annual Meeting on Nuclear Technol., 2011.
35. Park I.K., Kim Duck Hoon, Song J.H. Steam Explosion Module Development for the MELCOR Code Using Texas-V. Nuclear Eng. and Technol. 2003;32(4):286—298.
36. Zhang R. e. a. Analysis of AP1000 Ex-vessel Steam Explosion Behavior Using TEXAS-V Code. Atomic Energy Sci. and Technol. 2015;49:64—69.
37. Claude B. e. a. Analysis of the KROTOS KFC Test by Coupling X-Ray Image Analyses and MC3D Calculations. Intern. Congress Advances in Nuclear Power Plants. Chikago, 2012.
38. Konovalov O.I., Artamonova D.D. Analiz Primenimosti Modulya VAPEX-M v Sostave Koda SOKRAT-B1/B2 dlya Modelirovaniya Energeticheskogo Vzaimodeystviya Rasplava s Vodoy. Radioelektronika, Elektrotekhnika i Energetika: Materialy XXX Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Studentov i Aspirantov. M.: NIU «MEI», 2024:945. (in Russian).
39. Konovalov O.I. Validatsiya Modulya VAPEX-M v Sostave Koda SOCRAT na Opytnykh Dannykh po Vzaimodeystviyu Koriuma s Vodoy. Vestnik MEI. 2025;2:145—155. (in Russian).
40. Artamonova D.D., Konovalov O.I. Analiz Primenimosti Modulya VAPEX-M v Sostave Koda SOKRAT-B1/B2 dlya Modelirovaniya Energeticheskogo Vzaimodeystviya Rasplava s Vodoy. Radioelektronika, Elektrotekhnika i Energetika: Sb. Tezisov XXX Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Studentov i Aspirantov. M., 2024. (in Russian).
41. Melikhov V.I. i dr. Analiz Eksperimentov po Termicheskomu Vzaimodeystviyu Koriuma s Vodoy v Usloviyakh Tyazheloy Avarii na AES s VVER/PWR. Vestnik MEI. 2016;6:31—37. (in Russian).
42. Konovalov O.I., Melikhov V.I. Vliyanie Neopredelennosti Iskhodnykh Dannykh Na Rezul'taty Chislennogo Rascheta Protsessov Vzaimodeystviya Rasplava U-ZR s Vodoy. Radioelektronika, Elektrotekhnika i Energetika: Materialy XXXI Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Studentov i Aspirantov. M.: NIU «MEI», 2025:840. (in Russian).
43. NTTS YARB. Ekspertiza i Attestatsiya Programm dlya EVM [Elektron. Resurs] https://www.secnrs.ru/expertise/software-review/ (Data Obrashcheniya 27.08.2025). (in Russian).
44. Ivochkin Yu.P., Zeygarnik Yu.A., Kubrikov K.G. Mekhanizmy Tonkoy Fragmentatsii Goryachego Rasplava, Pogrezhennogo v Kholodnuyu Vodu. Teploenergetika. 2018;7:64—75. (in Russian).
45. Ivochkin YU.P. i dr. K Voprosu ob Otsutstvii Fragmentatsii Goryachikh Kapel' pri Malykh Nedogrevakh Okhladitelya. Teplofizika i Aeromekhanika. 2012;19;4:475—483. (in Russian).
46. Dullforce T.E., Buchanan D.J., Perckover R.S. Self-triggering of Small-scale Fuel-coolant Interactions. J. Phys. D: Appl. Phys. 1976;9(9):1295.
47. NP-001-15. Obshchie Polozheniya Obespecheniya Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
48. Beshta S.V. i dr. Kipenie Vody na Poverkhnosti Rasplava Koriuma v Usloviyakh Tyazheloy Avarii VVER. Teploenergetika. 1998;11:20—27. (in Russian)
---
For citation: Konovalov O.I., Melikhov V.I. Comparative Analysis of Methods and Approaches for Assessing the Possibility of Steam Explosion and Its Consequences during a Severe Accident at a Nuclear Power Plant with VVER. Bulletin of MPEI. 2025;5:83—94. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-5-83-94
---
Conflict of interests: the authors declare no conflict of interest
Downloads
Published
2025-09-15
Issue
Section
Nuclear Power Plants, Fuel Cycle, Radiation Safety (Technical Sciences) (2.4.9)
