Model for calculating the temperature in the fuel rods of the fa-x fuel assembly produced for subcritical instillation and reactor wwr-m

Ігор Олександрович Чернов; Антон Володимирович Куштим

doi:10.15276/opu.2.61.2020.04

Автор(и)

Ігор Олександрович Чернов Nuclear Fuel Cycle” Science and Technology Establishment of the National Science Center “Kharkiv Institute of Physics and Technology https://orcid.org/0000-0003-1424-4471
Антон Володимирович Куштим Nuclear Fuel Cycle” Science and Technology Establishment of the National Science Center “Kharkiv Institute of Physics and Technology https://orcid.org/0000-0001-7058-373X

DOI:

https://doi.org/10.15276/opu.2.61.2020.04

Ключові слова:

стрижневі твели, модель, теплопровідність, діоксид урану, дисперсійне паливо, об’ємна частка паливної фази

Анотація

Наведено опис моделі стрижневого твела паливної збірки ТВЗ-Х, спроектованої в НТК ЯПЦ ННЦ ХФТІ, як альтернативного палива для ядерної установки, заснованої на підкритичній збірці (ПКУ, ННЦ ХФТІ, м. Харків) і дослідницького реактора (ВВР-М, ІЯД, м Київ). Модель являє собою програму, яка дозволяє проводити розрахунок розподілу температур по радіусу і висоті стрижневого тепловидільного елемента, що містить як таблеткове оксидне паливо UO2, так і паливо на основі дисперсійної композиції UO2+Al з різним вмістом паливної фази в матриці, а також різних геометричних характеристик твелів і значеннях параметрів теплоносія: температури на вході в гідравлічний канал твела і його швидкості. Проведені порівняльні розрахунки розподілу температур при експлуатації. В результаті чого показано, що для умов роботи в ПКУ (лінійна потужність твела 2,62 кВт/м) температура в центральній частині паливного сердечника становить ~140 °С для UO2 і ~112 °С для композиції UO2+Al. Для умов експлуатації в дослідницькому реакторі ВВР-М (лінійна потужність твела 12,1 кВт/м) температура в центральній частині паливного сердечника досягає ~626 °С для UO2 і ~381 °С для металокерамічного (UO2+Al) палива. Розрахунками показано значний вплив типу матеріалу паливного сердечника (UO2 або дисперсійної композиції UO2+Al) на температуру в його центрі з урахуванням умов роботи в ПКУ і дослідницькому реакторі ВВР-М. Максимальна температура поверхні оболонки твела для умов роботи реактора ВВР-М склала 86,5 С, а максимальна температура поверхні оболонки для умов роботи Підкритичної установки становить 27 С, що не перевищує температуру кипіння (пароутворення) при номінальних умовах експлуатації. Розрахована площа прохідного перетину твелів, коефіцієнт тепловіддачі та розподіл температур теплоносія. Програмний модуль дозволив проводити оцінку розподілу температур твелів з різним типом ядерного палива для умов дослідницьких ядерних установок.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Посилання

Сорокина Т.В., Азаров С.И., Сорокин Г.А. Сравнение расчетных методов для определения теплофизи-ческого состояния твэла ядерного реактора. Ядерная и радиационная безопасность. 2008. №1. C. 26–31.

Баранов В.Г., Кудряшов Н.А., Хлунов А.В., Чмыхов М.Ф. Стационарное распределение темпера-туры в твэле ВВЭР при высоких выгораниях. Труды IX Российской конференции по реакторному материаловедению. г. Димитровград, ОАО «ГНЦ НИИАР», 14–18 сентября 2009 г., C. 35−38.

Алюшин В.М., Баранов В.Г., Кудряшов Н.А., Хлунов А.В. Численное моделирование распреде-ления температуры в твэле ВВЭР. Атомная энергия. 2010. T. 108, Вып. 3. C. 145–151.

Применение метода конечных разностей для расчета температуры в твэл ядерного реактора / С.И. Азаров, А.А. Авраменко, Г.А. Сорокин. Т.В. Сорокина, А.И. Скицко. Промышленная теп-лотехника. 2008. №2, Т. 30. С. 70–78.

Захаров А.С., Кислицын Б.В., Копоплев К.А. Расчет температурных полей в твэле типа ПИК (СМ) с алюминиевой матрицей. Материала международной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в ХХI веке». Москва, 23–26 июня 2006 г.

Жуков А.И. Тепловой расчет тепловыделяющих элементов. Методические указания по выполне-нию квалификационной работы бакалавра для студентов специальности «Котлы и реакторы», Харьков : НТУ «ХПИ», 2012. 53 с.

Грузинцев Д.С., Щеглов А.С. Численное моделирование теплообмена в ТВС реактора ВВЭР-СКС. Глобальная ядерная безопасность. 2014. №2 (11). С. 59–63.

Розробка і обґрунтування працездатності палива для підкритичної установки, керованої приско-рювачем електронів. / В.С. Красноруцький, М.М. Бєлаш, Й. Гохар, М. Абдуллаєв, А.В. Куштим, С.О. Солдатов. Праці Одеського політехнічного університету. 2017. №3 (53). С. 71–78. DOI: 10.15276/opu.3.53.2017.10.

Analysis of fuel center temperature with the TRANSURANUS Code / A. Shubert, C. Gyori, D. Elen-kov, K. Lassman and J. van de Laar. Paper to be prepared at the International Conference on Nuclear Fuel for Today and Tomorrow – Experience and Outlook, Wurzburg (Germany), 16–19 march, 2003.

Оделевский В.И. Расчет обобщенной проводимости гетерогенных систем. Журнал технической физики. 1951. Т. 21, №6. С. 667–685.

Carson J.K., Lovatt S.J., Tanner D.J., Cleland A.C. Thermal conductivity bounds for isotropic porous materials. International Journal of Heat and Mass Transfer. 2005. 48 (11). Р. 2150–2158.