Модель для розрахунку температури в стрижневому твелі паливної збірки ТВЗ-Х при використанні в підкритичній установці та реакторі ВВР-М
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.61.2020.04Ключові слова:
стрижневі твели, модель, теплопровідність, діоксид урану, дисперсійне паливо, об’ємна частка паливної фазиАнотація
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
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.