Model for calculating the temperature in the fuel rods of the fa-x fuel assembly produced for subcritical instillation and reactor wwr-m
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.61.2020.04Keywords:
fuel rods, model, thermal conductivity, uranium oxide, dispersion fuel, volume fraction of the fuel phaseAbstract
The TVS-X fuel rod model designed by NSC KIPT as an alternative fuel for subcritical assembly (SCA, KIPT, Kharkov) and research reactor (WWR-M, INR, Kiev) is described. The model is a program that allows calculating the temperature distribution on the radius and height of the fuel element containing both uranium oxide pellets and dispersion fuel based on the UO2+Al composition with different contents of the fuel phase, as well as the different geometric characteristics of the fuel element and the values of the coolant parameters: the temperature at the entrance to the hydraulic channel and the coolant speed. Comparative calculations of temperature distribution during operation are carried out. As a result, it has been shown that for conditions of operation in the SCA (linear power of fuel rod is 2.62 kW/m), the fuel center temperature reaches ~140 °C for UO2 and ~112 °C for the UO2+Al composition. For operating conditions in the WWR-M reactor (linear power of fuel rod is 12.1 kW/m), the fuel center temperature reaches ~626 C for ceramic (UO2) and ~381 °C for metal-ceramic fuel (UO2+Al). The calculations show a significant effect of the type of fuel material (UO2 or UO2+Al dispersion composition) on the fuel center temperature, taking into account the operating conditions in the subcritical assembly and the WWR-M research reactor. The maximum temperature of the cladding for the WWR-M operating conditions was 86.5 C, and the maximum temperature of the cladding for the SCA operating conditions is 27 C, which does not exceed the boiling point (vaporization) under the nominal conditions of their operation. Cross-section area of fuel rods, heat transfer coefficient and temperature distribution of the coolant are calculated. The software module allowed to estimate the temperature distribution of fuel element with different types of nuclear fuel for the conditions of research nuclear assemblies.
Downloads
References
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.
