Модели разрушения твэлов быстрых реакторов с нитридным и оксидным топливом модуля SAFR кода ЕВКЛИД/V2

封面

如何引用文章

全文:

开放存取 开放存取
受限制的访问 ##reader.subscriptionAccessGranted##
受限制的访问 订阅或者付费存取

详细

В статье приведено описание моделей, которые используются в тяжелоаварийном модуле SAFR для расчета разрушения ТВЭЛов с оксидным и нитридным топливами. Рассмотрены модели, используемые для расчета плавления ТВЭЛов, диссоциации нитридного топлива и эвтектического взаимодействия продуктов диссоциации (жидкого урана) с оболочечной сталью. Подробное внимание уделено моделям для расчета течения и теплообмена расплава с поверхностью ТВЭЛа. Представлены результаты валидации моделей на экспериментальных данных, а также тестовые расчеты задачи по разрушению ТВЭЛов с нитридным топливом.

全文:

受限制的访问

作者简介

Э. Усов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

编辑信件的主要联系方式.
Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

С. Лежнин

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

В. Озрин

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

В. Чухно

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

И. Климонов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

А. Бутов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

Н. Мосунова

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

В. Стрижов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН

Email: usovev@gmail.com
俄罗斯联邦, Москва

参考

  1. Epstein M. The Growth and Decay of a Frozen Layer in Forced Flow // Int. J. Heat Mass Transfer. 1976. V. 19. P. 1281.
  2. Epstein M., Hauser G.M. The Melting of Finite Steel Slabs in Flowing Nuclear Reactor Fuel // Nucl. Eng. Des. 1979. V. 52. P. 411.
  3. Usov E.V., Butov A.A., Lezhnin S.I., Lobanov P.D. Solving the Stefan Problem in the Relation to Melting of Fuel Elements of Fast Nuclear Reactors // J. Eng. Themophys. 2018. V. 27. № 4. P. 545.
  4. Bottoni M. Calculation of Temperature Distribution in a Melting Clad with the Pekeris–Slichter Series Expansion Method // Nucl. Eng. Des. 1977. V. 43. P. 249.
  5. Vlasichev G.N. Numerical Simulation of the Motion and Solidification of Melted Fuel During a Serious Accident in a Fast Reactor // Atomic Energy. 2001. V. 90. № 5. P. 357.
  6. Ishii M., Chen W.L., Grolmes M.A. Molten Clad Motion Model for Fast Reactor Loss-of-flow Accidents // Nucl. Sci. Eng. 1976. V. 60. № 4. P. 435.
  7. Усов Э.В., Бутов А.А., Чухно В.И. и др. Моделирование плавления ТВЭЛа быстрого реактора и затвердевания образующегося расплава с помощью модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/V2 // Атомная энергия. 2018. Т. 124. №3. С. 123.
  8. Усов Э.В., Бутов А.А., Чухно В.И. и др. Моделирование перемещения расплава по поверхности ТВЭЛа быстрого реактора при тяжелой аварии с помощью модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/V2 // Атомная энергия. 2018. Т. 124. № 4. С. 197.
  9. Усов Э.В., Лобанов П.Д., Прибатурин Н.А. Развитие подходов к анализу движения расплава по поверхности тепловыделяющего элемента // Теплоэнергетика. 2021. № 4. С. 27.
  10. Zhdanov V.S., Klimonov I.A., Lezhnin S.I. et. al. Computation-and-Experiment Study of Behavior of Molten Metal in Fuel Element and Fuel Assembly: Preliminary Experiments and Computational Models // J. Eng. Thermophys. 2020. V. 29. № 2. P. 209.
  11. Баттерворс Д., Хьюитт Г. Теплопередача в двухфазном потоке. М.: Энергия, 1980. 328 с.
  12. Ганчев Б.Г. Охлаждение элементов ядерных реакторов стекающими пленками. М.: Энергоатомиздат, 1987. 192 с.
  13. Усов Э.В., Бутов А.А., Чухно В.И. и др. Верификация на основе экспериментальных исследований модуля термического разрушения ТВЭЛа быстрого реактора SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/V2 // Атомная энергия. 2018. T. 124. № 5. C. 243.
  14. Бутов А.А., Жданов В.С., Климонов И.А. и др. Верификация кода ЕВКЛИД/V2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем // Теплоэнергетика. 2019. № 5. C. 16.
  15. Каплиенко А.В., Лемехов В.В., Черепнин Ю.С. Испытания ТВЭЛов с нитридным уран-плутониевым топливом в импульсном реакторе ИГР // Атомная энергия. 2023. Т.134. № 5–6. С. 207.
  16. Усов Э.В., Чухно В.И., Кудашов И.Г., Сычева Т.В. Модель для расчета скорости диссоциации нитридного топлива при высоких температурах // ТВТ. 2020. Т. 58. № 2. С. 238.
  17. Усов Э.В., Чухно В.И., Климонов И.А. и др. Численное исследование термического разрушения ТВЭЛов с нитридным топливом с использованием тяжелоаварийного модуля интегрального кода ЕВКЛИД/V2 // ТВТ. 2023. Т. 61. № 6. С. 898.
  18. Lunev A.V., Mikhalchik V.V., Tenishev A.V., Baranov V.G. Kinetic and Microstructural Studies of Thermal Decomposition in Uranium Mononitride Compacts Subjected to Heating in High-purity Helium // J. Nucl. Mater. 2016. V. 475. P. 266.
  19. Walter C.M., Kelman L.R. Penetration Rate Studies of Stainless Steel by Molten Uranium and Uranium-fissium Alloy // J. Nucl. Mater. 1962. V. 6. P. 281.
  20. Walter C.M., Dickerman C.E. TREAT Study of the Penetration of Molten Uranium and U/5 wt% Fs Alloy Through Type 304 Stainless Steel // Nucl. Sci. Eng. 1964. V. 18. P. 518.
  21. Walter C.M., Kelman L.R. The Interaction of Iron with Molten Uranium // J. Nucl. Mater. 1966. V. 20. P. 314.
  22. Kurata M., Nakamura K., OgataT. Thermodynamic Evaluation of the Quaternary U-Pu-Zr-Fe System -assessment of Cladding Temperature Limits of Metallic Fuel in a Fast Reactor // J. Nucl. Mater. 2001. V. 294. P. 123.
  23. Gurvich L.V., Veitz I.V.,Alcock C.B. Thermodynamic Properties of Individual Substances. 4 ed. V. 5. N.Y.: Hemisphere Publ. Co, 1989.

补充文件

附件文件
动作
1. JATS XML
下载
2. Fig. 1. Dependences of specific heat capacity on temperature of MOX (1) and SNUF (2) fuel and stainless steel (3).

下载 (146KB)
索引源数据
3. Fig. 2. Comparison of calculation results and experimental data on the IGR reactor: 1 – experiment, 2 – calculation.

下载 (160KB)
索引源数据
4. Fig. 3. Temperature distribution during the movement of the cladding melt along the fuel column: (a) – 2.82 s from the start of heating, MOX fuel; (b) – 2.96 s, MOX fuel; (c) – 2.04 s, SNUP fuel; (d) – 2.2 s, SNUP fuel; solid lines are isotherms.

下载 (969KB)
索引源数据
5. Fig. 4. Maximum cladding temperature: 1 – MOX fuel, 2 – SNUF fuel.

下载 (113KB)
索引源数据
6. Fig. 5. The rate of dissolution of steels in the melt U: 1 – experimental data [21], 2 – results of calculations according to (8).

下载 (107KB)
索引源数据
7. Fig. 6. Distribution of materials during the eutectic interaction of uranium with stainless steel: (a) – 0 s, initial distribution; (b) – 0.07 s; (c) – 0.16 s; (d) – 0.34 s; 1 – uranium melt, 1600°C; 2 – solid stainless steel, 3 – eutectic mixture.

下载 (809KB)
索引源数据
8. Fig. 7. Distribution of materials during thermochemical melting of a fuel element: (a) – 0 s, initial distribution; (b) – 15 s.

下载 (357KB)
索引源数据

版权所有 © Russian Academy of Sciences, 2024