DOI: 10.55176/2414-1038-2021-4-35-46
Авторы
Лиханский В.В.1,2, Сорокин А.А.1,2, Зборовский В.Г.2, Улыбышев К.Е.1, Строжук А.В.3
Организация
1 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
2 ФГБУН «Физический институт имени П.Н. Лебедева Российской академии наук», Москва, Россия
3 АО «Научно-исследовательский институт ядерных реакторов», Димитровград, Россия
Лиханский В.В.1,2 – начальник отдела, доктор физико-математических наук.
Сорокин А.А.1,2 – начальник лаборатории, кандидат физико-математических наук. Контакты: 108841, Москва, Октябрьский проспект, д. 23, кв. 60. Тел.: (916) 239-41-84; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Улыбышев К.Е.1 – старший научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Зборовский В.Г.2 – высококвалифицированный научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Строжук А.В.3 – начальник лаборатории.
Аннотация
Представлено описание кода РТОП-СА, предназначенного для моделирования поведения тепловыделяющих элементов с (U, Gd)O2 топливом (твэгов). Приведены результаты верификации программы на экспериментальных данных, полученных на исследовательском реакторе в Халдене и послереакторных исследований топлива ВВЭР. Опыт эксплуатации уран-гадолиниевого топлива показал, что могут наблюдаться отличия в термомеханическом поведении твэлов и твэгов в ходе первого – второго топливных циклов. Возможен ускоренный рост длины оболочек твэгов по сравнению с твэлами. Для моделирования термомеханического поведения твэгов под облучением развиты модели, описывающие особенности уран-гадолиниевого топлива.
Для расчетов эволюции тепловыделения в твэгах в коде реализована модель выгорания изотопов гадолиния 155Gd, 157Gd. Разработанная модель позволяет, не прибегая к детальным нейтронно-физическим вычислениям, описывать выгорание изотопов гадолиния и эволюцию распределения тепловыделения по радиусу топливных таблеток. В моделях учитывается влияние содержания оксида гадолиния на теплофизические и механические свойства топлива. Выполненные по коду РТОП-СА расчеты согласуются с результатами, полученными в экспериментах в Халдене по динамике центральной температуры топлива, давления газа под оболочкой, удлинению топливного столба и оболочки. Для описания ускоренного удлинения твэгов по сравнению с твэлами на начальных этапах эксплуатации топлива на АЭС с ВВЭР развита модель механического взаимодействия таблеток и оболочки с учетом несоосного расположения таблеток.
Ключевые слова
код РТОП-СА, моделирование поведения ядерного топлива, (U, Gd)O2 топливо, твэги, выгорание изотопов гадолиния 155Gd, 157Gd, термомеханическое поведение твэлов, удлинение оболочек твэгов, разновысотность твэлов и твэгов, неплотный механический контакт
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Likhanskii V., Sorokin A., Zborovskii V. et al. Simulation of the Power Profile in Gadolinium-Doped Fuel Rods with the Fuel Performance Code RTOP. Proc. of the 11th Int. Conf. WWER Fuel Performance: Modelling and Experimental Support. Bulgaria, 26 September – 03 October 2015, pp. 556–563.
- Volkov B., Tverberg T. Irradiation performance of commercial UO2 and UO2-Gd2O3 fuel (IFA-636); Data qualification and power recalibration. OECD Halden Reactor Project, 2002.
- Ieremenko M., Ovdiienko I. Cross-checking of the TRANSURANUS burn-up model for Gd-dopped UO2 WWER-1000 fuel based on results of HELIOS code. Proc. of the 10th Int. Conf. WWER Fuel, Performance, Modelling and Experimental Support. Bulgaria, 7–14 September 2013, p. 343.
- Hirai M., Ishimoto S. Thermal Diffusivity and Thermal Conductivity of UO2-Gd2O3. J. Nucl. Sci. Technology, 1991, vol. 28 (11), pp. 995–1000.
- Fink J.K. Thermal Conductivity and Thermal Diffusivity of Solid UO2. INSC Material Properties Database, 1999.
- Wiesenack W. Assessment of UO2 Conductivity Degradation Based on In-Pile Temperature 2 Data. Proc. of the ANS/ENS Int. Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Portland, Oregon, March 2–6, 1997, pp. 507–511.
- Волков Б.Ю., Йенсен Х., Рязанцев Е.П. и др. Исследование влияния структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность топлива ВВЭР и PWR. Атомная энергия, 2013, т. 114, вып. 6, с. 325–331.
- Девятко Ю.Н., Новиков В.В. и др. Модель радиационного уплотнения оксидного ядерного топлива. Ядерная физика и инжиниринг, 2015, т. 6, № 3–4, с. 139–153.
- Bibilashvili Yu.K., Kuleshov A.V., Milovanov O.V. et al. Investigation of thermal-physical and mechanical properties of uranium-gadolinium oxide fuel. Advanced fuel pellet materials and designs for water cooled reactors. IAEA-TECHDOC-1416. Proc. of a Technical Committee Meeting. Brussels, 2003, pp. 85–99.
- Рогозянов А.Я., Кобылянский Г.П., Нуждов А.А. Закономерности и механизмы радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплавов циркония. Физика и химия обработки материалов, 2008, № 2, с. 19–27.
- Рогозянов А.Я., Кобылянский Г.П., Новосёлов А.Е., Нуждов А.А., Кадарметов И.М., Медведев А.В. Исследования анизотропной термической и радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплава Zr-1 % Nb. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 2001, № 2 (79), с. 96–103.
- Rogozyanov A.Ya., Smirnov A.V., Kanashov B.A., Polenok V.S., Nuzhdov A.A. Use of the irradiation-thermal creep model of Zr-1 % Nb alloy cladding tubes to describe dimensional changes of WWER fuel rods. Journal of ASTM International, 2005, vol. 2, no. 3, paper ID JAI12426.
- Борисов А.В., Лиханский В.В., Сорокин А.А. Развитие моделей поведения топлива с выгорающими поглотителями в рамках топливного кода РТОП-СА. Труды конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», 2019, М.: ОА «НИКИЭТ», с. 104.
УДК 621.039.548
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2021, выпуск 4, 4:4
