Numerical Investigation of Cladding Ballooning and Burst in VVER and PWR Fuel Rods in Experiments with Various Loading Conditions

K. S. Dolganov; Долганов К. С.; A. E. Tarasov; Тарасов А. Е.; A. V. Kapustin; Капустин А. В.; D. Yu. Tomashchik; Томащик Д. Ю.

doi:10.31857/S0002331023030044

Numerical Investigation of Cladding Ballooning and Burst in VVER and PWR Fuel Rods in Experiments with Various Loading Conditions

作者: Dolganov K.S.¹, Tarasov A.E.¹, Kapustin A.V.¹, Tomashchik D.Y.¹
隶属关系:
1. Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences
期: 编号 3 (2023)
页面: 57-78
栏目: Articles
URL: https://kazanmedjournal.ru/0002-3310/article/view/660202
DOI: https://doi.org/10.31857/S0002331023030044
EDN: https://elibrary.ru/SZVRQO
ID: 660202

如何引用文章

全文:

开放存取

##reader.subscriptionAccessGranted##
受限制的访问

订阅存取

详细
作者简介
参考
补充文件
统计

详细

The paper presents the results of numerical modeling for ballooning and burst of fuel rods claddings made of domestic and foreign alloys. The integral code SOCRAT-V1/V2 is used as a means of modeling. The uncertainty analysis of the calculation results to input uncertainties of the temperature and pressure measurements was performed. The modeling results demonstrate a good qualitative and quantitative compliance with measured times of cladding failure under partial core uncovery conditions. The results of SOCRAT-V1/V2 validation evidence on the importance of performing new experiments for domestic fuel rod cladding ballooning and burst.

关键词

fuel rod, cladding burst, thermal mechanics, SOCRAT, validation, uncertainty analysis

参考

Perez-Feró E. et al. Experimental database of E110 Claddings under Accident Conditions, Report EK-FRL-2011-744-01/04, MTA EK, Budapest, April 2012.
Hózer Z. et al. Ballooning Experiments with VVER Cladding, Nuclear Technology, 2005. 152:3. P. 273–285.
Stuckert J. et al. Results of the QUENCH-LOCA Experimental Program at KIT, Journal of Nuclear Materials, 2020. P. 534.
https://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1799, ссылка активна по состоянию на 29.08.2022.
Markiewicz M.E., Erbacher F.J. Experiments on Ballooning in Pressurized and Transiently Heated Zircaloy-4 tubes (KFK–4343). Germany, 1988.
Veshchunov M.S., Kiselev A.Ye. et. al. “SVECHA” Code Package, Modeling of Core Degradation Phenomena at Severe Accidents // Proceedings of NUREG-7, 1995. V. 3. P. 1914–1929.
Yamshchicov N., Boldirev A., Komarov O. The Modelling of Fuel Cladding Deformation Behavior under Severe Accident, Preprint NSI-2-93, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Moscow, 1993.
Воробьев Е.В. Кинетика ползучести и неустойчивость циркониевых труб под давлением. Дис. канд. физ.-мат. наук, НИТУ МИСиС, Москва, 2019 г.
Маркелов В.А. Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности твэлов, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива, Дис. д.т.н., Москва, 2010 г.
Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer – V&V 20, ASME, 2009.
Долганов К.С., Киселев А.Е., Рыжов Н.И., Томащик Д.Ю., Филиппов М.Ф., Чалый Р.В., Юдина Т.А., Шевченко С.А., Яшников Д.А., Козлова Н.А. Оценка возможности кода СОКРАТ моделировать процессы растворения диоксидуранового топлива жидким цирконием, Атомная энергия, 2018. Т. 125. № 2. С. 79–85.
Тарасов А.Е., Чалый Р.В., Томащик Д.Ю., Долганов К.С., Киселев А.Е., Семишкин В.П., Пантюшин С.И., Быков М.А. Исследование термомеханического поведения оболочек твэлов ВВЭР с помощью кода СОКРАТ/В1. – ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2019. № 2.
Fuel Modelling in Accident Conditions (FUMAC). IAEA TECDOC-1889, Vienna, 2019.
Stuckert J., Austregesilo H., Bals Ch., Hollands Th., Kiselev A., Tomashchik D., Yudina T. Post-test analyses of the CORA-15 bundle test with the system codes ATHLET-CD and SOCRAT, NED. 2019. T. 342. P. 320–335.
Тутнов Ан.А., Тутнов Ал.А., Алексеев Е.Е. Верификация программного комплекса PULSAR+, Атомная энергия, 1997. Т. 83. № 2.
Asmolov V., Yegorova L., Kaplar E., Lioutov K., Smirnov V., Prokhorov V. and Goryachev A. Development of Data Base with Mechanical Properties of Un-and Preirradiated VVER cladding, Proceed-ings of the 25th Water Reactor Safety Information Meeting, Bethesda, Maryland, USA. NUREG/CP-0162, 1998. V. 2.
Афанасьев П.Г., Денискин В.П., Константинов В.С. и др. Моделирование поведения 37-ми твэльной сборки в авариях большой течи на стенде ПАРАМЕТ, Сб. трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, Подольск, 2001.
Соляный В.И., Андреева-Андриевская Л.Н., Бибилашвили Ю.К., Салатов А.В., Тонков В.Ю. Блокировка проходного сечения ТВС реактора ВВЭР при аварии с потерей теплоносителя. М.: Атомная энергия, 1989. Т. 66. № 6. С. 383–388.
Troyanov V. et. al. Experimental study of the core structure behaviour in LOCA conditions, Proceedings of a Technical Committee meeting held in Dimitrovgrad, Russion Federation, 9–13 October 1995, IAEA-TECDOC-921. Vienna, 1996. P. 153–163.