Численное исследование термического разрушения ТВЭЛов с нитридным топливом с использованием тяжелоаварийного модуля интегрального кода ЕВКЛИД/V2

Обложка

Цитировать

Полный текст

Открытый доступ Открытый доступ
Доступ закрыт Доступ предоставлен
Доступ закрыт Доступ платный или только для подписчиков

Аннотация

В работе представлены подходы, которые могут быть использованы для анализа поведения ТВЭЛов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом во время аварийных ситуаций, сопровождающихся термическим разрушением ТВЭЛов. Приведены результаты валидации на доступных в настоящее время данных. Оценена погрешность расчетов по результатам валидации. На базе валидированной модели представлены результаты численного исследования особенностей разрушения ТВЭЛов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом для условий аварий, характерных для реакторных установок с натриевым и свинцовым теплоносителями.

Об авторах

Э. В. Усов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Email: usovev@gmail.com
Россия, Москва

В. И. Чухно

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Email: usovev@gmail.com
Россия, Москва

И. А. Климонов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Email: usovev@gmail.com
Россия, Москва

Д. П. Вепрев

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Email: usovev@gmail.com
Россия, Москва

Н. А. Мосунова

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Email: usovev@gmail.com
Россия, Москва

В. Ф. Стрижов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Автор, ответственный за переписку.
Email: usovev@gmail.com
Россия, Москва

Список литературы

  1. Бутов А.А., Жданов В.С., Климонов И.А. и др. Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде ЕВКЛИД/V2 // Теплоэнергетика. 2019. № 5. С. 5.
  2. Алипченков В.М., Анфимов А.М., Афремов Д.А. и др. Базовые положения, текущее состояние разработки и перспективы дальнейшего развития теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM для моделирования реакторных установок на быстрых нейтронах // Теплоэнергетика. 2016. № 2. С. 54.
  3. Veprev D.P., Boldyrev A.V., Chernov S.Y., Mosunova N.A. Development and Validation of the Berkut Fuel Rod Module of the EUCLID/V1 Integrated Computer Code // Ann. Nucl. Energy. 2018. V. 113. P. 237.
  4. Koltashev D.A., Stakhanova A.A. Neutronic Calculation of Fast Reactors by the EUCLID/V1 Integrated Code // J. Phys.: Conf. Ser. 2017. V. 781. P. 012003.
  5. 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.
  6. 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.
  7. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Бергман Г.А., Прошкин А.А. Термохимическая стабильность, изготовление и регенерация мононитридного топлива // Атомная энергия. 2003. Т. 95. Вып. 6. С. 428.
  8. 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.
  9. Krivov M.P., Kireev G.A., Tenishev A.V. et al. Thermogravimetric Study of Mixed Uranium‒Plutonium Fuel for Prospective Generation IV Reactors // J. Nucl. Mater. 2022. V. 567. 153798.
  10. Suzuki Ya., Maeda A., Arai Ya., Ohmichi T. Vaporization Behavior of Uranium–Plutonium Mixed Nitride // J. Nucl. Mater. 1992. V. 188. P. 239.
  11. Hayes S.L., Thomas J.K., Peddicord K.L. Material Property Correlations for Uranium Mononitride IV. Thermodynamic Properties // J. Nucl. Mater. 1990. V. 171. P. 300.
  12. Olson W.M., Mulford R.N.R. The Decomposition Pressure and Melting Point of Uranium Mononitride // J. Phys. Chem. 1963. V. 67. № 4. P. 952.
  13. Garner F.H., Suckling R.D. Mass Transfer from a Soluble Solid Sphere // AIChE Journal. 1958. V. 4. № 1. P. 114.
  14. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: ИздАт, 2007. 200 с.
  15. Carvajal U., Prieur D., Bohler R., Manara D. Melting Point Determination of Uranium Nitride and Uranium Plutonium Nitride: A Laser Heating Study // J. Nucl. Mater. 2014. V. 449. P. 1.
  16. Альмяшев В.И., Хабенский В.Б., Крушинов Е.В. и др. Экспериментальное исследование высокотемпературного взаимодействия стали со свинцовым теплоносителем // ТВТ. 2021. Т. 59. № 5. С. 762.
  17. Баланкин С.А., Лошманов Л.П., Скоров Д.М., Соколов В.С. Термодинамическая стабильность мононитрида урана // Атомная энергия. 1978. Т. 44. № 4. С. 327.
  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. Baranov V.G., Lunev A.V., Mickhalchik V.V., et al. High Temperature Behavior of Simulated Mixed Nitrides // IOP Conf Ser.: Mater. Sci. Eng. 2016. V. 130. P. 012022.
  20. Baranov V.G., Tenishev A.V., Kuzmin R.S. et al. Thermal Stability Investigation Technique for Uranium Nitride // Ann. Nucl. Energy. 2014. V. 87(2). P. 784.
  21. Mikhalchik V.V., Tenishev A.V., Baranov V.G., Kuzmin R.S. High Temperature Uranium Nitride Decomposition // Adv. Mater. Res. 2014. V. 1040. P. 47.
  22. Вурим А.Д., Жданов В.С., Зверев В.В. и др. Результаты испытаний модельных твэлов реактора типа БРЕСТ-300 в реакторе ИГР // Вестн. НЯЦ РК. 2000. Вып. 1. С. 25.
  23. Курчатов И.В., Фейнберг С.М., Долежаль Н.А и др. Импульсный графитовый реактор ИГР // Атомная энергия. 1964. Т. 17. № 6. С. 463.

Дополнительные файлы


© Э.В. Усов, В.И. Чухно, И.А. Климонов, Д.П. Вепрев, Н.А. Мосунова, В.Ф. Стрижов, 2023