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

Усов Э. В.; Чухно В. И.; Климонов И. А.; Вепрев Д. П.; Мосунова Н. А.; Стрижов В. Ф.

doi:10.31857/S0040364423060157

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

Authors: Усов Э.¹, Чухно В.¹, Климонов И.¹, Вепрев Д.¹, Мосунова Н.¹, Стрижов В.¹
Affiliations:
1. Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
Issue: Vol 61, No 6 (2023)
Pages: 897-903
Section: Heat and Mass Transfer and Physical Gasdynamics
URL: https://journals.rcsi.science/0040-3644/article/view/252390
DOI: https://doi.org/10.31857/S0040364423060157
ID: 252390

Cite item

Full Text

Open Access
Restricted Access

Access granted
Restricted Access

Subscription Access

Abstract
About the authors
References
Supplementary files
Statistics

Abstract

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.

References

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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
Suzuki Ya., Maeda A., Arai Ya., Ohmichi T. Vaporization Behavior of Uranium–Plutonium Mixed Nitride // J. Nucl. Mater. 1992. V. 188. P. 239.
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.
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.
Garner F.H., Suckling R.D. Mass Transfer from a Soluble Solid Sphere // AIChE Journal. 1958. V. 4. № 1. P. 114.
Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: ИздАт, 2007. 200 с.
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.
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.
Баланкин С.А., Лошманов Л.П., Скоров Д.М., Соколов В.С. Термодинамическая стабильность мононитрида урана // Атомная энергия. 1978. Т. 44. № 4. С. 327.
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.
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.
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.
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.
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.
Курчатов И.В., Фейнберг С.М., Долежаль Н.А и др. Импульсный графитовый реактор ИГР // Атомная энергия. 1964. Т. 17. № 6. С. 463.