Метод расчета напряженно-деформированного состояния цилиндра при аппроксимации скоростей напряжений и перемещений квадратичными функциями радиуса

28.03.2023 2023 - №01 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

С.М. Ганина Л.М. Забудько Е.Е. Мариненко В.И. Фоломеев

https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.10

Предложен метод решения задачи напряжённо-деформированного состояния цилиндра в двумерной rz-постановке, основанный на аппроксимации скоростей изменения радиальных напряжений и перемещений квадратичными функциями в пределах слоя по радиусу. Использованная дискретная аппроксимация позволяет упростить формальные вычисления при получении результирующих систем уравнений, сократить время расчёта при сохранении высокой точности вычисления параметров. На примере аналитического теста, а также на примере расчета напряженно-деформированного состояния экспериментального твэла со смешанным уран-плутониевым нитридным топливом реактора БН-600 показано, что точность решения системы уравнений с использованием квадратичной аппроксимации даже при малом количестве точек (< 50) по радиусу не хуже чем решение системы с использованием линейной аппроксимации при существенно большем количестве (> 200) точек по радиусу. Предложенные модель и метод расчёта НДС цилиндра могут быть использованы в программах расчёта НДС твэлов с различными видами топлива быстрого реактора для увеличения точности при существенном сокращении времени расчёта, что важно при проведении многочисленных параметрических исследований, а также при использовании инженерных кодов в составе интегральных кодов.

Ссылки

1. Лихачёв Ю.И., Пупко В.Я. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. – М.:, Атомиздат, 1975. – 277 с.
2. Тимошенко С.П. Сопротивление материалов. Том 2. Более сложные вопросы теории и задачи. – М.: Наука, 1965. – 480 с.
3. Ganina S.M., Folomeev V.I., Marinenko E.E., Zabudko L.M. Problems of Calculation Modelling of Nitride Fuel Performance: DRAKON Code. / Труды IAEA-CN245-63, FR17, June 2017, Yekaterinburg, Russia. Электронный ресурс: https://conferences.iaea.org/event/126/contributions/3642/ (дата доступа 25.07.2022).
4. Rogozkin B.D., Stepennova N.M., Fedorov Yu.Ye., Shishkov M.G., Kryukov F.N., Kuzmin S.V., Nikitin O.N., Belyaeva A.V., Zabudko L.M. Results of Irradiation of (U0.55Pu0.45)N and (U0.4Pu0.6)N Fuels in BOR-60 up to ~ 12 at % Burn-up. // Journal of Nuclear Materials. – 2013. – Vol. 440. – Iss. 1-3. – PP 445-456. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.04.033 .
5. Грачев А.Ф., Жеребцов А.А, Забудько Л.М. и др. Результаты исследования твэлов типа БРЕСТ со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, облученных в БОР-60 и БН-600. // Атомная энергия. – 2018. Т. 125. – Вып. 5. – С. 278-284.
6. Адамов Е.О., Беляева А.В.., Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Иванов Ю.А., Крюков Ф.Н., Лачканов Е.В., Мариненко Е.Е., Мочалов Ю.С., Поролло С.И., Скупов М.В. Основные итоги выполнения комплексной программы расчетно-экспериментального обоснования твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым (СНУП) топливом реакторов БН-1200 и БРЕСТ. // Атомная энергия. – 2021. – Т. 131. – Вып. 5. – С. 265-270.
7. Zabudko L.M.,. Grachev A.F, Zherebtsov A.A. et al. Status on performance study of mixed nitride fuel pins of BREST reactor type. // Nuclear Engineering and Design. – 2021. – Vol. 384. – 111430. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111430 .
8. Болдырев А.В., Задорожный А.В., Озрин В.Д., Тарасов В.И., Долинский И.О., Чернов С.Ю. Валидация кода БЕРКУТ на результатах послереакторных исследований твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, облученных в БН-600. // Атомная энергия. – 2019. – Т. 127. – Вып. 6. – С. 322-327.
9. Lainet M., Michel B., Dumas J5C., Samuelsson K., Pelletier M. Current status and progression of GERMINAL fuel performance code for SFR oxide fuel pins. / Труды IAEA-CN245-222, FR17, June 2017, Yekaterinburg, Russia. Электронный ресурс: https://conferences.iaea.org/event/126/contributions/3697/ (дата доступа 25.07.2022).
10. Matthews C., Galloway J., Unal C., Novascone S., Williamson R. BISON for Metallic Fuels Modeling. / Труды IAEA-CN245-366, FR17, June 2017, Yekaterinburg, Russia. Электронный ресурс: https://conferences.iaea.org/event/126/contributions/3512/ (дата доступа 25.07.2022).

напряженно деформированное состояние аппроксимация система дифференциальных уравнений алгоритм решения аналитический тест твэл смешанное нитридное уран плутониевое топливо быстрый реактор код ДРАКОН

Ссылка для цитирования статьи: Ганина С.М., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е., Фоломеев В.И. Метод расчета напряженно-деформированного состояния цилиндра при аппроксимации скоростей напряжений и перемещений квадратичными функциями радиуса. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 1. – С. 121-131. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.10 .