Моделирование перестройки структуры оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность

05.06.2024 2024 - №02 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

В.И. Фоломеев С.М. Ганина Н.Э. Астахова

https://doi.org/10.26583/npe.2024.2.16

Существует массив экспериментальных данных, подтверждающих особенность поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность. При первом выходе реактора на мощность и возрастании температуры таблетки оксидного топлива растрескиваются из-за значительного температурного градиента. Последующие изменения связаны с накоплением и перераспределением продуктов деления, что проявляется в изменении пористости топливной матрицы и образовании (или увеличении диаметра) центрального отверстия. На основании опубликованных материалов, посвященных исследованию свойств и особенности поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность, предложена методика учета изменения пористости оксидного топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки. Выполнено тестирование методики на примере реального эксперимента по перераспределению пористости по радиусу топливной таблетки. Поскольку на величину максимальной температуры топлива наличие и величина внутреннего отверстия топливной таблетки и изменение пористости топливной матрицы оказывают заметное влияние, учет перестройки оксидного топлива в расчетном моделировании работы твэлов под облучением позволяет более корректно оценивать работоспособность твэла в целом. Предложенная методика может быть использована в программах расчета напряженно-деформированного состояния (НДС) твэлов для учета изменения пористости топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки.

Ссылки

1. Freund D. Fast reactor fuel structure evolution under irradiation. // Kerntechnik. – 1990. – Vol. 55. – Iss. 6. – РР. 350 – 357. DOI: https://doi.org/10.1515/kern-1990-550612
2. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоиздат, 1987. – 208 с.
3. Кинев Е.А. Структура таблеточного оксидного топлива и его коррозионное воздействие на оболочку твэла БН-600. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2011. – No1. – С. 169–176. Электронный ресурс: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2011/01.pdf (дата доступа 15.03.2024). сле эксплуатации в реакторе БН-600. // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2004. – Вып. 2 (63). – С. 173 – 180.
4. Olander Donald R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements. Published by Technical Information Center, Office of Public Affairs Energy Research and Development Administration. The United States of America. April 1976. DOI: https://doi.org/10.2172/7343826
5. Parrish R.J., Cappia F., Aitkaliyeva A. Comparison of radial effects of burnup on fast reactor MOX fuel microstructure and solid fission products. // Journal of Nuclear Materials.– 2020.– Vol.531. – PP. 1–8. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152003
6. Cappia F., Tanaka K., Kato M., McClellan K., Harp J. Post-irradiation examinations of annular mixed oxide fuels with average burnup 4 and 5% FIMA. // Journal of Nuclear Materials. – 2023.– Vol. 533. – PP. 1 – 14. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152076
7. Venkiteswaran C.N., Jayaraj V.V., Ojha B.K., Anandaraj V., Padalakshmi M., Vinodkumar S., Karthik V., Vijaykumar Ran, Vijayaraghavan A., Divakar R., Johny T., Joseph Jojo, Thirunavakkarasu S., Saravanan T., Philip John, Rao B.P.C., Kasiviswanathan K.V., Jayakumar T. Irradiation performance of PFBR MOX fuel after 112GWD/t burn-up. // Journal of Nuclear Materials.– 2014. – Vol. 449.– PP. 31–38. DOI: https:// dx.doi.org/10.1016/j.jnucmat.2014.01.045
8. Magni A., Barani T., Del Nevo A., Pizzocri D., Staicu D., Van Uffelen P., Luzzi L. Modelling and assessment of thermal conductivity and melting behaviour of MOX fuel for fast reactor applications. // Journal of Nuclear Materials. 2020. – Vol. 541.– PP. 1 – 13. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152410
9. Bonev P., Chauvin N., Staicu D., Dahms E., Montagnier G., Papaioannou D., Dumas J-C., Boukhris I., Viallard I., Lainet M., Lamontagne J., Hanifi K. New recommendation for the thermal conductivity of irradiated (U,Pu)O2 fuels under fast reactor conditions / Comparison with recent experimental data. // Journal of Nuclear Materials. – 2023. – Vol. 577. – PP. 1 – 11. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154326
10. Lackey W.J., Homan F.J., Olsen A.R. Porosity and actinide redistribution during irradiation of (U, Pu) O2. // Nuclear Technology. – 1972. – Vol. 16. – PP. 120 – 142. DOI: https://doi.org/10.13182/NT72-A31181
11. Philipponneau Y. Thermal conductivity of (U,Pu)O2-x mixed oxide fuel. // Journal Nuclear Materials. –1992. – Vol. 188. – PP. 194 – 197. DOI: https://doi.org/10.1016/0022-3115(92)90470-6

оксидное топливо пористость реструктуризация твэл топливная таблетка экспериментальные данные напряженно-деформированное состояние (НДС)

Ссылка для цитирования статьи: Фоломеев В.И., Ганина С.М., Астахова Н.Э. Моделирование перестройки структуры оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2024. – № 2. – С. 202-212. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.2.16 .