Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Модель осевого нагружения оболочки твэла вследствие трения нитридных топливных таблеток с оболочкой твэла быстрого реактора

17.09.2026 2026 - №03 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

В.И. Фоломеев С.М. Ганина А.Г. Исаков Л.М. Забудько Е.Е. Мариненко

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.15

УДК: 621.039.534

Работа является продолжением темы расчетной оценки формоизменения твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом. Интерес к этой теме вызван фактами специфического формоизменения нитридных твэлов – заметным превышением в длине и более высокой эллипсностью оболочки по сравнению с оксидными твэлами. Предполагается, что такие эффекты появляются вследствие локального механического воздействия на оболочку со стороны топливных таблеток. Предлагается к рассмотрению модель (модель трения), которая предполагает контактное взаимодействие оболочки и топлива через осевую силу, возникающую из-за трения при случайном смещении топливных таблеток. В силу неопределенности коэффициентов трения в модели присутствует параметр - эффективный коэффициент трения Eff, обеспечивающий линейную связь между осевой силой и силой точечного контактного взаимодействия оболочки и топлива. Параметр подбирается на основе анализа экспериментальных данных по удлинению облученных твэлов. Представлены результаты расчетов твэла по программе ДРАКОН с использованием модели трения на основе послереакторных исследований твэлов типа реактора БРЕСТ-ОД-300 с оболочкой из стали ферритно-мартенситного класса ЭП823-Ш и смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, облученных в составе экспериментальной тепловыделяющей сборки ЭТВС-11 в реакторе БН-600 до максимального выгорания 9% т.ат. и максимальной повреждающей дозы 107,6 сна.

Ссылки

  1. Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Глушенков А.Е., Иванов Ю.А, Киреев Г.А., Скупов М.В., Гильмутдинов И.Ф., Гринь П.И., Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н. Исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в рамках проекта «ПРОРЫВ». Атомная энергия. 2017;122(3):156–167. EDN: YJJZIJ. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/687/666 (дата обращения 08.07.2026).
  2. Kryukov F.N., Belyaeva A.V., Skupov M.V., Zabudko L.M., Mochalov Yu.S. Results of post-irradiation examinations of mixed nitride pins with gas and liquid metal sub-layers. Nuclear Engineering and Design. 2021;384:111463. EDN: DCJFJT. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111463
  3. Zabudko L.M., Grachev A.F., Zherebtsov A.A., Lachkanov E.V., Mochalov Yu.S., Skupov M.V., Ivanov Yu.A., Kryukov F.N., Zvir E.A. Status on performance study of mixed nitride fuel pins of BREST reactor type. Nuclear Engineering and Design. 2021;384:111430. EDN: DCJFJT. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111430
  4. Kerrisk F., Barner J.O., Petty R.L. Cladding ovalities in advanced liquid-metal fast breeder reactor fuel elements. Nuclear Technology. 1976;30(3):361–375. DOI: https://doi.org/10.13182/NT76-A31650
  5. Tanaka K., Maeda K., Katsuyama K., Inoue M., Iwai T., Arai Y. Fission gas release and swelling in uranium-plutonium mixed nitride fuels. J. Nucl. Mater. 2004;327(2-3):77–87. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.01.002
  6. Fromont M., Lamontagne J., Asou M., Aubrun I. Behaviour of Uranium-Plutonium Mixed Nitride and Carbide Irradiated in Phenix. Proceedings of GLOBAL-2005, October 9–13, 2005, Tsukuba, Japan, №329.
  7. Фоломеев В.И., Ганина С.М., Исаков А.Г., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е. Модель осевого взаимодействия нитридной топливной таблетки с оболочкой твэла быстрого реактора вследствие заклинивания. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2024;4:168–179. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.4.14
  8. Тутнов А.А., Ульянов А.И. Термомеханика твэлов энергетических реакторов. Атомная энергия. 1987;62(5):326–333. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t62-5_1987/p326/ (дата обращения 09.07.2026).
  9. Лиханский В.В., Сорокин А.А., Зборовский В.Г., Улыбышев К.Е. Строжук А.В. Моделирование термомеханического поведения твэлов с выгорающим поглотителем на основе оксида гадолиния в коде РТОП-СА. ВАНТ. Ядерно-реакторные константы. 2021;4:35–46. EDN: ZIYLAF.
  10. Гмурман В.Е. Теория вероятностей и математическая статистика. Издание 4-е, доп. Учебное пособие для вузов. М., «Высшая школа», 1972, 217 с.
  11. Лихачев Ю.И., Пупко В.Я. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975, 278 с.
  12. Ganina S.M., Folomeev V.I., Marinenko E.E., Zabudko L.M. Problems of Calculation Modelling of Nitride Fuel Performance: DRAKON Code. In Proc. International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), (Proc. Int. Conf., Yekaterinburg, 2017), IAEA, Vienna (2018), Paper CN24563. URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/49/085/49085765.pdf?r=1 (дата обращения 09.07.2026).
  13. Ганина С.М., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е., Фоломеев В.И. Математическая модель и метод расчета напряженно-деформированного состояния твэла быстрого реактора при аппроксимации скоростей изменения радиальных напряжений и перемещений квадратичными функциями радиуса. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2023;1:121–131. EDN: CATPXE. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.10
  14. Солонин С.И. Метод гистограмм. Электронное издание. Уральский Федеральный Университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина. Екатеринбург, 2014. EDN: VGSBSF. URL: https://elar.urfu.ru/bitstream/10995/36132/1/solonin_2_2014.pdf (дата обращения 09.07.2026).
  15. Официальная электронная документация для ПК ABAQUS 6.13 (лицензия на использование № S100001227). Dassault Systèmes, 2013.
  16. Адамов Е.О., Каплиенко А.В., Орлов В.В., Смирнов В.С., Лопаткин А.В., Лемехов В.В., Моисеев А.В. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ: от концепции к реализации технологии. Атомная энергия. 2020;129(4):185–194. EDN: PGQMMY. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3582/4518 (дата обращения 10.07.2026)

смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо заклинивание трение твэл топливная таблетка послереакторные исследования (ПРИ) удлинение напряженно-деформированное состояние (НДС) модель верификация оболочка

Ссылка для цитирования статьи: Фоломеев В.И., Ганина С.М., Исаков А.Г., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е. Модель осевого нагружения оболочки твэла вследствие трения нитридных топливных таблеток с оболочкой твэла быстрого реактора. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 3. – С. 207-219. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.15 .

Открыть PDF файл