Исследование теплопередачи в твэлах с керамическим топливом при переменных тепловых нагрузках

УДК: 
621.039.548

Номер журнала:

Аннотация: 

Приведено описание методики измерения в лабораторных условиях контактного давления и термической проводимости между топливными таблетками из UO2 и оболочкой твэлов при изменении мощности. Показано, что при достижении определенного уровня мощности топливные втулки растрескиваются, зазор сокращается вплоть до механического контакта фрагментов втулки с оболочкой, контактное давление между ними увеличивается с ростом уровня и количества циклов изменения мощности. Изложены и обсуждены результаты анализа расчетных моделей теплопередачи между топливом и оболочкой.

Ссылки: 
1. Fresley M. A Comparison of Pellet and Vipac Nuclear Fuels//Nucl. Eng. and Design. – 1975. – 21 (2). – Р. 264 – 278.
2. Homan F.J., Cox C.M. and Lackey W.J. Comparisons Between Predicted and Measured Fuel Pin Performance. In Fast Reactor Fuel Element Technology ANS, New Orleans, Lousiana, April 1971. – Р. 243 – 258.
3. Fitts R.B. et al. Thermal Performance and Restructuring of Pellet and SpherePac Fuels//Trans. Am. Nucl. Soc. – 1970. – 13. – 549.
4. Lepsсky C. et al. Experimental Investigation of InReactor Molten Fuel Performance//Nucl. Techn. – 1972. – 16 (2). – Р. 367-395.
5. Спиридонов С.Г., Цыканов В.А., Фомин Н.А., Самсонов Б.В., Абанькин А.К. Внутриреакторные исследования теплофизических характеристик твэлов на основе двуокиси урана/В кн. «Опыт эксплуатации АЭС и пути дальнейшего развития атомной энергетики». – М.: Издание ФЭИ, 1974.
6. Lassman K. URANUS – A computer program for the thermal and mechanical analysis of the fuel rods in a nuclear reactor//Nucl. Eng. Design. – 1978. – 45. – Р. 325-342.
7. Харитонов В.В., Кокорев Л.С., Дельвин Н.Н. О роли коэффициента аккомодации в контактном теплообмене//Атомная энергия. – 1973. – Т. 35. – Вып. 5. – С. 360 – 361.
8. MATPRO09, a handbook of materials properties for use in the analysis of LWR fuel rod behavior. – NUREG, 1976.
9. Ross A.M. Heat transfer coefficient between UO2 and zircaloy-2/A.M. Ross, R.L. Stoute. – CRED, 1962.
10. Lassman K. Zum Warmedurchgang im Bereich zwischen Hulle und Brennstoff eines Brennstabes. Warmeund Stoffubertragung, 12, (1979), 185-202
11. Bibilashvily U.E., Medvedev A.V., Bogatyr S.I., Kouznetsov V.I., Khvostov G.A. START3 Code Gap Conductance Modelling/Proc. of the Seminar on Thermal Performance of High Burnup LWR Fuel. 36 March 1998, Cadarache, France
12. Мотоэ Сузуки. Моделирование поведения твэла легководного реактора в различных режимах нагружения. – Одесса: «Астропринт», 2010
13. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1977.
14. Попов В.В., Румянцев В.Н., Савлов М.Н., Хмелевский М.Я. Экспериментальное изучение трещиностойкости и термического взаимодействия диоксидного топлива и оболочки при переход ных режимах/Труды IX Межнационального совещания «Радиационная физика твердого тела»/ Под ред. д.т.н. Г.Г. Бондаренко (г. Севастополь, 28 июня – 3 июля 1999 г.). – М., 1999. – С. 1192-1196.
15. Попов В.В., Румянцев В.Н., Савлов М.Н., Хмелевский М.Я. Экспериментальные внереакторные исследования термомеханического взаимодействия растреснутого диоксидного топлива и оболочки из сплава Э110/В сб. докладов VI Российской конференции по реакторному материаловедению (11-15 сентября 2000 г. г. Димитровград). – 2001. – Т. 2. – Ч. 3. – С. 3-9.
16. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учеб. пособие для студентов специальностей 14.03.05 – Ядерные реакторы и энергетические установки, 14.04.04 – Атомные энергетические станции и установки / Под общ. ред. проф. П.Л. Кириллова; 2 изд., перераб. и доп. – М.: ИздАт, 2007. – 200 с.
17. Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов: Учеб. пособие для вузов. – М., Энергоатомиздат, 1985.
18. Шлыков Ю.П., Ганин Е.А., Царевский С.Н. Контактное термическое сопротивление. – М.: Энергия, 1977.

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте