Расчетное исследование температурных и геометрических характеристик топлива ВВЭР на АЭС «Козлодуй» (Болгария) при нормальных условиях эксплуатации

Г. Пассаж, С. Стефанова, П. Петков, А.С Щеглов, В. Н. Проселков

Аннотация


Описывается методика стационарного термомеханического расчета твэлов ВВЭР-440 и -1000 с помощью программы TRANSURANUS для получения зависимости температуры и радиуса твэлов от линейной мощности и выгорания. Эти зависимости предназначены для применения в нейтронно-физических расчетах ВВЭР на АЭС «Козлодуй» при стационарных и переходных режимах. Сопоставлены результаты по этой программе с расчетом по аттестованной программе TOPRA-s. Данные сопоставления показывают разумное согласие результатов расчета температуры топлива.

Полный текст:

PDF

Литература


Lassmann К. TRANSURANUS, a fuel rod analysis code ready for use. - J. Nucl. Mat., 1992, v. 188, p. 295-302.

Щеглов А.С. Программа расчета теплофизических характеристик поперечных сечений твэлов ВВЭР - TOPRA-s: Препринт ИАЭ-6172/4, 2000.

Scheglov A.S., Proselkov V.N. Code package to analyze behaviour of the WWER fuel rods in normal regimes of operation. TOPRA-s code. - In: Proc. of the Fourth Intern. Conf. on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Bulgaria, 1-5 October 2001, p. 220-228.

Scheglov A.S., Proselkov V.N. Methods and approaches to calculate dependencies of thermal-physical parameters of WWER-440 fuel rods versus burnup and linear heat rate. - In: Proc. of the 7th AER Symp. on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Germany, 23--26 September 1997, p. 749-758.

Шуберт А., Лассман К., Лаар Дж. и др. Верификация кода TRANSURANUS, используемого при анализе температурных эффектов в ядерном топливе. - Атомная техника за рубежом, 2004, № 9, с. 20-24.

Van Uffelen P., Bruynooghe C., Gyori Cs. e.a. Status and perspectives of fuel performance modelling at the Institute for transuranium elements. - In: Proc. of the 6th Intern. Conf. on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Albena, Bulgaria, 19-23 September 2005, Paper 3B.1.

Chantoin P., Turnbull J. The compilation of a public domain database on nuclear fuel performance for the purpose of code development and validation. - In: Proc. of the 1997 Intern. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, March 2-6 1997, USA, p. 515-522.

Scheglov A.S., Proselkov V.N., Bibilashvily Yu.K., Medvedev A.V. Corrected data base on the initial parameters, and irradiation history of the fuel rods of the fuel assemblies № 198 and 222 irradiated at Kola-3 for 4 and 5 years, respectively, and some data on the post-irradiation examination of the fuel rods of the above fuel assemblies. Международный банк данных реакторных экспериментов МАГАТЭ (IAEA-OECD/NEA Data Bank). 4 с. March 1999.

Passage G., Drenska M., Kamburov N. e.a. Uncertainty analysis of the initial fabrication characteristics and technological parameters influence on the WWER-440 (Kola-3 NPP) fuel rod behaviour employing the TRANSURANUS code. - In: Proc. of the Third Intern. Seminar on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Bulgaria, 4-8 Oct. 1999, p. 271-283.

Golovanov V.N., Kuzmin V.I., Kuzmin S.V., Mayorshina G.I. WWER fuel behaviour and characteristics at high burnup. - In: Proc. of an Intern. Meeting on Nuclear Fuel Modelling at High Burnup and Its Experimental Support. UK, 19-23 June 2000, p. 417-424.

Scheglov A.S., Proselkov V.N., Sidorenko V.D. e.a. Comparative calculations of the WWER fuel rod thermophysical characteristics employing the TOPRA-s and the TRANSURANUS computer codes. - In: Proc. of the Tenth AER Symp. Moscow, 18-22 September 2000, p. 133-146.

Lucuta P., Matzke H., Verrall R., Tasman H. Thermal conductivity of SIMFUEL. - J. Nucl. Mater., 1992, v. 188, p. 198-204.

Lucuta P., Matzke H., Verrall R. Modelling of UO2-based SIMFUEL thermal conductivity. The effect of burnup. - Ibid., 1994, v. 217, p. 279-286.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.