РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПИРОУГЛЕРОДНЫХ И КАРБИДОКРЕМНИЕВЫХ БАРЬЕРОВ МИКРОТВЭЛОВ ВТГР

И. Е. Голубев, С. Д. Курбаков, А. С. Черников

Аннотация


Безопасность ВТГР обеспечивается системой барьеров, ограничивающих выход продуктов деления из активной зоны в окружающую среду при нормальных режимах эксплуатации и постулируемых проектных авариях. Рассмотрен расчетно-экспериментальный анализ двух принципиально важных барьеров, ответственных за удержание радионуклидов, защиту персонала и окружающую среду: топливные керны и их покрытия. Применительно к микротвэлам ВТГР рассмотрены функции барьеров и требования к ним. Проведен анализ результатов послереакторных исследований. Проанализированы разработанные математические модели и расчетные коды, моделирующие поведение микротвэлов. Для оценки поведения микротвэлов в процессе облучения разрабатываются вероятностно-статистическая модель и код GOLT.

Полный текст:

PDF

Литература


Черников А.С., Пермяков Л.Н., Курбаков С.Д. и др. Ядерное топливо для ВТГР на основе микросфер из оксида плутония. — Атомная энергия, 2000, т. 88, вып. 1,с. 35—38.

Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат, 1978. 432 с.

Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоатомиздат, 1987. 208 с.

Джадд А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1984. 136 с.

Черников А.С., Шокина З.А., Столяров В.И. Радиационное поведение микротвэлов и твэлов реакторов HTG. Обзор. М., ЦНИИатоминформ, 1985. 124 с.

Price R. Properties of silicon carbide for nuclear fuel particle coatings. — Nucl. Technol., 1977, v. 35, p. 320—336.

Katoh Y., Nashimoto N., Kondo S. e.a. Microstructural development in cubic silicon carbide during irradiation at elevated temperatures. — J. Nucl. Mater., 2006, v. 351, p. 228—240.

Prados J., Scott I. The influence of pyrolytic carbon creep on coated particle fuel performance. — Nucl. Appl., 1967, v. 3, p. 488—491.

Kaae J. A mathematical model for calculating stresses in a four-layer carbon-silicon-carbide coated fuel particle. — J. Nucl. Mater., 1969, v. 32, p. 322—329.

Walther H. On mathematical models for calculating the mechanical behaviour of coated fuel particles. — Nucl. Engng Des., 1972, v. 18, p. 11—39.

Martin D. A normally permissible method of simplifying, without any loss in accuracy, the Walther model for calculating the mechanical performance of coated fuel particles. — Ibid., 1974, v. 30, p. 73—82.

Verfondern K., Nabielek H. PANAMA. Ein Rechenprogramm zur Vorhersage des Partikelbruchanteils von TRISO-Partikeln unter Storfallbedingungen. Jül-Spez-298, 1985.

Covacs W., Bongartz K., Goodin D. High temperature gas-cooled reactor fuel pressure vessel performance models. — Nucl. Technol., 1985, v. 68, p. 344.

Bennett R. Finite element stress analysis for coated particle fuel modeling under normal operating conditions. — Ibid., 1991, v. 96, p. 117—122.

Miller G., Bennett R. Analytical solution for stresses in TRISO-coated particles. — J. Nucl. Mater., 1993, v. 206, p. 35—49.

Sawa K. e.a. Development of coated particle failure model under high burnup irradiation. — J. Nucl. Sci. Technol., 1996, v. 33, № 9, p. 712—720.

Martin D.G. Considerations pertaining to the achievement of high burn-ups in HTR fuel. — Nucl. Engng Des., 2002, v. 213, p. 241—258.

Phelip M., Degeneve G., Michel F. e.a. The ATLAS HTR fuel simulation code objectives, description and first results. — In: Proc. Conf. on High Temperature Reactors. Beijing, China, 22—24 Sept., 2004. IAEA: Vienna, HTR-2004, p. 1—10.

Miller G., Petti D., Varicalle D., Maki J. Statistical approach and benchmarking for modeling of multi-dimension behaviour in TRISO-coated fuel particles. — J. Nucl. Mater., 2003, v. 317, p. 69—82.

Пономарев-Степной Н.Н., Сазыкина Т.А., Тихонов Н.И. Методы расчета напряженно-деформированного состояния микротвэлов ВТГР и выбор их конструкции. — Атомная энергия, 1984, т. 56, вып. 2, с. 77—81.

Еремеев В.С., Иванова Е.А., Михайлов В.Н. и др. Математическая модель для описания напряжений в микротвэлах. — Там же, 1985, т. 58, вып. 3, с. 189—190.

Golubev I., Kadarmetov I., Makarov V. Mathematical model and computer code for coated particles performance at normal operating conditions. — In: Proc. Conf. on High Temperature Reactors. Petten (NL), April 22—24, 2002. Vienna: IAEA, HTR-2002, p. 1—16.

Golubev I., Kadarmetov I. Current status of development of coated particle performance code GOLT. — In: Proc. Conf. on High Temperature Reactors. Johannesburg, South Africa, October 1—4, 2006, p. B176.

Phelip M. European programme on HTR fuel technology. — In: Proc. 2 Intern. Top. Meeting on High Temperature Reactor Technology HTR-2004. Beijing, China, Sept. 22—24 2004. Vienna: IAEA, HTR-2006, p. 1—9.

Phelip M., Golubev I., Petti D. e.a. The CRP-6 benchmark on HTGR fuel behaviour under normal operation. — In: Proc. the Nuclear Fuel and Structural Materials for the Next Generation Nuclear Reactors. Reno, USA, June 6—8, 2006.

Maki J., Petti D., Hobbins D. e.a. NP-MHTGR Fuel Development Program Results. INEEL/EXT-1268, 2002.

Платонов П.А., Штромбах Я.И., Карпухин В.И. и др. Действие излучения на графит высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомно-водородная энергетика и технология, 1984, вып. 6, с. 77—81.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.