Оценка влияния неравномерности пропитки графитового блока реактора ИГР ураном на его термопрочностные характеристики

  • A.S. Surayev Филиал «Институт атомной энергии» Национального ядерного центра Республики Казахстан, Казахстан, г. Курчатов http://orcid.org/0000-0001-5250-2852
  • R.A. Irkimbekov Филиал «Институт атомной энергии» Национального ядерного центра Республики Казахстан, Казахстан, г. Курчатов http://orcid.org/0000-0002-5684-2341
  • Z.B. Kozhabayev Филиал «Институт атомной энергии» Национального ядерного центра Республики Казахстан, Казахстан, г. Курчатов http://orcid.org/0000-0001-7540-2117
  • V.A. Vityuk Национальный ядерный центр Республики Казахстан, Казахстан, г. Курчатов http://orcid.org/0000-0003-1598-6629

Аннотация

В работе представлены результаты численного междисциплинарного анализа топливного элемента исследовательского импульсного реактора теплоемкостного типа (ИГР). Топливный элемент реактора ИГР представляет собой графитовый блок, пропитанный раствором уранилдинитрата. Во время работы реактора графитовые блоки могут разогреваться до высоких температур за короткое время, что, в совокупности с неравномерностью пропитки блока ураном, которая обусловлена технологическим процессом его изготовления, приводит к появлению внутренних структурных напряжений. Целью данной работы является расчетная оценка величины термических напряжений возникающих в графитовом блоке. Для проведения такой оценки построены две расчетные модели графитового блока. Одна модель предназначена для выполнения нейтронно-физических расчетов с использованием верифицированной модели активной зоны реактора ИГР и кода MCNP, другая – для проведения термопрочностного анализа в программном комплексе ANSYS. Термопрочностной анализ включает в себя два последовательных расчета – тепловой и структурный (прочностной). Обе модели были разработаны таким образом, чтобы иметь максимально схожую топологию, поскольку это напрямую влияет на правильное распределение энерговыделения по объему блока при передаче результатов нейтронно-физического расчета в тепловую модель.
Была смоделирована работа графитового блока в составе активной зоны реактора во время пуска продолжительностью 4 с на стационарной мощности 2 ГВт с последующим расхолаживанием в течение 5 с. Получены численные значения и эпюры распределения температуры и напряжений, возникающих в объеме блока. Результаты проведенного анализа подтверждают влияние неравномерности пропитки графитового блока реактора ИГР раствором уранилдинитрата на его термопрочностные характеристики.

Литература

1 A.D. Vurim, A.A. Kolodeshnikov and V.A. Gaidaichuk, Description of the IGR reactor: report (Deliverable 1.1 under Contract 0J-30461-0001A) / SSE IAE RSE NNC RK. (Kurchatov, 2011), p. 40.

2 Stevens, John G., Encyclopedia of Nuclear Energy, 203–9 (2021).

3 V.A. Vityuk, A.D. Vurim, V.M. Kotov and A.V.Pakhnits, At. Energy, 120 (5), 323-327 (2016).

4 G. A. Vityuk, A.D. Vurim and R.A. Irkimbekov, Science and Technology, 3, 31-39 (2016).

5 V.A. Vityuk and A.D. Vurim, Ann. Nucl. Energy, 127, 196-203 (2019).

6 M.K. Skakov, R.A. Irkimbekov, Vurim A.D. et al., Bulletin of KazNITU, 6, 351-357 (2018).

7 V.A. Vityuk, Eurasian Phys. Tech. J., 2, 87–95 (2020).

8 V.M. Kotov, A.M. Kurpesheva and R.A. Irkimbekov, At. Energy, 2, 158–62 (2011).

9 B.Ye. Bekmagambetova, et.al, Bulletin of the NNC RK, 4(76), 60-65 (2018).

10 V.K. Tskhe, et.al., Ann. Nucl. Energy, 108875.

11 Frost and Brian R. T. Nuclear Fuel Elements. (Elsevier, 1982), 284 p.

12 Fuel Pins, Fuel Rods, Fuel Assemblies, and Reactor Cores. Nuclear Engineering Fundamentals, (543-610, CRC Press, 2017).

13 IAEA’s web-accessible database ARIS /Advanced Reactors Information System/ https://aris.iaea.org/sites/overview.html

14 R.E. Nightingale, Nuclear Graphite, 1–20 (2013).

15 IAEA, Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: A Tutorial and Collection of Data, (Non-serial Publications, 2008).

16 T.D. Burchell, Comprehensive Nuclear Materials, 285–305 (2012).

17 Hoffelner and Wolfgang, Materials for Nuclear Plants, 197–254 (2012).

18 MCNP6 Monte Carlo N–Particle Transport Code System, MCNP6.1. LANL, 2013.

19 J.F. Briesmeister, MCNP - a general Monte-Carlo Code for neutron and photon Transport / Los Alamos National Laboratory. J.F. Briesmeister. – April 24, 2003. – 591 с. – LA-7396M, 1997.

20 M.B. Chadwick et al. ENDF/B-VII.0: Next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. In: Nuclear Data Sheets 107.12 (Dec. 2006), p. 2931–3059.

21 Ansys Mechanical APDL. Structural Analysis Guide, Ansys Inc., 2020

22 M.K. Thompson and J. M. Thompson, ANSYS Mechanical APDL for Finite Element Analysis (Butterworth-Heinemann, 2017), 889 p.

23 Y. Nakasone, S. Yoshimoto, and T.A. Stolarski, Engineering Analysis with ANSYS Software, 51–142 (2006).

24 Lee, Huei-Huang. Finite Element Simulations with ANSYS Workbench 2021 (SDC Publications, 2021), 600 p.

25 C. Xiaolin, L. Yiijun. Finite Element Modeling and Simulation with ANSYS Workbench, (CRC Press, 2014).

26 A.D. Vurim A.D., V.M. Kotov, R.A. Irkimbekov et.al. Computer model of the IGR reactor for stationary neutron calculations: patent № 2738 of 12.27.16 Republic of Kazakhstan.
Как цитировать
SURAYEV, A.S. et al. Оценка влияния неравномерности пропитки графитового блока реактора ИГР ураном на его термопрочностные характеристики. Вестник. Серия Физическая (ВКФ), [S.l.], v. 82, n. 3, p. 52-59, sep. 2022. ISSN 2663-2276. Доступно на: <https://bph.kaznu.kz/index.php/zhuzhu/article/view/1565>. Дата доступа: 05 oct. 2022 doi: https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.08.
Раздел
Теплофизика и теоретическая теплотехника

Наиболее читаемые статьи этого автора (авторов)

Особенность: этот модуль требует, что бы был включен хотя бы один модуль статистики/отчетов. Если ваши модули статистики возвращают больше одной метрики, то пожалуйста также выберите главную метрику на странице настроек сайта администратором и/или на страницах настройки управляющего журналом.