Моделирование поведения топлива тепловыделяющих элементов…
1
УДК 621.039.53
Моделирование поведения топлива
тепловыделяющих элементов реакторов ВВЭР и РБМК
с использованием компьютерной технологии MARC
© Г.В. Кулаков
1
, Ю.В. Коновалов
2
, А.А. Косауров
1
,
Б.А. Каширин
1
, А.В. Кузнецов
1
1
АО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт
неорганических материалов им. А.А. Бочвара», Москва, 123098, Россия
2
Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана,
Москва, 105005, Россия
Представлены конечно-элементные модели, описывающие термомеханическое по-
ведение тепловыделяющих элементов (твэлов) легководных реакторов и получен-
ные с помощью программного комплекса MARC, разработанного корпорацией MSC
Software (США). Приведены результаты расчетов напряженно-деформированного
состояния методом конечных элементов в упруговязкопластической постановке
с учетом распухания топлива под облучением, а также примеры и результаты
расчетного моделирования поведения твэлов контейнерного (таблеточного) типа
для реакторов ВВЭР и РБМК.
Ключевые слова:
ядерный реактор, тепловыделяющий элемент, напряженно-
деформированное состояние, метод конечных элементов.
Введение.
В нашей стране для получения электроэнергии на АЭС
используют водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах ВВЭР
и РБМК. В качестве топлива в них применяют компактный (в виде
таблеток) диоксид урана, оболочку тепловыделяющих элементов
(твэлов) изготовляют из цирконий-ниобиевого сплава Э110.
Необходимым элементом обоснования безопасной эксплуатации
АЭС является анализ поведения топлива твэлов [1]. В настоящей ра-
боте для моделирования поведения топлива под облучением исполь-
зован программный комплекс MARC, разработанный компанией
MSC Software (США). Расчеты напряженно-деформированного со-
стояния выполнены методом конечных элементов в упруговязкопла-
стической постановке с учетом распухания топлива под облучением.
С применением программного комплекса MARC может быть
смоделировано поведение локальных участков конструкции при про-
ектных нестационарных режимах работы реактора (пуск, всплеск
энерговыделения), а также в аварийных ситуациях: LOCA (Loss-Of-
Coolant Accident — авария с потерей теплоносителя и осушением
твэлов), non-LOCA (аварийный режим без нарушения герметичности
первого контура) и RIA (Reactivity Initiated Accident — аварийная си-
туация, связанная со всплеском энерговыделения).