Bulletin of the Russian Academy of Sciences. EnergeticsBulletin of the Russian Academy of Sciences. EnergeticsИзвестия Российской академии наук. Энергетика0002-33103034-6495The Russian Academy of Sciences66020210.31857/S0002331023030044SZVRQOArticlesСтатьиNumerical Investigation of Cladding Ballooning and Burst in VVER and PWR Fuel Rods in Experiments with Various Loading ConditionsРасчетное исследование раздутия и разрыва оболочек твэлов ВВЭР и PWR в экспериментах с различными условиями нагруженияDolganovK. S.ДолгановК. С.tarasovae@ibrae.ac.ruTarasovA. E.ТарасовА. Е.tarasovae@ibrae.ac.ruKapustinA. V.КапустинА. В.tarasovae@ibrae.ac.ruTomashchikD. Yu.ТомащикД. Ю.tarasovae@ibrae.ac.ruNuclear Safety Institute of the Russian Academy of SciencesФедеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН010520233577822022025Copyright ©; 2023, Российская академия наук2023Российская академия наукhttps://journals.eco-vector.com/0002-3310/article/view/660202

The paper presents the results of numerical modeling for ballooning and burst of fuel rods claddings made of domestic and foreign alloys. The integral code SOCRAT-V1/V2 is used as a means of modeling. The uncertainty analysis of the calculation results to input uncertainties of the temperature and pressure measurements was performed. The modeling results demonstrate a good qualitative and quantitative compliance with measured times of cladding failure under partial core uncovery conditions. The results of SOCRAT-V1/V2 validation evidence on the importance of performing new experiments for domestic fuel rod cladding ballooning and burst.

В работе представлены результаты расчетного моделирования процессов раздутия и разрыва оболочек твэлов из отечественных и зарубежных сплавов в экспериментах, охватывающих различные условия нагружения. В качестве расчетного средства использована интегральная программа для ЭВМ СОКРАТ-В1/В2. Выполнен анализ неопределенностей результатов расчета к входным данным. Показано хорошее качественное и количественное согласие экспериментального и расчетного времени разрыва оболочек твэлов в условиях, соответствующих начальной стадии тяжелой аварии на АЭС с водо-водяными реакторами. Показана важность проведения современных экспериментов по исследованию процессов раздутия и разрыва оболочек твэлов из отечественных сплавов.

fuel rodcladding burstthermal mechanicsSOCRATvalidationuncertainty analysisтвэлразрыв оболочектермомеханикаСОКРАТвалидацияанализ неопределенностейPerez-Feró E. et al. Experimental database of E110 Claddings under Accident Conditions, Report EK-FRL-2011-744-01/04, MTA EK, Budapest, April 2012.Hózer Z. et al. Ballooning Experiments with VVER Cladding, Nuclear Technology, 2005. 152:3. P. 273–285.Stuckert J. et al. Results of the QUENCH-LOCA Experimental Program at KIT, Journal of Nuclear Materials, 2020. P. 534.https://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1799, ссылка активна по состоянию на 29.08.2022.Markiewicz M.E., Erbacher F.J. Experiments on Ballooning in Pressurized and Transiently Heated Zircaloy-4 tubes (KFK–4343). Germany, 1988.Veshchunov M.S., Kiselev A.Ye. et. al. “SVECHA” Code Package, Modeling of Core Degradation Phenomena at Severe Accidents // Proceedings of NUREG-7, 1995. V. 3. P. 1914–1929.Yamshchicov N., Boldirev A., Komarov O. The Modelling of Fuel Cladding Deformation Behavior under Severe Accident, Preprint NSI-2-93, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Moscow, 1993.Воробьев Е.В. Кинетика ползучести и неустойчивость циркониевых труб под давлением. Дис. канд. физ.-мат. наук, НИТУ МИСиС, Москва, 2019 г.Маркелов В.А. Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности твэлов, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива, Дис. д.т.н., Москва, 2010 г.Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer – V&V 20, ASME, 2009.Долганов К.С., Киселев А.Е., Рыжов Н.И., Томащик Д.Ю., Филиппов М.Ф., Чалый Р.В., Юдина Т.А., Шевченко С.А., Яшников Д.А., Козлова Н.А. Оценка возможности кода СОКРАТ моделировать процессы растворения диоксидуранового топлива жидким цирконием, Атомная энергия, 2018. Т. 125. № 2. С. 79–85.Тарасов А.Е., Чалый Р.В., Томащик Д.Ю., Долганов К.С., Киселев А.Е., Семишкин В.П., Пантюшин С.И., Быков М.А. Исследование термомеханического поведения оболочек твэлов ВВЭР с помощью кода СОКРАТ/В1. – ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2019. № 2.Fuel Modelling in Accident Conditions (FUMAC). IAEA TECDOC-1889, Vienna, 2019.Stuckert J., Austregesilo H., Bals Ch., Hollands Th., Kiselev A., Tomashchik D., Yudina T. Post-test analyses of the CORA-15 bundle test with the system codes ATHLET-CD and SOCRAT, NED. 2019. T. 342. P. 320–335.Тутнов Ан.А., Тутнов Ал.А., Алексеев Е.Е. Верификация программного комплекса PULSAR+, Атомная энергия, 1997. Т. 83. № 2.Asmolov V., Yegorova L., Kaplar E., Lioutov K., Smirnov V., Prokhorov V. and Goryachev A. Development of Data Base with Mechanical Properties of Un-and Preirradiated VVER cladding, Proceed-ings of the 25th Water Reactor Safety Information Meeting, Bethesda, Maryland, USA. NUREG/CP-0162, 1998. V. 2.Афанасьев П.Г., Денискин В.П., Константинов В.С. и др. Моделирование поведения 37-ми твэльной сборки в авариях большой течи на стенде ПАРАМЕТ, Сб. трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, Подольск, 2001.Соляный В.И., Андреева-Андриевская Л.Н., Бибилашвили Ю.К., Салатов А.В., Тонков В.Ю. Блокировка проходного сечения ТВС реактора ВВЭР при аварии с потерей теплоносителя. М.: Атомная энергия, 1989. Т. 66. № 6. С. 383–388.Troyanov V. et. al. Experimental study of the core structure behaviour in LOCA conditions, Proceedings of a Technical Committee meeting held in Dimitrovgrad, Russion Federation, 9–13 October 1995, IAEA-TECDOC-921. Vienna, 1996. P. 153–163.