The Problem of Modeling the Geometry of Twisted Fuel Rods with X-Type Cross Section in the Performance of Thermohydraulic Calculations

For creating computational models of processes affecting the safety of nuclear facilities, in accordance with the federal rules and regulations in the field of atomic energy use, the selected modeling methods, as well as the accepted approximations and assumptions shall be justified. The paper considers the issues of taking into account the specifics of modeling the geometry of twisted fuel rods with x-type cross section using nodalization software, as well as possible approaches to describing the geometry of such fuel rods during thermohydraulic calculations. The paper defines a preferred method for specifying geometry, which allows to correctly take into account the maximum value of the heat flux from the surface of the twisted fuel rods with x-type cross section when calculating temperatures in the core and the possibility of a heat exchange crisis on the surface of such fuel rods in case of violations of normal operation.

1. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» НП-001-15. – Утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522 (Зарегистрировано в Минюсте России 2 февраля 2016 г. № 40939). – URL: https://demo.consultant.ru/cgi/online.cgi?req=doc&ts=QZ7X1WTqwes0df1L1&cacheid757D79A11537DD91CC95A49439B11454&mode=splus&rnd=CpsvQA&base=LAW&n=193587#vOBX1WTFH0egKby4 (дата обращения: 02.10.2022).

2. Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (последняя редакция). – URL: http://www.kremlin.ru/acts/bank/8503/page/1 (дата обращения: 02.10.2022).

3. Приказ Ростехнадзора от 30.07.2018 № 325 «Об утверждении Порядка проведения экспертизы программ для электронных вычислительных машин, используемых в целях построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии» (Зарегистрировано в Минюсте России 12.11.2018 № 52650). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_310842/ (дата обращения: 02.10.2022).

4. Старков, В.А. Научно-методическое обоснование модернизации активной зоны реактора СМ : автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук / В.А. Старков. – Димитровград, 2015. – 37 с.

5. Постановление Ростехнадзора от 10.12.2007 № 4 «Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» НП-082-07. – Утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 (зарегистрировано Минюстом России 21 января 2008 г. № 10951; введены в действие с 1 июня 2008 г.). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_74915/e35bcdf3a4fdabe23d9304eefda2450263c025bb/ (дата обращения: 02.10.2022).

6. Приказ Ростехнадзора от 05.12.2017 № 528 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности исследовательских ядерных установок» (вместе с «НП-049-17. Федеральные нормы и правила...») (Зарегистрировано в Минюсте России 28.12.2017 № 49534). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_286848/d118fed5f768a85d39c84b2cf9c8663f8374fb00/ (дата обращения: 02.10.2022).

7. Приказ Ростехнадзора от 13.02.2017 № 53 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР» (вместе с «НП-006-16. Федеральные нормы и правила...») (Зарегистрировано в Минюсте России 10.05.2017 № 46663). – URL: http://www.consultant.ru/document/cons_doc_LAW_216808/63c778acb8500b291ec33add5211eadc85068dc7/ (дата обращения: 02.10.2022)/

8. Apros 5.06. Theramal hydraulics reference guide. Thermal hydraulic nodes and branches. 2007.

9. Apros 6 Feature Tutorial: by VTT and Fortum. Release: Apros 6.06, 10.03.2016.

10. Официальный сайт VTT Technical Research Centre of Finland [Электронный ресурс]. – URL : https://www.vttresearch.com/en (дата обращения 23.09.2022).

11. Официальный сайт Fortum [Электронный ресурс] – URL: https://www.fortum.com (дата обращения 23.09.2022).

12. Учет неопределенности в исходных данных при проведении расчетов теплогидравлических характеристик мокрого хранилища ОЯТ с использованием программного средства APROS 6 / А.В. Курындин, А.А. Строганов, А.М. Киркин [и др.] // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных установок. – 2019. – № 2(16). – С. 21-37.

13. Jukka Ylijoki, Sixten Norrman, Ari Silde, Pekka Urhonen. Research report. Validation of APROS version 5.14.11. VTT-R-00553-15.

14. ANSYS 18.1 – Обновления и изменения. ANSYS, Inc., ЗАО «КАДФЕМ Си-Ай-Эс», 2017 [Электронный ресурс]. – URL: https://www.cadfem-cis.ru/media/ansys_2019r1_rus.pdf (дата обращения 23.09.2022).

15. Чухлов, А.Г. Применение периодических граничных условий к теплогидравлическому расчету ТВС с оребренными твэлами / А.Г. Чухлов, В.П. Смирнов, С.Ю. Афонин // – Теплоэнергетика. – 2012. – № 2. – С. 44-50. – URL: https://tesis.com.ru/infocenter/downloads/flowvision/fv_nikiet2010.pdf (дата обращения 23.09.2022).

16. Виноградов, М.К. Исследовательские ядерные установки государств-участников Содружества Независимых Государств / М.К. Виноградов, В.Н. Федулин. – Москва : Гелиос АРВ, 2016. – 480 c.

17. Новаков, И.Г. Учет неопределенностей в исходных данных при проведении расчетов эффективного коэффициента размножения активной зоны исследовательской ядерной установки / И.Г. Новаков, А.В. Курындин, А.М. Киркин, С.В. Маковский // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2020. – № 2. – С. 22-29.

18. Быков, В.П. Исследование влияния замены крестообразного твэла на цилиндрическую модель в расчетах на критичность по программе MCU-5 / В.П. Быков, М.В. Иоаннисиан // АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms-2015/documents/kms2015-006.pdf (дата обращения: 08.10.2022).

19. Петров, Ю.В. Снижение концентрации урана в твэлах реактора ПИК / Ю.В. Петров, Л.М. Котова // Атомная энергия. – 2002. – Т. 93, №. 2. – С. 117-120.

20. Анализ чувствительности при моделировании тяжелых аварий с применением РК СОКРАТ/В / Д.Л. Гаспаров, А.В. Николаева, С.И. Пантюшин [и др.] // АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2017/documents/mntk2017-161.pdf (дата обращения: 07.10.2022).

21. Об оценке погрешностей расчетов, выполняемых при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии / С.Н. Богдан, О.М. Ковалевич, Н.А. Козлова [и др.] // Ядерная и радиационная безопасность. – 2017. – № 2(84). – 16 c.