APPROACHES TO THE THERMOPHYSICAL JUSTIFICATION OF THE APPLICABILITY OF ACCIDENT TOLERANT FUEL FOR NUCLEAR POWER PLANTS
Authors: Молотова И.А. , Забиров А.Р. , Ягов В.В. , Яшников Д.А. , Шевченко С.А. 
Published: August 2024

События, произошедшие на АЭС «Фукусима-Дайичи» в 2011 г., послужили стимулом к началу исследований по поиску нового, устойчивого к авариям толерантного топлива для замены существующей топливной системы легководных энергетических реакторов (Zr-UO2 ). Перспективными направлениями толерантного топлива применительно к оболочкам твэлов являются нанесение хромсодержащих покрытий на циркониевые оболочки твэлов методами физического осаждения из паровой фазы или полная замена циркония сталями, сплавами или в долгосрочной перспективе – карбидом кремния. Вместе с тем анализ работ показал, что на данный момент существуют различные термомеханические и теплофизические проблемы при использовании материалов толерантного топлива, требующие проведения экспериментальных исследований для обоснования его безопасности и дальнейшего использования в промышленных масштабах в легководных реакторах. Анализ результатов экспертиз программ для электронных вычислительных машин (ЭВМ), используемых для проведения расчетов термомеханических и (или) теплофизических характеристик твэлов применительно к использованию толерантного топлива, показал, что требуется дополнительная валидация программ для ЭВМ, предназначенных для проведения указанных расчетов. Дополнительные экспериментальные исследования должны включать в себя изучение влияния свойств материалов толерантного топлива на теплообмен при охлаждении твэлов, разогретых до высоких температур, что является необходимым для обоснования поведения новых материалов в случае поставарийного залива активной зоны ядерного реактора. В НИУ «МЭИ» проводятся экспериментальные исследования по изучению влияния свойств поверхностей на теплообмен при охлаждении высокотемпературных тел, моделирующих твэлы толерантного топлива. Разработана приближенная физическая модель, позволяющая прогнозировать температуру перехода к высокоинтенсивному режиму охлаждения с приемлемой точностью. Указанная модель может быть использована для более строгого анализа влияния новых материалов на протекание процессов, возникающих при поставарийном заливе активной зоны ядерного реактора, что подтверждают эксперименты на цирконии и сплаве FeCrAl.

The events at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in 2011 were the beginning of the researches to find new fuel which is accident tolerant to replace the existing fuel system for light water reactors (Zr-UO2 ). Promising areas of the accident tolerant fuel in relation to a fuel rod cladding are the deposition of chromium-containing coatings on zirconium fuel rod cladding by physical vapor deposition methods or the complete replacement of zirconium with steels, alloys or silicon carbide in the long term. At the same time, the analysis showed that there are various thermomechanical and thermophysical problems for using accident tolerant fuel materials. It requires experimental studies to justify safety and further using of these materials on an industrial scale in light water reactors. An analysis of expertise of computer codes used to calculate the thermomechanical and/or thermophysical characteristics of fuel rods in relation to accident tolerant fuel showed that their additional validation is required. Additional experiments should investigate the influence of accident tolerant fuel material properties on heat transfer during cooling of high-temperature fuel rods, which is necessary to justify the behavior of new materials in the event of core reflooding. Experiments to study the influence of surface properties on heat transfer during cooling of high-temperature bodies simulating fuel rods of accident tolerant fuel are carried out at NRU “MPEI”. An approximate physical model has been developed to predict the transition temperature to a high-intensity cooling regime with acceptable accuracy. Experimental results confirm that this model can be used for a more rigorous analysis of the effect of new materials (chromium-containing coatings on zirconium, FeCrAl) during core reflooding.