Assessment of impacting the thin protective coatings on the stress–strain state of the cladding of fuel rods of nuclear reactors

• Veröffentlicht in: Вопросы атомной науки и техники
• Datum: 2020
• Hauptverfasser: Povolotskii, E.V., Romashov, Yu.V., Mamalis, A.G.
• Format: Artikel
• Sprache: Englisch
• Veröffentlicht: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2020
• Schlagworte: Physics and the technology of construction materials
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/194748
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: Assessment of impacting the thin protective coatings on the stress–strain state of the cladding of fuel rods of nuclear reactors / E.V. Povolotskii, Yu.V. Romashov, A.G. Mamalis // Problems of atomic science and tecnology. — 2020. — № 1. — С. 140-146. — Бібліогр.: 17 назв. — англ.

It is proposed the approach for estimating the impact of thin protective coatings on the stress–strain state of the thick–walled claddings of cylindrical fuel rods considering internal and external pressures from fission products and moving heat carrier in a nuclear reactor core. This approach is used for quantitative estimations the impact of possible thin coatings made from a stainless steel on the stress–strain state of the cladding made from the Zirconium–based alloy used in the WWER–1000 nuclear reactors. It is shown that thin protective coatings can allow increasing the general strength and reliability of the cladding due to stresses decreasing. Запропоновано підхід до оцінки впливу тонких захисних покриттів на напружено–деформований стан товстостінних оболонок циліндричних твелів з урахуванням внутрішніх і зовнішніх тисків від продуктів ділення і рухомого теплоносія в активній зоні ядерного реактора. Цей підхід використовується для кількісних оцінок впливу тонких покриттів, виконаних з нержавіючої сталі, на апружено–деформований стан оболонки з цирконієвого сплаву, що використовується в ядерних реакторах ВВЕР–1000. Отримані теоретичні результати показують, що використання тонких захисних покриттів може бути дуже ефективним для підвищення міцності конструкції і жорсткості оболонок твелів ядерних реакторів у цілому і може бути рекомендовано для модернізації конструкцій твелів діючих ядерних реакторів і використання в майбутніх проектах. Предложен подход к оценке влияния тонких защитных покрытий на напряженно–деформированное состояние толстостенных оболочек цилиндрических твэлов с учетом внутренних и внешних давлений от продуктов деления и движущегося теплоносителя в активной зоне ядерного реактора. Этот подход используется для количественных оценок влияния тонких покрытий, выполненных из нержавеющей стали, на напряженно–деформированное состояние оболочки из циркониевого сплава, используемого в ядерных реакторах ВВЭР–1000. Полученные теоретические результаты показывают, что использование тонких защитных покрытий может быть очень эффективным для повышения прочности конструкции и жесткости оболочек твэлов ядерных реакторов в целом и может быть рекомендовано для модернизации конструкций твэлов действующих ядерных реакторов и использования в будущих проектах.