Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000
The safety of fuel loading of VVER reactors is justified by calculations of the neutronic characteristics of the forthcoming campaign. These calculations are based on the design parameters of fuel assemblies (FA) — fuel enrichment, materials, design features, etc. However, during operation, some par...
Gespeichert in:
| Datum: | 2018 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2018
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/117 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-117 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2019-03-02T07:58:19Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Abdullayev, A.M. Zhukov, A.I. Maryokhin, S.V. Riabchykov, S.D. |
| spellingShingle |
Abdullayev, A.M. Zhukov, A.I. Maryokhin, S.V. Riabchykov, S.D. Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 |
| author_facet |
Abdullayev, A.M. Zhukov, A.I. Maryokhin, S.V. Riabchykov, S.D. |
| author_sort |
Abdullayev, A.M. |
| title |
Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 |
| title_short |
Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 |
| title_full |
Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 |
| title_fullStr |
Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 |
| title_sort |
розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ввер-1000 |
| title_alt |
Distribution of gaps between fuel assemblies in the VVER 1000 core |
| description |
The safety of fuel loading of VVER reactors is justified by calculations of the neutronic characteristics of the forthcoming campaign. These calculations are based on the design parameters of fuel assemblies (FA) — fuel enrichment, materials, design features, etc. However, during operation, some parameters change in an uncontrolled manner. In particular, FA can deform — bend or twist, this leads to the appearance of increased gaps between the fuel assemblies. These regions filled with a moderator lead to an increase in comparison with the calculations for the generation of thermal neutrons and, as a result, to a surge in the power of the fuel rods surrounding these regions. Safety requirements limit the power of fuel rods. Therefore, design capacities are increased by means of the so-called engineering margin factor to account for random outbursts. The deviation of the size of the water gaps between the fuel assemblies from the design ones should be known to calculate this coefficient, for example, the size distribution function of the gaps. This information is most often obtained by modeling the mechanical state of fuel assemblies in the reactor core. Other approaches are based on experimental data. Measurements in the core during the campaign are not possible. Therefore, the geometric parameters of the fuel assembly after the discharging from the core are measured. The presented paper uses the data of such measurements obtained after the 24th fuel campaign of ZNPP unit 4.
It is assumed that the fuel assemblies tend to retain the form they have in the “free” state, and mechanical interaction with neighboring fuel assemblies leads to a certain equilibrium state that can be easily analyzed. In contrast to similar calculations, the elastic energy functional of interacting fuel assemblies is proposed whose minimum gives the required size distribution function of the gaps. 24 and 25 campaigns were modelled; the role of inter-sector FA shuffling was studied.
The distribution of the gaps between the fuel assemblies in VVER-1000 core is calculated based on the measured deformations of the fuel assemblies discharged from the core and the elastic characteristics of the fuel assemblies. It was demonstrated that 95 % of gaps in the cores both with FA-A and FA-WR do not exceed 7.6 mm. The results can be used to calculate the engineering margin factor in determining the peaking factors of energy release. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2018 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/117 |
| work_keys_str_mv |
AT abdullayevam distributionofgapsbetweenfuelassembliesinthevver1000core AT zhukovai distributionofgapsbetweenfuelassembliesinthevver1000core AT maryokhinsv distributionofgapsbetweenfuelassembliesinthevver1000core AT riabchykovsd distributionofgapsbetweenfuelassembliesinthevver1000core AT abdullayevam rozpodílzazorívmížteplovidílâûčimizbírkamivaktivníjzonívver1000 AT zhukovai rozpodílzazorívmížteplovidílâûčimizbírkamivaktivníjzonívver1000 AT maryokhinsv rozpodílzazorívmížteplovidílâûčimizbírkamivaktivníjzonívver1000 AT riabchykovsd rozpodílzazorívmížteplovidílâûčimizbírkamivaktivníjzonívver1000 |
| first_indexed |
2025-07-17T12:04:13Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:04:13Z |
| _version_ |
1844164650965401600 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1172019-03-02T07:58:19Z Distribution of gaps between fuel assemblies in the VVER 1000 core Розподіл зазорів між тепловиділяючими збірками в активній зоні ВВЕР-1000 Abdullayev, A.M. Zhukov, A.I. Maryokhin, S.V. Riabchykov, S.D. The safety of fuel loading of VVER reactors is justified by calculations of the neutronic characteristics of the forthcoming campaign. These calculations are based on the design parameters of fuel assemblies (FA) — fuel enrichment, materials, design features, etc. However, during operation, some parameters change in an uncontrolled manner. In particular, FA can deform — bend or twist, this leads to the appearance of increased gaps between the fuel assemblies. These regions filled with a moderator lead to an increase in comparison with the calculations for the generation of thermal neutrons and, as a result, to a surge in the power of the fuel rods surrounding these regions. Safety requirements limit the power of fuel rods. Therefore, design capacities are increased by means of the so-called engineering margin factor to account for random outbursts. The deviation of the size of the water gaps between the fuel assemblies from the design ones should be known to calculate this coefficient, for example, the size distribution function of the gaps. This information is most often obtained by modeling the mechanical state of fuel assemblies in the reactor core. Other approaches are based on experimental data. Measurements in the core during the campaign are not possible. Therefore, the geometric parameters of the fuel assembly after the discharging from the core are measured. The presented paper uses the data of such measurements obtained after the 24th fuel campaign of ZNPP unit 4. It is assumed that the fuel assemblies tend to retain the form they have in the “free” state, and mechanical interaction with neighboring fuel assemblies leads to a certain equilibrium state that can be easily analyzed. In contrast to similar calculations, the elastic energy functional of interacting fuel assemblies is proposed whose minimum gives the required size distribution function of the gaps. 24 and 25 campaigns were modelled; the role of inter-sector FA shuffling was studied. The distribution of the gaps between the fuel assemblies in VVER-1000 core is calculated based on the measured deformations of the fuel assemblies discharged from the core and the elastic characteristics of the fuel assemblies. It was demonstrated that 95 % of gaps in the cores both with FA-A and FA-WR do not exceed 7.6 mm. The results can be used to calculate the engineering margin factor in determining the peaking factors of energy release. Безпека паливних завантажень реакторів ВВЕР обґрунтовується розрахунками нейтронно-фізичних характеристик майбутньої кампанії. Ці розрахунки засновані на проектних параметрах тепловиділяючих збірок (ТВЗ) — збагачення палива, матеріалах, конструктивних особливостях і т.п. Однак в процесі експлуатації деякі параметри змінюються неконтрольованим чином. Зокрема, ТВЗ можуть де- формуватися — згинатися, скручуватися, що призводить до появи збільшених зазорів між ТВЗ. Ці області, заповнені сповільнювачем, призводять до збільшеної в порівнянні з розрахунками генерації теплових нейтронів і, як наслідок, до сплеску потужності паливних стрижнів — твелів, що оточують ці області. Вимоги безпеки обмежують потужність твелів, тому для обліку випадкових сплесків розрахункові потужності збільшують за допомогою так званого інженерного коефіцієнта запасу. Для розрахунку цього коефіцієнта необхідно знати відхилення розмірів водних зазорів між ТВЗ від проектних, наприклад, функцію розподілу зазорів за розмірами. Цю інформацію найчастіше отримують шляхом моделювання механічного стану ТВЗ в активній зоні реактора. Інші підходи засновані на експериментальних даних. Вимірювання в активній зоні протягом кампанії неможливі, тому вимірюють геометричні параметри ТВЗ після вилучення з активної зони. У запропонованій роботі використовуються дані таких вимірів, отримані після завершення 24-ї паливної кампанії енергоблоку № 4 ЗАЕС. Передбачається, що ТВЗ прагнуть зберегти ту форму, яку вони мають в «вільному» стані, а механічне взаємодія з сусідніми ТВС призводить до деякого рівноважного стану, легко піддається аналізу. На відміну від аналогічних розрахунків, запропонований функціонал пружної енергії взаємодіючих ТВЗ, мінімум якого дає шукану функцію розподілу зазорів за розмірами. Проведено моделювання 24-й та 25-й кампаній, вивчена роль міжсекторальних перестановок ТВС. На основі виміряних деформацій ТВЗ, витягнутих з активної зони, і пружних характеристик ТВЗ розраховано розподіл зазорів між ТВЗ в активній зоні ВВЕР-1000. Показано, що 95 % зазорів в активних зонах як з ТВЗА, так з ТВЗ-WR, не перевищують 7,6 мм. Результати можуть використовуватися для розрахунку інженерного коефіцієнта запасу при встановленні нерівномірностей енерговиділення. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2018-12-03 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/117 10.32918/nrs.2018.4(80).04 Nuclear and Radiation Safety; No 4(80) (2018): Nuclear and Radiation Safety; 18-28 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(80) (2018): Ядерна та радіаційна безпека; 18-28 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/117/136 |