Исследование тепловой инерции и термических напряжений теплопередающих элементов в ядерном реакторе с твердым теплоносителем

А. М. Дмитриев, О. Ю. Кавун, М. Г. Мощенко, А. Е. Синцов, Н. Н. Хренников, В. П. Денискин

Аннотация


Излагаются расчетные исследования специфических вопросов, возникающих при использовании в ядерных реакторах в качестве охлаждающей среды твердого вещества. Рассмотрена концепция применения шаровых теплонесущих элементов диаметром около 1 мм из графита с покрытием из пиролитического углерода в качестве среды для передачи теплоты от твэла к парогенератору. Выполнен расчетный анализ внутренних напряжений, возникающих в шарообразных элементах диаметром от 1 до 10 мм при передаче теплоты, и запаздывания температуры теплонесущих элементов относительно температуры среды при циклическом нагреве и охлаждении. Для определения краевых условий задачи использовали результаты экспериментальных исследований. Моделировали подвод теплоты равномерно по поверхности и через конечное число точек контакта, характерное для засыпки шаровых частиц. Передача теплоты через конечное число контактов обусловливает сложное напряженное состояние теплопередающих элементов и более высокую тепловую инерцию. Показано, что в теплонесущих частицах малого размера внутренние напряжения невелики, но при повышении диаметра до 10 мм напряжения от термоциклирования становятся сравнимыми с пределом прочности.

Полный текст:

PDF

Литература


Дмитриев А.М., Денискин В.П., Наливаев В.И. и др. Ядерный энергетический реактор. - Бюл. «Изобретения. Полезные модели», 2001, № 13, с. 209-215.

Денискин В.П., Дмитриев А.М., Гаврилов П.М. и др. Концепция и особенности компоновки высокотемпературного ядерного реактора с твердым теплоносителем. - Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 3, с. 156-161.

Дмитриев А.М., Кавун О.Ю., Хренников Н.Н., Пискунова Н.А. Оценка технологических параметров высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем в режиме выработки электроэнергии. - Там же, 2008, т. 104, вып. 4, с. 203-207.

Денискин В.П., Дмитриев А.М., Наливаев В.И., Федик И.И. Ядерный энергетический реактор на тепловых нейтронах с твердым теплоносителем. - Бюл. «Изобретения. Полезные модели», 2008, № 3, с. 1121-1122.

Денискин В.П., Дмитриев А.М., Наливаев В.И. и др. Некоторые результаты исследования и перспективы развития высокотемпературного энергетического реак-тора с твердым теплоносителем. - Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 5, с. 358-365.

Дмитриев А.М., Кавун О.Ю., Хренников Н.Н. Исследование переходного процесса полного обесточивания высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем. - Ядерная и радиационная безопасность, 2008, № 4(50), с. 24-33.

Маершин А.А. Тепловыделяющие элементы с виброуплотненным оксидным топливом. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 2007. 327 с.

Черников А.С., Михайличенко Л.И., Орлов Г.В., Курбаков С.Д. Микротвэлы ВТГР. Свойства материалов покрытий и результаты предреакторных испытаний. - Атомная энергия, 1990, т. 68, вып. 3, с. 181-186.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.