АНАЛИЗ ПОДХОДОВ К ОЦЕНКЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ОБОЛОЧЕК СТЕРЖНЕВЫХ ТВЭЛОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С УЧЕТОМ ПОЛЗУЧЕСТИ

Автор(и)

  • Yury Volodymyrovych Romashov National Technical University «Kharkiv Polytechnic Institute», Україна https://orcid.org/0000-0001-8376-3510
  • Elii Povolotskii National Technical university "Kharkov Polytechnic Institute", Україна

DOI:

https://doi.org/10.20998/2078-774X.2018.11.10

Анотація

Выполнен анализ существующих распространенных подходов к обоснованию работоспособности оболочек твэлов с учетом ползучести, основанных на рассмотрении деформирования сегментов оболочки внутренним и наружным давлениями и разностью температуры по толщине стенки. Показано, что расчетная схема, учитывающая действие на оболочку только внутреннего и наружного давлений и перепада температуры по толщине не может давать надежных оценок работоспособности твэлов с учетом ползучести.

Посилання

  1. Campello, D., Tardif, N., Moula, M., Baietto, M. C., Coret, M. and Desquines, J. (2017), "Identification of the steady-statecreep behavior of Zircaloy-4 claddings under simulated Loss-Of-Coolant Accidentconditionsbasedonacoupledexperimental/numerical approach", International Journal of Solids and Structures, Vol. 115–116, pp. 267–278.
  2. Montgomery, R., Tomé, C., Liu, W., Alankar, A., Subramanian, G. and Stanek, C. (2017), "Use of multiscale zirconiumalloydeformation models in nuclear fuel behavior analysis", Journal of Computational Physics, Vol. 328, pp. 278–300.
  3. Lee, Yu., Lee, J. I., and NO, H. C. (2017), "Mechanical analysis of surface-coated zircaloy cladding", Nuclear EngineeringandTechnology, Vol. 49, Issue 5, pp. 1031–1043.
  4. Okawa, T., Tatewaki, I., Ishizu, T., Endo, H., Tsuboi, Y. and Saitou H. (2015), "Fuel behavior analysis code FEMAXI-FBRdevelopment and validation for core disruptive accident", Progress in Nuclear Energy, Vol. 82, pp. 80–85.
  5. Yefimov, A. V. and Romashov, Yu. V. (2017), "Problem of evaluation for structural materials operability in elements ofnuclearpower plants equipments", Problems of Atomic Science and Technology, 108(2), pp. 29-35.
  6. Jelwan, J., Chowdhury, M. and Pearce, G. (2013), "Design for creep: A critical examination of some methods",EngineeringFailure Analysis, Vol. 27, pp. 350-372.
  7. Romashov, Yu. and Povolotskii, E. (2017), "Using the Method of Finite Differences to Solve the Rod Fuel ElementShellStress-Strain Behavior Problem", Bulletin of NTU "KhPI". Series: Power and heat engineering processes and equipment, No. 9(1231),pp.82–85, ISSN 2078-774X, doi: 10.20998/2078-774X.2017.09.13.
  8. Morachkovskii, O. K. and Romashov, Yu. V. (2009), "Solving initial-boundary-value creep problems", InternationalAppliedMechanics, Vol. 45, No. 10, pp. 1061–1070.
  9. Fletcher, C. A. J. (1988, 1991), Computational techniques for fluid dynamics 1 Fundamental and General Techniques,SpringerVerlag, Berlin, Heidelberg.

##submission.downloads##

Надіслано в редакцію

2018-02-13

Опубліковано

2018-07-14

Як цитувати

Romashov, Y. V., & Povolotskii, E. (2018). АНАЛИЗ ПОДХОДОВ К ОЦЕНКЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ОБОЛОЧЕК СТЕРЖНЕВЫХ ТВЭЛОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С УЧЕТОМ ПОЛЗУЧЕСТИ. Вісник Національного технічного університету «ХПІ». Серія: Енергетичнi та теплотехнiчнi процеси й устаткування, (11), 63–66. https://doi.org/10.20998/2078-774X.2018.11.10

Номер

№ 11 (2018): Вісник НТУ "ХПІ": Серія "Енергетичні та теплотехнічні процеси й устаткування"

Розділ

Енергетичні та теплотехнічні процеси й устаткування