Please use this identifier to cite or link to this item: http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/53426
Title: Удосконалення методу контролю оболонки тепловиділяючого елементу для підвищення безпеки ядерного реактора
Other Titles: Improvement of fuel element shell control methods to increase nuclear reactor safety
Authors: Буданов, Павло Феофанович
Бровко, Костянтин Юрійович
Хом'як, Едуард Анатолійович
Тимошенко, Олег Андрійович
Keywords: система контролю герметичності оболонки; пошкодження структури матеріалу; control system for the tightness of the shell; damage to the structure of the material
Issue Date: 2020
Publisher: Національний технічний університет "Харківський політехнічний інститут"
Citation: Удосконалення методу контролю оболонки тепловиділяючого елементу для підвищення безпеки ядерного реактора / П. Ф. Буданов [та ін.] // Вісник Національного технічного університету "ХПІ". Сер. : Енергетика: надійність та енергоефективність = Bulletin of the National Technical University "KhPI". Ser. : Energy: Reliability and Energy Efficiency : зб. наук. пр. – Харків : НТУ "ХПІ", 2020. – № 1 (1). – С. 26-31.
Abstract: Проведено аналіз існуючих методів контролю поверхні матеріалу облицювання паливного елемента, який показав, що їх використання для виявлення поверхневих та внутрішніх дефектів, таких як локальні неоднорідності, мікро- та макропори, різні тріщини, осьова рихлість тощо. характеризується низька ефективність, це трудомісткий процес, що вимагає додаткової обробки поверхні, матеріалу облицювання паливних елементів. Крім того, розслідували методи контролю поверхні матеріалу облицювання паливного елемента дозволяють візуально ідентифікувати лише грубі зовнішні тріщини та великі шлаки включення, невеликі тріщини та неметалічні включення, невидимі під шаром шлаку. Пропонується оцінити якість поверхні матеріалу оболонки у разі його пошкодження та руйнування - використання обчислювального апарату, заснованого на методі теорії фракталів.Пропонується використовувати фрактал властивості структури матеріалу оболонки та кількісна фрактальна величина - фрактальна розмірність, що дозволяє визначити ступінь заповнення обсягу структури матеріалу оболонки під час розгерметизації паливного елемента. Математична модель пошкодження структури паливного елемента облицювальний матеріал розробляється в залежності від одночасного впливу високої температури та внутрішнього тиску, викликаного накопиченням ядер продукти розподілу палива між гранулою ядерного палива та внутрішньою поверхнею обшивки паливного елемента з урахуванням збільшення фракталу в геометричні параметри облицювання паливного елемента. Показано, що пошкоджені структури матеріалу облицювання ТВЧ залежать від тиску і температура всередині обшивки паливного стержня, а також фрактальне збільшення геометричних параметрів, таких як: об’єм і поверхня, зовнішня та внутрішня діаметри, висота та площа поперечного перерізу, довжина та висота наплавлення ядерних гранул, зазор між внутрішньою поверхнею обшивки та ядерним паливом. Визначено критерій оцінки цілісності облицювання ТВЦ, який залежить від зміни геометричних значень у разі пошкодження і руйнування структури матеріалу облицювання паливної штанги. Дано практичні рекомендації щодо використання запропонованого методу для моніторингу герметичність обшивки паливного елемента для обробки інформації, отриманої з обчислювального модуля системи, що контролює герметичність обшивки для автоматизованої системи управління технологічним процесом енергоблоку атомної електростанції, що дозволяє виявити розгерметизацію паливних елементів на більш ранньому етапі порівняно зі стандартною процедурою.
The analysis of the existing methods of control of the surface of the fuel element cladding material was carried out, which showed that their use for detecting surface and internal defects, such as local inhomogeneities, micro- and macropores, various cracks, axial looseness,etc. is characterized by low efficiency, is a laborious process that requires additionalsurface treatment, material of the fuel elements cladding. In addition, the investigated methods of controlling the surface of the fuel element claddingmaterial make it possible to visually identify only rough external cracks and large slag inclusions, small cracks and non-metallic inclusions invisible under the slag layer. It is proposed to assess the quality of the surface of the shell material in case of its damage and destruction, the use of a computational apparatus based on the method of the theory of fractals. It is proposed to use the fractal properties of the shell materialstructure and a quantitative fractal value – the fractal dimension, which makes it possible todetermine the degree of filling of the volume of the shell material structure during fuel element depressurization. A mathematical model of damage to the structure of the fuel element cladding material is developed depending on the simultaneous effect of high temperature and internal pressure caused by the accumulation of nuclear fuel fission products between the nuclear fuel pellet and the inner surface of the fuel element cladding, taking into account the fractal increases in the geometric parameters of the fuel element cladding. It is shown that damaged structures of the fuel rod cladding material depend on the pressure and temperature inside the fuel rod cladding, as well as the fractal increase in geometric parameters, such as: volume and surfacearea, outer and inner diameters, height and cross-sectional area, cladding length andheight of nuclear pellets, gap between the inner surface of the cladding and nuclear fuel. A criterion for assessing the integrity of the fuel rod cladding is determined, which depends on the change in geometric values in the event of damage and destruction of the structure of the fuel rod cladding material. Practical recommendations are given on the use of the proposed method for monitoring the tightness of the fuel element cladding for processing information obtained from the computational module of the system formonitoring the tightness of the cladding for the automated process control system of the nuclear power plant power unit, which makes it possible to detect the depressurization of fuel elements at an earlier stage in comparison with the standard procedure.
ORCID: orcid.org/0000-0002-1542-9390
orcid.org/0000-0002-9669-9316
orcid.org/0000-0002-2579-2986
orcid.org/0000-0003-4660-1840
DOI: doi: 10.2 998/2224-0349.2020.01.04
URI: http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/53426
Appears in Collections:Вісник № 01. Енергетика: надійність та енергоефективність

Files in This Item:
File Description SizeFormat 
visnyk_KhPI_2020_1_ENTE_Budanov_Udoskonalennia.pdf506 kBAdobe PDFThumbnail
View/Open
Show full item record  Google Scholar



Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.