Научная группа:
Лаборатория теплофизических свойств материалов ядерной техники (Кафедра №13 ИЯФиТ)

Логотип проекта
Участники
Funders
ID
Авторы
Profile Picture
Персона
Круглов, Александр Борисович
Руководитель научной группы "Теплофизические свойства материалов ядерной техники"
Profile Picture
Персона
Публикации
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Теплофизические характеристики ТВЭЛов с плотным топливом реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
(2019) Стручалин, П. Г.; Стручалин, Павел Геннадьевич; Харитонов, В. С.
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Tolerant fuel for VVER reactors
(2020) Alhmoud, A. Z.; Kruglov, V. B.; Kruglov, A. B.; Tanash, H. A.; Круглов, Александр Борисович
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The main factor of destruction of fuel rods in accidents with loss of coolant is associated with the vapor-zirconium reaction occurring between the fuel rod shell and the coolant (water). Improving the reliability of fuel cells can be obtained by modifying or replacing the fuel shell, materials that do not interact with the coolant during normal operation and in emergencies. The loss of coolant accident is a design-basis accident in light water reactors. The postulated accident requires an analysis of the double guillotine break in a main primary coolant pipe, which allows the coolant to freely discharge out of the primary system into the containment of the building. In the present work, the heat stored in the active zone of the reactor, the heat capacity of the fuel and the shell temperatures are determined for ATF materials U-10Mo and U3Si2. The calculated values are compared with the usually used fuel UO2. The results showed beneficial effect of using ATF materials. The above quantities are decreased dramatically for ATF, promising to replace UO2 with ATF fuels. This reduces the probabilities of accidents and oxidation in the nuclear reactors. The calculations are done for nuclear power plant, type VVER-1200.
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Accident tolerant fuels to replace uranium dioxide
(2020) Alhmoud, A. Z.; Kruglov, V. B.; Kruglov, A. B.; Круглов, Александр Борисович
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The thermal conductivities for the traditional fuel UO2 and for the Accident Tolerant Fuel (uranium Molybdenum alloy, U-10Mo and uranium silicide, U3Si2) are calculated and compared. Then the temperature distributions on these core reactor, namely on the surface of the rod and in the center line of the rod were determined. The calculation is carried out using MATHCAD program. The calculations showed enhancement of thermal conductivity of the Accident Tolerant Fuel as they increased linearly with increasing temperature, and reduction of their center line temperatures of the rods. Beside, their steep thermal gradient, which may reduce the induced heat stresses in the core of the reactor.
Организационные подразделения
OrgUnit Logo
Организационная единица
Институт ядерной физики и технологий
Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.
Описание
Направления исследований: - Теплофизические свойства материалов Прецизионные измерения теплопроводности, теплоемкости, коэффициента термического линейного расширения, температур фазовых переходов конструкционных материалов, замедлителей и жидкометаллических теплоносителей ядерных энергетических установок - Методы неразрушающих измерений Разработка методов определения теплофизических свойств твэлов ядерных реакторов - Методы исследования параметров теплообмена с жидкими металлами Методы исследования теплопроводности жидкометаллических теплоносителей и термического сопротивления контакта жидкого металла с теплопередающей поверхностью - Базы данных по теплофизическим свойствам Анализ и обобщение имеющихся данных по теплофизическим свойствам жидкометаллических теплоносителей ядерных энергетических установок
Ключевые слова