مجله علوم و فنون هسته ای

شماره جاری

کلیه شماره‌های مجله

نمایه نویسندگان

نمایه کلیدواژه ها

درباره نشریه

اهداف و چشم انداز

اصول اخلاقی انتشار مقاله

اعضای گروه دبیران (هیئت تحریریه)

فرایند پذیرش مقالات

پیوندهای مفید

راهنمای نویسندگان

دریافت قالب مقاله

دریافت فرم‌ ها

راهنمای ارسال مقاله

راهنمای داوری مقالات

اسامی سالانه داوران

ثبت داوری در پایگاه داوری Web of Science (publons)

اطلاعات تماس

فرم ارتباط با مجله

تحلیل عددی رفتار ترمومکانیکی میله سوخت (2UO) در حالت پایا با استفاده از روش المان محدود

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

دانشکده مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران-ایران

چکیده

در طراحی میله سوخت، توانایی پیش­‌بینی قابل‌­اطمینان از عملکرد سوخت به­‌منظور رعایت اصول ایمنی از اهمیت بالایی برخوردار است. برای دستیابی به این هدف، کدهای کامپیوتری مختلفی ارایه شده­اند که هر یک از آن‌ها از مدل‌­های مختلف مکانیکی و روش­‌های مختلف عددی و تحلیلی استفاده می­‌کنند. ‌بر همین اساس، هدف پژوهش حاضر تهیه برنامه‌­ای کامپیوتری به زبان برنامه­‌نویسی فرترن به‌­منظور آنالیز مکانیکی و حرارتی میله‌­های سوخت (2‌UO) با استفاده از روش­های عددی، به­ویژه به‌­کارگیری اصل کار مجازی در تحلیل مکانیکی میله سوخت در شرایط پایا می­‌باشد. برای حل معادلات به‌دست آمده از روش المان محدود استفاده شده است. در قسمت تحلیل مکانیکی پدیده­‌هایی از قبیل تورم و تراکم سوخت و خزش در غلاف در نظر گرفته شده‌­اند. سپس با پدیده‌­های فوق و انجام تحلیل مکانیکی و حرارتی به­‌صورت هم­زمان، زمان تماس سوخت با غلاف، میزان تنش و کرنش در سوخت و غلاف، دمای مرکز سوخت، میزان رشد لایه اکسید بر روی غلاف و توزیع دمای سوخت و غلاف در طول کار راکتور در حالت پایا (در یک توان ثابت) توسط برنامه­ نوشته شده به‌دست می‌­آیند. نتایج این برنامه با نتایج روش تحلیلی موجود در منابع صحت­سنجی شده و برای راکتور VVER1000 تحلیل مکانیکی و حرارتی میله سوخت در یک بازه 1600 روزه انجام پذیرفته است. با توجه به نتایج به‌دست آمده، قرص سوخت پس از 1250 روز با غلاف تماس پیدا می­‌کند.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Numerical analysis of thermomechanical behavior of fuel rod‌ (UO2)in steady state condition using finite element method

نویسندگان [English]

  • M. Imani
  • M. Aghaei
  • M.E. Adelikhah
  • A. R. Zolfaghari
  • A.H. Minuchehr

Nuclear Engineering Department, Shahid Beheshti University, P.O.Box: 1983963113, Tehran-Iran

چکیده [English]

In designing the fuel rod, having a reliable prediction of fuel performance is of high importance in order to comply with safety principles. Various computer codes have been provided for this purpose. Each of these codes uses different mechanical models, numerical and analytical methods. Accordingly, the purpose of the present work is to develop Fortran computer software for mechanical and thermal analysis of fuel rods using numerical methods, especially applying the principle of virtual work in mechanical analysis of fuel rods in steady-state conditions. The finite element method is used to solve the equations. The mechanical analysis includes phenomena such as swelling and fuel density and clad creep. Through these phenomena and simultaneous performance of mechanical and thermal analysis, fuel-clad interaction, stress and strain rate in fuel and clad, fuel center temperature, oxide layer thickness, fuel, and clad temperature distribution during operation is obtained by the code. The results of the code are compared with the results of the analytical method which are available in other research works. Finally, for the VVER1000 reactor, mechanical and thermal analysis of the fuel rod was performed over a 1600-day interval. According to the simulation, the fuel-clad interaction occurs after 1250 days.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Fuel Rod
  • Clad
  • Fuel Pellet
  • Mechanical Analysis
  • Thermal Analysis
  • Finite Element Method
  • Virtual Work
مراجع
1.      Dyk . Š and Zeman. V, “Evolution of grid-to-rod fretting of nuclear fuel rods during burnup,” Prog. Nucl. Energy, vol. 108, pp. 160–168, 2018, doi: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2018.05.016.
2.      H. Aybar and P. Ortego, “A review of nuclear fuel performance codes,” Prog. Nucl. Energy - PROG NUCL ENERGY, vol. 46, pp. 127–141, Dec. 2005, doi: 10.1016/j.pnucene.2005.01.004.
3.      R. L. Williamson and S. R. Novascone, “Application of the BISON Fuel Performance Code to the FUMEX-III Coordinated Research Project,” no. April, 2012.
4.      N. R. Commission, “FRAPCON-3 : A Computer Code for the Calculation of Steady-State , Thermal-Mechanical Behavior of Oxide Fuel Rods for High Burnup,” vol. 2, 1997.
5.  Lanning, D.D., Hann, C.R, Review of Methods Applicable to the Calculation of Gap Conductance in Zircaloy-Clad UO2 Fuel Rods. 1975, Battelle Pacific Northwest Labs, Washington.
6.      J.B.Aniscough, Gap Conductance in Circaloy Clad LWR Fuel Rods. 1982, United kingdom Atomic Energy
7.      R. Williamson, “Enhancing the ABAQUS thermomechanics code to simulate multipellet steady and transient LWR fuel rod behavior,” J. Nucl. Mater. - J NUCL MATER, vol. 415, pp. 74–83, Aug. 2011, doi: 10.1016/j.jnucmat.2011.05.044.
8.      Herranz, L.E., Feria, F., 2010. Extension of the FRAPCON-3.3 creep model to dry storage conditions. Prog. Nucl. Energy 52 (7), 634–639.
9.      Rivera, J.E., Performance of light water reactor fuel rods during  plant  power  changes, in Department  of  Nuclear Engineering. 1981: MIT university.
10.    I. National and I. Falls, “Volume IV SCDAP / RELAP5 / MOD3 . 1 Code Manual Volume IV : MATPRO -- A Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis,” vol. IV.
11.    M. Safari, M. Aghaie, A. Minuchehr, and G. Allahyarizadeh, “Numerical study of hyperstoichiometric fuel creep (UO2+x) in fuel clad interaction of WWER1000,” Ann. Nucl. Energy, vol. 133, pp. 950–959, 2019,
12.    M. Imani, M. Aghaie, A. Zolfaghari, and A. Minuchehr, “Numerical study of fuel–clad mechanical interaction during long-term burnup of WWER1000,” Ann. Nucl. Energy, vol. 80, pp. 267–278, 2015, doi: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.01.036.
13.    T. A. Haynes, J. A. Ball, J. H. Shea, and M. R. Wenman, “Modelling Pellet-Clad Mechanical Interaction During Extended Reduced Power Operation in Bonded Nuclear Fuel,” J. Nucl. Mater., vol. 465, Jun. 2015,
14.    Helfer, P.G., J-M. Ricaud, D. Plancq, C. Struzik MODELLING THE EFFECT OF OXIDE FUEL FRACTURING  ON THE MECHANICAL BEHAVIOUR OF FUEL RODS. in Pellet-clad Interaction in Water Reactor Fuels. 2004. France.
15.    Thermophysical properties database of materials for light water reactors and heavy water reactors, in IAEA-TECDOC-1496. 2005, IAEA International Atomic Energy Agency.
16.    Y. Jiang, Y. Cui, Y. Huo, and S. Ding, “Three-dimensional FE analysis of the thermal–mechanical behaviors in the nuclear fuel rods,” Ann. Nucl. Energy, vol. 38, pp. 2581–2593, Nov. 2011,
17.       T. Allen, R. J. M. Konings, and A. T. Motta, “Corrosion of Zirconium Alloys,” Compr. Nucl. Mater., vol. 5, pp. 49–68, Dec. 2012, doi: 10.1016/B978-0-08-056033-5.00063-X.
18.       “Waterside corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants,” IAEA-TECDOC-996, 1998.
19.       Guicheret-Retel. V, Trivaudey.F , Boubakar. M, and Thevenin. P, “Elastic and viscoplastic pellets fragmentation modeling using an axisymmetrical ID finite element code,” Nucl. Eng. Des. - NUCL ENG DES, vol. 232, pp. 249–262, Aug. 2004, doi: 10.1016/j.nucengdes.2004.07.003.
20.       R. L. Williamson, “Simulation of NGNP Fuel using the BISON Fuel Performance Code,” 2010.
21.    “Chapter 4 (FSAR) for BNPP,” 2007.
مجله علوم و فنون هسته ای
دوره 42، شماره 1 - شماره پیاپی 95
اردیبهشت 1400
صفحه 30-39
فایل ها
هم رسانی
ارجاع به این مقاله
آمار