Математичне моделювання та дослідження температурного поля двошарового кульового твела газографітового реактора

Abstract

В умовах енергетичної трансформації та актуалізації проблем ядерної безпеки особливе значення набувають дослідження, спрямовані на підвищення ефективності та надійності сучасних ядерних технологій. Високотемпературні газографітові реактори, які застосовують паливні елементи типу TRISO, демонструють високий потенціал у забезпеченні як електрогенерації, так і промислового теплопостачання [1, 2]. Одним із ключових чинників їх надійної роботи є стабільний температурний режим у межах тепловиділяючих елементів [3]. Мета дослідження — вивчення температурного режиму двошарового кульового тепловиділяючого елемента (ТВЕЛа) для високотемпературних газографітових реакторів. Об’єкт дослідження — паливний елемент типу TRISO, який використовується у складі реактора HTR-10. Предмет дослідження — температурне поле в межах ТВЕЛа та його залежність від теплофізичних параметрів і геометричних характеристик конструкції. У роботі реалізовано математичне моделювання розподілу температури всередині ТВЕЛа на основі рівняння теплопровідності в сферичних координатах [4]. У моделі враховано внутрішнє тепловиділення, коефіцієнти теплопровідності матеріалів ядра й оболонки, коефіцієнт тепловіддачі та параметри гелієвого теплоносія. Проведено чисельний аналіз залежності температурного поля від питомої потужності, геометрії елемента та ефективності теплообміну з навколишнім середовищем. Отримані результати свідчать про наявність температурного максимуму в центрі паливного ядра та потенційні термічні ризики при порушенні оптимальних умов експлуатації. Встановлено, що підвищення теплопровідності матеріалів та інтенсифікація теплообміну значно знижують пікові температури, сприяючи термічній стабільності ТВЕЛа. Розроблена модель може бути використана для оптимізації конструкції паливних елементів, прогнозування

їхньої поведінки в реакторних умовах та підвищення загального рівня безпеки енергетичних установок [5].

ПЕРЕЛІК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ

1. IAEA-TECDOC-1198. Design and Safety Features of Modular High Temperature Gas-Cooled Reactors. IAEA, 2001. https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1198_prn.pdf 2. INET (Tsinghua University). HTR-10 Status and Test Results. Nuclear Engineering and Design, Vol. 218, 2002, pp. 91–102. https://doi.org/10.1016/S0029-5493(02)00181-1 3. Тарасенко В. І. Ядерна енергетика: сучасний стан і перспективи розвитку. Харків: НТУ "ХПІ", 2021. https://repository.kpi.kharkov.ua/items/478357df-d31a-417e-a269- 2116ccb7fbda 4. Курило В. М., Глазунов С. О. Фізика ядерних реакторів. Київ: НАУ, 2020. https://er.nau.edu.ua/handle/NAU/45654 5. OECD/NEA. Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems. OECD, 2014. https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_29892/technology-roadmap-update-for- generation-iv-nuclear-energy-systemsIn the context of energy transformation and the growing importance of nuclear safety issues, research aimed at improving the efficiency and reliability of modern nuclear technologies becomes increasingly significant. High-temperature gas-cooled reactors (HTGRs), which utilize TRISO-type fuel elements, demonstrate high potential for both electricity generation and industrial heat supply [1, 2]. One of the key factors ensuring their reliable operation is the stable thermal regime within the fuel elements [3]. The aim of the study is to investigate the thermal regime of a double-layer spherical fuel element (FE) used in high-temperature gas-cooled reactors. The object of the study is a TRISO-type fuel element employed in the HTR- 10 reactor. The subject of the study is the temperature field within the fuel element and its dependence on the thermophysical parameters and geometric characteristics of the structure. The study presents mathematical modeling of the temperature distribution inside the fuel element based on the heat conduction equation in spherical coordinates [4]. The model accounts for internal heat generation, the thermal conductivities of the core and shell materials, the heat transfer coefficient, and the parameters of the helium coolant. A numerical analysis was performed to examine the dependence of the temperature field on specific power, the geometry of the element, and the efficiency of heat exchange with the environment. The results indicate a temperature maximum at the center of the fuel kernel and identify potential thermal risks in case of deviations from optimal operating conditions. It was found that increasing the thermal conductivity of the materials and intensifying heat exchange significantly reduce peak temperatures, thus contributing to the thermal stability of the fuel element. The developed model can be applied for optimizing the design of fuel elements, predicting their behavior under reactor conditions, and enhancing the overall safety of nuclear power systems [5].

ПЕРЕЛІК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ

1. IAEA-TECDOC-1198. Design and Safety Features of Modular High Temperature Gas-Cooled Reactors. IAEA, 2001. https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1198_prn.pdf 2. INET (Tsinghua University). HTR-10 Status and Test Results. Nuclear Engineering and Design, Vol. 218, 2002, pp. 91–102. https://doi.org/10.1016/S0029-5493(02)00181-1 3. Тарасенко В. І. Ядерна енергетика: сучасний стан і перспективи розвитку. Харків: НТУ "ХПІ", 2021. https://repository.kpi.kharkov.ua/items/478357df-d31a-417e-a269- 2116ccb7fbda 4. Курило В. М., Глазунов С. О. Фізика ядерних реакторів. Київ: НАУ, 2020. https://er.nau.edu.ua/handle/NAU/45654 5. OECD/NEA. Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems. OECD, 2014. https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_29892/technology-roadmap-update-for- generation-iv-nuclear-energy-systems