Анализ и кросс-валидация стационарных термогидравлических характеристик топливного элемента активной зоны реактора ВВЭР-1200

Ядерный тепловыделяющий элемент изготавливается из материалов, которые не только способны выдерживать экстремальные тепловые нагрузки, но и эффективно участвуют в передаче тепла от топлива к теплоносителю. Несмотря на низкую теплопроводность газов по сравнению с твердыми телами, в топливном элементе необходимо предусмотреть газовый зазор, чтобы создать пространство для накопления продуктов деления. В данном случае мы должны рассмотреть инертный газ, способный передавать тепло. Поэтому теплогидравлический анализ становится обязательной процедурой для проверки возможного нарушения установленных критических и предельно допустимых параметров, связанных с материалами топливного элемента. Для проверки безопасности стержневой ячейки активной зоны реактора ВВЭР-1200 было изучено поведение теплопередачи от топлива к теплоносителю первого контура путем решения уравнения теплопроводности в стационарном виде аналитическими и численными методами. В расчетных схемах распределение температуры в стержневой ячейке было определено путем вычисления перепада температуры вдоль радиального профиля в предположении стационарных условий. Результаты показали, что конструкция стержневой ячейки активной зоны реактора ВВЭР-1200 демонстрирует операции, которые не нарушают установленные допустимые параметры, связанные с используемыми материалами.