INSTITUTE NEWS

Рабочее совещание по проблеме «Моделирование ядерного топлива для безопасности и повышения эффективности реакторов с водяным охлаждением»

7—9 марта 2017 года в Париже состоялось рабочее совещание по проблеме «Моделирование ядерного топлива для безопасности и повышения эффективности реакторов с водяным охлаждением» («Nuclear-fuel modelling to support safety and performance enhancement for water-cooled reactors»), организованное Агентством по ядерной энергетике при Организации по экономическому сотрудничеству и развитию (NEA/OECD).

Старший научный сотрудник ИБРАЭ РАН Владимир Драганович Озрин принял участие в работе совещания и выступил с докладом «Моделирование поведения продуктов деления в облученном оксидном топливе в переходных и аварийных условиях топливным кодом SFPR».

Топливный код SFPR для механистического, многомасштабного моделирования поведения одиночного твэла в различных режимах работы (от режима нормальной эксплуатации до тяжёлой аварии) был разработан в ИБРАЭ РАН в течение последнего десятилетия. Код был создан путем объединения двух автономных кодов: кода MFPR, моделирующего поведение облученного UO₂ топлива, разработанного в кооперации с IRSN (France), и кода SVECHA/QUENCH для моделирования термомеханических и физико-химических процессов в Zr оболочке твэла, разработанного в кооперации с KIT (Germany).

Код самосогласованно описывает процессы эволюции микроструктуры топлива под воздействием облучения, изменение его термохимических свойств, в частности, фазового состава и кислородного потенциала, миграцию и выход продуктов деления в газовый зазор, процессы окисления/восстановления топлива в паро-водородной атмосфере.

Основная часть доклада была посвящена верификации кода и сравнению результатов расчетов SFPR с данными экспериментов по переходным режимам, включая отдельные эффекты такие, как кинетика «быстрого» выхода газа, кинетика распухания топлива при высокотемпературном отжиге Кинетика поведения и выхода продуктов деления в аварийных условиях проиллюстрирована расчетами тестов VI 1–7 и VERCORS 1–6.

На совещании обсуждался следующий круг вопросов:

1. Современные достижения и будущие проблемы ядерного топлива, в частности, с использованием результатов, основанных на квантово-механических и молекулярно-динамических расчетах;
2. Моделирование ядерного топлива для повышения эффективности и безопасности функционирования в аварийных условиях, в частности, компьютерный анализ проблемы «баллунинга» топливных сборок и перемещения топлива в авариях типа LOCA; ключевые вопросы в исследованиях безопасности путём моделирования поведения ксенона (и криптона) в топливе при нормальных и аварийных условиях; моделирование поведения оксидного топлива и выхода продуктов деления в переходных и аварийных режимах твэльным кодом SFPR;
3. Моделирование ядерного топлива для повышения эффективности и безопасности в условиях нормальной эксплуатации, в частности, моделирование деформации топливных сборок в процессе нормального функционирования; высокотемпературная реструктуризация топлива в стационарном режиме эксплуатации; многомасштабное моделирование поведения газонаполненных пузырей в UO₂ топливе в нормальных условиях; моделирование поведения газовых пузырей и их вклада в распухание топлива кодами MARMOT, TRANSURANUS, BISON, ALCYONE в нормальных и переходных условиях, моделирование радиационно-индуцированного уплотнения топлива;
4. Обсуждение рекомендаций по ключевым физическим проблемам, обсуждаемым на совещании, новым требованиям к экспериментальным данным, тематике возможного международного сотрудничества.