Термодинамическое моделирование равновесного состава продуктов реакции при обезвоживании технологического канала уран-графитового реактора; Альтернативная энергетика и экология; № 16-18 (228-230)
| Parent link: | Альтернативная энергетика и экология: международный научный журнал № 16-18 (228-230).— 2017.— [С. 77-88] |
|---|---|
| Körperschaft: | |
| Weitere Verfasser: | , , , |
| Zusammenfassung: | Заглавие с экрана Обсуждаются явления и процессы, происходящие в уран-графитовых ядерных реакторах, в том числе, в промышленных, энергетических и исследовательских реакторах, при нарушении режима теплосъёма, разрушении оболочки топливного элемента и обезвоживании технологического канала. Рассмотрены аварийные ситуации, приводящие к накоплению в графитовой кладке фрагментов облученного ядерного топлива, в реакторах типа Magnox, HTR, AGR, реакторах B и N в Хэнфорде. Наиболее подробно описаны процессы, происходящие при тяжелых зависаниях твэлов, состоящих из металлического урана. Кроме того, в работе анализируются возможные химические соединения металлического урана при его взаимодействии с оболочкой твэла, материалов технологического канала, парогазовой смесью, водой и графитовой кладкой. Приводятся данные по качественному составу соединений, в которых могут находиться просыпи ядерного топлива в графитовой кладке, полученные с помощью термодинамического метода, в основу которого положен принцип максимума энтропии. Показано, что при достижении температуры плавления металлического урана могут образовываться различные твёрдые и газообразные химические соединения: оксиды, гидриды, карбиды и др., - однако, их концентрация и количество будут определяться, прежде всего, температурой внутри графитовой кладки. В статье приведена разработанная математическая модель процесса обезвоживания и запаривания технологического канала реактора типа B и N, описываемая нестационарным уравнением теплопереноса с граничными условиями первого и второго рода. Представлен алгоритм решения уравнения в программных пакетах Ansys Fluent и Mathlab. Доказано, что при нарушении режима теплосъёма, разрушении оболочки топливного элемента и обезвоживании технологического канала основным продуктом реакции, накапливающимся в графитовой кладке, является диоксид урана UO2. Не исключено образование газообразных продуктов реакции, например, CO, CH4, H2. The paper discusses the phenomena and processes occurring in the industrial, power and research uranium-graphite nuclear reactors at heat removal trouble, clad damage and technological channel dewatering. The authors describe the accidental situations leading to build-up of the fragments of irradiated nuclear fuel in graphite stack of the Magnox, HTR, AGR reactors and B and N reactors in Hanford. The processes occurring at serious fuel element bridging which consisting of metal uranium are best documented. Moreover, the paper analyzes the possible chemical compounds of metal uranium with fuel element case, technological channel material, steam gas mixture, water and graphite stack. The authors adduce data on qualitative composition of compounds that could contain accidental release of nuclear fuel in the graphite stack. Such data were obtained by thermodynamic method based on the principle of the entropy maximum. It was shown that at reaching the melting temperature of metal uranium various solid and gaseous chemical compounds such as oxides, hydrates, carbides and others could form, but their concentration and amount depend on temperature inside of the graphite stack. The paper also shows the mathematical model of dewatering and steam lock of technological channel of the B and N type reactors. Aforementioned model follows the non-stationary heat transfer equation with Dirichlet and Neumann boundary conditions. Solution algorithm of this equation is realized in Ansys Fluent and Matlab. It was clearly shown that UO2 is the main product that build-up in the graphite stack at the heat removal trouble, clad damage and technological channel dewatering. Furthermore, it is possible to form the gaseous products such as CO, CH4 and H2, and it is unlikely to form the compound of metal uranium and hydrogen (tritium). The results could be used in choosing the way of treatment of irradiated graphite in particular at the disassembling graphite stack. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса |
| Sprache: | Russisch |
| Veröffentlicht: |
2017
|
| Schlagworte: | |
| Online-Zugang: | https://elibrary.ru/item.asp?id=29902399 |
| Format: | Elektronisch Buchkapitel |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=655795 |
MARC
| LEADER | 00000naa0a2200000 4500 | ||
|---|---|---|---|
| 001 | 655795 | ||
| 005 | 20250514134033.0 | ||
| 035 | |a (RuTPU)RU\TPU\network\22095 | ||
| 090 | |a 655795 | ||
| 100 | |a 20171004d2017 k||y0rusy50 ca | ||
| 101 | 0 | |a rus | |
| 102 | |a RU | ||
| 135 | |a drcn ---uucaa | ||
| 181 | 0 | |a i | |
| 182 | 0 | |a b | |
| 200 | 1 | |a Термодинамическое моделирование равновесного состава продуктов реакции при обезвоживании технологического канала уран-графитового реактора |d Thermodynamic Modeling of the Equilibrium Composition of the Reaction Products in the Dewatering Process of the Channel of Uranium-Graphite Reactor |f А. О. Павлюк [и др.] | |
| 203 | |a Текст |c электронный | ||
| 300 | |a Заглавие с экрана | ||
| 320 | |a [Библиогр.: с. 88 (31 назв.)] | ||
| 330 | |a Обсуждаются явления и процессы, происходящие в уран-графитовых ядерных реакторах, в том числе, в промышленных, энергетических и исследовательских реакторах, при нарушении режима теплосъёма, разрушении оболочки топливного элемента и обезвоживании технологического канала. Рассмотрены аварийные ситуации, приводящие к накоплению в графитовой кладке фрагментов облученного ядерного топлива, в реакторах типа Magnox, HTR, AGR, реакторах B и N в Хэнфорде. Наиболее подробно описаны процессы, происходящие при тяжелых зависаниях твэлов, состоящих из металлического урана. Кроме того, в работе анализируются возможные химические соединения металлического урана при его взаимодействии с оболочкой твэла, материалов технологического канала, парогазовой смесью, водой и графитовой кладкой. Приводятся данные по качественному составу соединений, в которых могут находиться просыпи ядерного топлива в графитовой кладке, полученные с помощью термодинамического метода, в основу которого положен принцип максимума энтропии. Показано, что при достижении температуры плавления металлического урана могут образовываться различные твёрдые и газообразные химические соединения: оксиды, гидриды, карбиды и др., - однако, их концентрация и количество будут определяться, прежде всего, температурой внутри графитовой кладки. В статье приведена разработанная математическая модель процесса обезвоживания и запаривания технологического канала реактора типа B и N, описываемая нестационарным уравнением теплопереноса с граничными условиями первого и второго рода. Представлен алгоритм решения уравнения в программных пакетах Ansys Fluent и Mathlab. Доказано, что при нарушении режима теплосъёма, разрушении оболочки топливного элемента и обезвоживании технологического канала основным продуктом реакции, накапливающимся в графитовой кладке, является диоксид урана UO2. Не исключено образование газообразных продуктов реакции, например, CO, CH4, H2. | ||
| 330 | |a The paper discusses the phenomena and processes occurring in the industrial, power and research uranium-graphite nuclear reactors at heat removal trouble, clad damage and technological channel dewatering. The authors describe the accidental situations leading to build-up of the fragments of irradiated nuclear fuel in graphite stack of the Magnox, HTR, AGR reactors and B and N reactors in Hanford. The processes occurring at serious fuel element bridging which consisting of metal uranium are best documented. Moreover, the paper analyzes the possible chemical compounds of metal uranium with fuel element case, technological channel material, steam gas mixture, water and graphite stack. The authors adduce data on qualitative composition of compounds that could contain accidental release of nuclear fuel in the graphite stack. Such data were obtained by thermodynamic method based on the principle of the entropy maximum. It was shown that at reaching the melting temperature of metal uranium various solid and gaseous chemical compounds such as oxides, hydrates, carbides and others could form, but their concentration and amount depend on temperature inside of the graphite stack. The paper also shows the mathematical model of dewatering and steam lock of technological channel of the B and N type reactors. Aforementioned model follows the non-stationary heat transfer equation with Dirichlet and Neumann boundary conditions. Solution algorithm of this equation is realized in Ansys Fluent and Matlab. It was clearly shown that UO2 is the main product that build-up in the graphite stack at the heat removal trouble, clad damage and technological channel dewatering. Furthermore, it is possible to form the gaseous products such as CO, CH4 and H2, and it is unlikely to form the compound of metal uranium and hydrogen (tritium). The results could be used in choosing the way of treatment of irradiated graphite in particular at the disassembling graphite stack. | ||
| 333 | |a Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса | ||
| 461 | |t Альтернативная энергетика и экология |o международный научный журнал | ||
| 463 | |t № 16-18 (228-230) |v [С. 77-88] |d 2017 | ||
| 510 | 1 | |a Thermodynamic Modeling of the Equilibrium Composition of the Reaction Products in the Dewatering Process of the Channel of Uranium-Graphite Reactor |z eng | |
| 610 | 1 | |a электронный ресурс | |
| 610 | 1 | |a труды учёных ТПУ | |
| 610 | 1 | |a уран-графитовые ядерные реакторы | |
| 610 | 1 | |a ядерное топливо | |
| 610 | 1 | |a графитовая кладка | |
| 610 | 1 | |a обезвоживание | |
| 610 | 1 | |a пирофоры | |
| 610 | 1 | |a термодинамическое моделирование | |
| 701 | 1 | |a Павлюк |b А. О. |c специалист в области ядерных технологий |c начальник проектного офиса Томского политехнического университета, кандидат физико-математических наук |f 1976- |g Александр Олегович |3 (RuTPU)RU\TPU\pers\47561 |9 23057 | |
| 701 | 1 | |a Беспала |b Е. В. |c инженер-физик |c доцент Томского политехнического университета, кандидат физико-математических наук |f 1990- |g Евгений Владимирович |9 23116 | |
| 701 | 1 | |a Котляревский |b С. Г. |g Сергей Геннадьевич | |
| 701 | 1 | |a Новосёлов |b И. Ю. |c специалист в области ядерных технологий |c инженер-исследователь Томского политехнического университета |f 1989- |g Иван Юрьевич |3 (RuTPU)RU\TPU\pers\32434 | |
| 712 | 0 | 2 | |a Национальный исследовательский Томский политехнический университет |c (2009- ) |9 26305 |
| 801 | 2 | |a RU |b 63413507 |c 20230427 |g RCR | |
| 850 | |a 63413507 | ||
| 856 | 4 | |u https://elibrary.ru/item.asp?id=29902399 | |
| 942 | |c CF | ||