DOI: https://doi.org/10.15587/2312-8372.2014.26221

Water-moderated reactor fuel cladding reliability study

Елена Викторовна Бакутяк, Сергей Николаевич Пелых

Abstract


Considering the fuel element, averaged by fuel assembly (FA) of water-moderated reactor with the power of 1000 MW (VVER-1000), the number of fuel elements with the greatest cladding failure probability after 4 operation years at Khmelnitsky NPP-2 (KNPP-2) is found. This will allow to calculate the fuel cladding failure probability and determine the most likely cladding damages, which will enable to improve the performance and economic indexes of VVER.

The novelty of the paper lies in calculating the fuel cladding failure probability after 4 years of operation at KNPP-2 using a method, based on the energy version of the theory of creep (EVTP method). Up to date, this calculation for VVER of KNPP-2 was not performed.

The reliability study of VVER-1000 fuel cladding failure was performed. As a result, the most probable number of failed fuel elements in the fuel assembly depressurize provided its location for 4 years in a fixed cell of the active core is found. Using these values it is possible to forecast fuel cladding failure probability. This will allow to get an idea about the reliability of nuclear reactor fuel elements under the given operating conditions.

Keywords


VVER; fuel cladding; cladding reliability study; Khmelnytsky NPP-2 (KNPP-2)

References


Vlasenko, N. Y., Kukharchuk, N. P., Hodun, O. V. (2012). Otsenka razvytyia atomnoi enerhetyky Ukrayny na dolhosrochnuiu perspektyvu. Trudy XX mezhdunarodnoi konferentsyy po fyzyke radyatsyonnykh yavlenyi y radyatsyonnomu materyalovedenyiu. Alushta: NNTs “Kharkovskyi fyzyko-tekhnycheskyi ynstytut”, 7–8.

Yang, R., Cheng, B., Deshon, J., Edsinger, K., Ozer, O. (2006, September). Fuel R & D to Improve Fuel Reliability. Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 43, № 9, 951–959. doi:10.1080/18811248.2006.9711181.

Pravyla yadernoy bezopasnosty reaktornykh ustanovok atomnykh stantsyy NP-082-07 (vzamen PNAE H-1-024-90, PBYa RU AS-89). (2008). Federal'naya Sluzhba po ekolohycheskomu, tekhnolohycheskomu y atomnomu nadzoru, 21.

Pelykh, S. N. (2013). Osnovy upravlenyya svoystvamy tvelov VVER. Saarbrücken: Palmarium Academic Publishing, 168.

Fylymonov, P. E., Mamychev, V. V., Aver'yanova, S. P. (1998). Prohramma ”Ymytator reaktora” dlya modelyrovanyya manevrennykh rezhymov raboty VVER-1000. Atomnaya enerhyya, Vol. 84, № 6, 560–563.

Suzuki, M. (2000). Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V (Ver.1). JAERI-Data/Code 2000-030. Tokai: Japan Atomic Energy Research Institute, 285.

Suzuky, M. (2010). Modelyrovanye povedenyya tvela lehkovodnoho reaktora v razlychnykh rezhymakh nahruzhenyya. Odessa: Astroprynt, 218.

Pelykh, S. N., Maksimov, M. V., Baskakov, V. E. (2013, August). Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control. Annals of Nuclear Energy, Vol. 58, 188–197. doi:10.1016/j.anucene.2013.03.020.

Pelykh, S. N., Maksymov, M. V. (2013). Metod upravlenyya perestanovkamy TVS s uchetom povrezhdennosty obolochek tvelov y hlubyny vyhoranyya toplyva. Voprosy atomnoy nauky y tekhnyky. Ser. Fyzyka radyatsyonnykh povrezhdenyy y radyatsyonnoe materyalovedenye, Issue 5 (87), 84–90.

Pelykh, S. N., Maksimov, M. V., Parks, G. T. (2013, April). A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup. Nuclear Engineering and Design, Vol. 257, № 4, 53–60. doi:10.1016/j.nucengdes.2012.12.022.


GOST Style Citations


1. Власенко, Н. И. Оценка развития атомной энергетики Украины на долгосрочную перспективу [Текст]/ Н. И. Власенко, Н. П. Кухарчук, О. В. Годун// Труды XX международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. – Алушта: ННЦ “Харьковский физико-технический институт”, 2012. – С. 7–8.

2. Yang, R. Fuel R & D to Improve Fuel Reliability [Text]/ R. Yang, B. Cheng, J. Deshon, K. Edsinger, O. Ozer// Journal of Nuclear Science and Technology. – 2006. – Vol. 43, № 9. – P. 951–959. doi:10.1080/18811248.2006.9711181.

3. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций НП-082-07 (взамен ПНАЭ Г-1-024-90, ПБЯ РУ АС-89) [Текст]. – М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2008. – 21 с.

4. Пелых, С. Н. Основы управления свойствами твэлов ВВЭР [Текст]/ С. Н. Пелых. – Saarbrücken: Palmarium Academic Publishing, 2013. – 168 с.

5. Филимонов, П. Е. Программа ”Имитатор реактора” для моделирования маневренных режимов работы ВВЭР-1000 [Текст]/ П. Е. Филимонов, В. В. Мамичев, С. П. Аверьянова// Атомная энергия. – 1998. – Т. 84, № 6. – С. 560–563.

6. Suzuki, M. Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V (Ver. 1) [Text]/ M. Suzuki// JAERI-Data/Code 2000-030. – Tokai: Japan Atomic Energy Research Institute, 2000. – 290 p.

7. Сузуки, М. Моделирование поведения твэла легководного реактора в различных режимах нагружения [Текст]/ М. Сузуки; пер. с англ. С. Н. Пелых. – Одесса: Астропринт, 2010. – 218 с.

8. Pelykh, S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control [Text]/ S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov// Annals of Nuclear Energy. – 2013. – Issue 58. – P. 188–197. doi: 10.1016/j.anucene.2013.03.020

9. Pelykh, S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control [Text]/ S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov// Annals of Nuclear Energy. – 2013. – Vol. 58. – P. 188–197. doi:10.1016/j.anucene.2013.03.020.

10. Пелых, С. Н. Метод управления перестановками ТВС с учетом поврежденности оболочек твэлов и глубины выгорания топлива [Текст]/ С. Н. Пелых, M. В. Maксимов// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. – 2013. – Вып. 5 (87). – С. 84–90.

11. Pelykh, S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup [Text]/ S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, G. T. Parks// Nuclear Engineering and Design. – 2013. –Vol. 257, № 4. – P. 53–60. doi:10.1016/j.nucengdes.2012.12.022.






Copyright (c) 2016 Елена Викторовна Бакутяк, Сергей Николаевич Пелых

Creative Commons License
This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.

ISSN (print) 2664-9969, ISSN (on-line) 2706-5448