Математичне моделювання та дослідження температурних напружень в циліндричних ТВЕЛах

Автор: Святушенко Софія Дмитрівна
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2025-2026 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Святушенко С.Д., Семерак М.М. (керівник). Математичне моделювання та дослідження температурних напружень в циліндричних твелах. Магістерьска кваліфікаційна робота. Національний університет «Львівська Політехніка», Львів, 2025. АНОТАЦІЯ Атомна енергетика є фундаментом енергетичної безпеки України, а забезпечення надійності активних зон реакторів ВВЕР-1000 в умовах продовження ресурсу та маневрування потужністю є критично важливим завданням. Ключовим елементом безпеки є тепловиділяючий елемент (ТВЕЛ), цілісність оболонки якого залежить від складних термомеханічних процесів. Магістерська кваліфікаційна робота присвячена математичному моделюванню термомеханічної поведінки твелів при їх експлуатації за різних режимів роботи. Об’єкт дослідження – термомеханічні процеси в паливних таблетках та оболонках твелів ВВЕР-1000 під час експлуатації. Предмет дослідження – розподіл температурних полів та механічних напружень у твелах. Мета дослідження – дослідження впливу величини тепловиділення та теплофізичних параметрів твела на його міцність. У кваліфікаційній роботі детально проаналізовано конструкцію активної зони та властивості матеріалів (сплав Zr+1%Nb, діоксид урану). Виявлено фактори деградації матеріалів, зокрема радіаційне окрихчування та гідрування, які впливають на життєвий цикл палива [1]. Розглянуто механізм корозійного розтріскування під напруженням як домінантний фактор руйнування оболонки [2]. Досліджено напружено-деформований стан (НДС) твела, який визначається як сукупність внутрішніх напружень (радіальних, тангенціальних, осьових) та деформацій, що виникають у матеріалах внаслідок нерівномірного теплового розширення та дії зовнішніх сил. За результатами математичного моделювання встановлено, що при питомому об’ємному енерговиділенні 80 МВт/м3 та температурі поверхні tпов = 600 °C температура в центрі паливної таблетки досягає 672,2 °C, а при збільшенні навантаження до 120 МВт/м3 зростає до 708,3 °C. У режимі погіршеного тепловідведення ( tпов = 900 °C) температура центру сягає критичних 1008,3 °C. Розрахунок напружено-деформованого стану показав, що на поверхні таблетки виникають значні розтягувальні напруження: 72,65 МПа при середньому навантаженні та 108,98 МПа при максимальному. Максимальне радіальне переміщення (розширення) палива становить 0,0536 мм, що створює передумови для жорсткої механічної взаємодії з оболонкою. Запропоновано інтеграцію модуля розрахунку цих параметрів у реальному часі в систему внутрішньореакторного контролю (СВРК) на базі відновлених полів енерговиділення [3]. Економічний аналіз підтвердив високу ефективність стратегії відновлення паливних збірок з показником рентабельності інвестицій (ROI) 9,75, що свідчить про значну економію коштів порівняно з достроковим списанням палива [4]. Ключові слова: ВВЕР-1000, твел, термомеханічні напруження, математичне моделювання, система внутрішньореакторного контролю. Перелік використаної літератури: 1. ДНТЦ ЯРБ. (2022). Досвід обстеження опроміненого ядерного палива на АЕС України за допомогою стенду інспекції і ремонту палива. ResearchGate. https://www.researchgate.net/profile/Valeriy- Zuyok/publication/363782197_Dosvid_obstezenna_oprominenogo_adernogo_paliva_n a_AES_Ukraini_za_dopomogou_stendu_inspekcii_i_remontu_paliva/links/660bad09b8 39e05a20b674f3/Dosvid-obstezenna-oprominenogo-adernogo-pa 2. SRI International. (1980). Stress corrosion cracking of zircaloys. https://www.osti.gov/servlets/purl/5523320 3. Борисенко, В. І. (2016). Модель формування сигналу внутрішньозонного детектора нейтронів. https://scispace.com/pdf/model-of-formation-of-in-core- neutron-detector-signal-model-4g4s160kqw.pdf 4. World Nuclear Association. (2023). Economics of nuclear power. https://world- nuclear.org/information-library/economic-aspects/economics-of-nuclear-power