Анализ теплофизического обоснования применимости толерантного топлива для АЭС. Термомеханические и теплогидравлические свойства толерантного топлива

封面

如何引用文章

全文:

开放存取 开放存取
受限制的访问 ##reader.subscriptionAccessGranted##
受限制的访问 订阅存取

详细

В обзоре описаны результаты исследований прочностных свойств материалов толерантного топлива, а также представлен анализ влияния материалов толерантного топлива на теплообмен при кипении, включая кризисные явления и нестационарный теплообмен в режиме повторного залива активной зоны реактора. В результате анализа литературы выявлены проблемы, требующие дальнейшего экспериментального и теоретического изучения.

作者简介

А. Забиров

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности; ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский университет «МЭИ»

Email: irina_molotova1705@mail.ru
俄罗斯联邦, Москва; Москва

И. Молотова

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности; ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский университет «МЭИ»

编辑信件的主要联系方式.
Email: irina_molotova1705@mail.ru
俄罗斯联邦, Москва; Москва

В. Ягов

ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский университет «МЭИ»

Email: irina_molotova1705@mail.ru
俄罗斯联邦, Москва

Д. Сиделев

Национальный исследовательский томский политехнический университет

Email: irina_molotova1705@mail.ru
俄罗斯联邦, Томск

Д. Яшников

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Email: irina_molotova1705@mail.ru
俄罗斯联邦, Москва

С. Шевченко

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Email: irina_molotova1705@mail.ru
俄罗斯联邦, Москва

参考

  1. Забиров А.Р., Молотова И.А., Ягов В.В., Сиделев Д.В., Яшников Д.А., Шевченко С.А. Анализ теплофизического обоснования применимости толерантного топлива для АЭС. Современные концепции, технологии и химическая стойкость толерантного топлива // ТВТ. 2024. Т. 62. № 5. С. 757.
  2. Park J.H., Kim H.G., Park J.Y., Jung Y.I., Park D.J., Koo Y.H. High Temperature Steam-oxidation Behavior of Arc Ion Plated Cr Coatings for Accident Tolerant Fuel Claddings // Surf. Coat. Technol. 2015. V. 280. P. 256.
  3. Park J.H., Jung Y.I., Park D.J., Kim H.G., Choi B.K., Lee Y.H. Corrosion Properties of Cr Coating Deposited on Nuclear Fuel Cladding // Trans. Korean Nuclear Soc. Virtual Spring Meeting, July 9–10, 2020. 2020. 20S-335.
  4. Chen Q.S., Liu C.H., Zhang R.Q., Yang H.Y., Wei T.G., Wang Y., Li Z., He L.X., Wang J., Wang L., Long J.P., Chang H. Microstructure and High-temperature Steam Oxidation Properties of Thick Cr Coatings Prepared by Magnetron Sputtering for Accident Tolerant Fuel Claddings: The Role of Bias in the Deposition Process // Corros. Sci. 2020. V. 165. P. 108378.
  5. Kim H.G., Kim I.H., Jung Y.I., Park D.J., Park J.Y., Koo Y.H. Adhesion Property and High-temperature Oxidation Behavior of Cr-Coated Zircaloy-4 Cladding Tube Prepared by 3D Laser Coating // J. Nucl. Mater. 2015. V. 465. P. 531.
  6. Wei T., Zhang R., Yang H., Liu H., Qiu S., Wang Y., Du P., He K., Hu X., Dong C. Microstructure, Corrosion Resistance, and Oxidation Behavior of Cr-coatings on Zircaloy-4 Prepared by Vacuum Arc Plasma Deposition // Corros. Sci. 2019. V. 158. P. 108077.
  7. Brachet J.C., Dumerval M., Lezaud-Chailioux V., Le Saux M., Rouesne E., Hamon D., Urvoy S., Guilbert T., Houmaire Q., Cobac C., Nony G., Rousselot J., Lomello F., Schuster F., Palancher H., Bischoff J., Pouillier E. Behavior of Chromium Coated M5TM Claddings under LOCA Conditions // WRFPM 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting, 2017.
  8. Idarraga-Trujillo I., Le Flem M., Brachet J.C., Le Saux M., Hamon D., Muller S., Vandenberghe V., Tupin M., Papin E., Monsifrot E., Billard A., Schuster F. Assessment at CEA of Coated Nuclear Fuel Cladding for LWRs with Increased Margins in LOCA and beyond LOCA Conditions // LWR Fuel Performance Meeting (Top Fuel 2013). 15–19 Sept. 2013. Charlotte, North Carolina, USA. V. 2. P. 860.
  9. Bischoff J., Vauglin C., Delafoy C., Barberis P., Perche D., Guerin B., Vassault J.P., Brachet J.C. Development of Cr-Coated Zirconium Alloy Cladding for Enhanced Accident Tolerance // LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (Top Fuel 2016), 11–15 Sept. 2016. Boise, United States, 2016.
  10. Brachet J.C., Le Saux M., Lezaud-Chaillioux V., Dumerval M., Houmaire Q., Lomello F., Schuster F., Monsifrot E., Bischoff J., Pouillier E. Behavior under LOCA Conditions of Enhanced Accident Tolerant Chromium Coated Zircaloy-4 Claddings // LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance, Top Fuel 2016, 11–15 Sept. 2016. Boise, United States, 2016.
  11. Bischoff J., Delafoy C., Vauglin C., Barberis P., Roubeyrie C., Perche D., Duthoo D., Schuster F., Brachet J.C., Schweitzer E.W., Nimishakavi K. AREVA NP’s Enhanced Accident-Tolerant Fuel Developments: Focus on Cr-Coated M5 Cladding // Nucl. Eng. Technol. 2018. V. 50. № 2. P. 223.
  12. Иванов А.В., Кураев А.Ю., Малахов А.А., Лернер А.Е., Лузан Ю.В. Исследование свойств защитного хромового покрытия образцов-имитаторов ТВЭЛов ВВЭР // ВАНТ. Сер. материаловед. нов. мат. 2018. № 3. С. 116.
  13. Park D.J., Kim H.G., Jung Y.I., Park J.H., Yang J.H., Koo Y.H. Behavior of an Improved Zr Fuel Cladding with Oxidation Resistant Coating under Loss-of-coolant Accident Conditions // J. Nucl. Mater. 2016. V. 482. P. 75.
  14. Brachet Jc., Dumerval M., Lezaud-Chailioux V., Le Saux M., Rouesne E., Hamon D., Urvoy S., Guilbert T., Houmaire Q., Cobac C., Nony G., Rousselot J., Lomello F., Schuster F., Palancher H., Bischoff J., Pouillier E. Behavior of Chromium Coated M5TM Claddings under LOCA Conditions // WRFPM 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. 2017.
  15. Červenka P., Krejčí J., Cvrček L., Rozkošný V., Manoch F., Rada D., Kabátová J. Experimental Study of Damaged Cr-coated Fuel Cladding in Post-Accident Conditions // Acta Polytech. CTU Proc. 2020. V. 28. P. 1.
  16. Карпюк Л.А., Савченко А.М., Леонтьева-Смир-нова М.В., Кулаков Г.В., Коновалов Ю.В. Перспективы применения стальных оболочек для ТВЭЛов реакторов типа ВВЭР в рамках концепции топлива, устойчивого к аварийным ситуациям // Атомная энергия. 2020. Т. 128. № 4. С. 203.
  17. Savchenko A.M., Leontieva-Smirnova M.V., Kulakov G.V., Rechitsky V.N., Konovalov Y.V., Nikitina A.A. Peculiarities of Stainless Steels Application as ATF in VVER’s // TopFuel-2018 Conf., Prague, Czech Repuublic, September 30–October 04. 2018.
  18. Accident-Tolerant Materials for Light Water Reactor Fuels / Ed. Rebak R.B. Elsevier, 2020. 221 p.
  19. Wang P., Qiao Y., Qi W., Du S., Liu Z., Meng F., Zhang X., Wang K., Li Q., Yao Z., Bai C., Wang X. Preparation and Properties Study of Cr on FeCrAl Cladding Materials // Front. Mat. 2021. V. 8. P. 47.
  20. Heikinheimo J., Huotilainen C., Pohja R., Ivanchenko M., Loukusa H. Advanced Cladding Materials for Accident Tolerant Fuels // Nucl. Sci. Technol. Symp., NST 2019. Finnish Nuclear Society. 2019.
  21. Zabirov A.R., Yagov V.V., Ryazantsev V.A., Molotova I.A., Vinogradov M.M. Decrease of Leidenfrost Temperature at Quenching in Subcooled Liquids // J. Phys.: Conf. Ser. 2021. V. 2116. № 1. P. 012010.
  22. Courtnall M., Pickering F.B. The Effect of Alloying on 485oC Embrittlement // Metal Sci. 1976. V. 10. № 8. P. 273.
  23. Chen G., Wang H., Sun H., Zhang Y., Cao P., Wang J. Effects of Nb-doping on the Mechanical Properties and High-Temperature Steam Oxidation of Annealing FeCrAl Fuel Cladding Alloys // Mater. Sci. Eng., A. 2021. V. 803. P. 140500.
  24. Wu S., Li J., Li W., Liu S. Characterization of Oxide Dispersoids and Mechanical Properties of 14Cr-ODS FeCrAl Alloys // J. Alloys Compd. 2020. V. 814. P. 152282.
  25. Massey C.P., Edmondson P.D., Unocic K.A., Yang Y., Dryepondt S.N., Kini A., Gault B., Terrani K.A., Zinkle S.J. The Effect of Zr on Precipitation in Oxide Dispersion Strengthened FeCrAl Alloys // J. Nucl. Mater. 2020. V. 533. P. 152105.
  26. Kane K.A., Lee S.K., Bell S.B., Brown N.R., Pint B.A. Burst Behavior of Nuclear Grade FeCrAl and Zircaloy-2 Fuel Cladding under Simulated Cyclic Dryout Conditions // J. Nucl. Mater. 2020. V. 539. P. 152256.
  27. Gamble K.A., Barani T., Pizzocri D., Hales J.D., Terrani K.A., Pastore G. An Investigation of FeCrAl Cladding Behavior under Normal Operating and Loss of Coolant Conditions // J. Nucl. Mater. 2017. V. 491. P. 55.
  28. State-of-the-Art Report on Light Water Reactor Accident-Tolerant Fuels. NEA № 7317. Organisation for Economic Co-operation and Development. Nuclear Energy Agency, 2018. 372 p.
  29. Шельдяков А.А., Яковлев В.В., Обухов А.В. Механические свойства и структура облученного сплава 42ХНМ // Сборн. труд. АО ГНЦ НИИАР. 2011. № 2. С. 3.
  30. Прохоров В.И., Рисованный В.Д., Кушманов С.А. Конструкционные материалы для ПЭЛов ПС СУЗ ВВЭР-1000 // ВАНТ, серия обеспеч. безопасн. АЭС. 2011. № 30. С. 5.
  31. Кулаков Г.В., Ватулин А.В., Ершов С.А., Карпюк Л.А., Коновалов Ю.В., Косауров А.О., Леонтьева-Смирнова М.В., Речицкий В.Н., Голубничий А.А. Перспективы использования хромоникелевого сплава 42XHM в реакторах разного типа // Атомная энергия. 2021. Т. 130. № 1. С. 24.
  32. Кулаков Г.В., Ватулин А.В., Ершов С.А., Коновалов Ю.В., Морозов А.В., Савченко А.М., Сорокин В.И., Романов А.И., Морозов О.А., Шишин В.Ю., Шельдяков А.А. Разработка топлива для атомных станций малой мощности и плавучих энергоблоков, состояние и перспективы // Материалы конф. «Материалы ядерной техники» (МАЯТ-2019), 08 октября 2019 г., Москва, 2019. С. 29.
  33. Шельдяков А.А., Шишин В.Ю., Яковлев В.В., Кулаков Г.В., Коновалов Ю.В. Влияние облучения на физико-механические свойства и структуру хромоникелевого сплава 42ХНМ // Тез. докл. XI конф. по реакт. мат., 27–31 мая 2019 г., АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, 2019. С. 126.
  34. Гурович Б.А., Фролов А.С., Мальцев Д.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В., Федотов И.В. Фазовые превращения в облученном сплаве 42ХНМ после отжигов при повышенных температурах, а также после быстрого отжига, имитирующего условия максимальной проектной аварии // Тез. докл. XI конф. по реакт. мат., 27–31 мая 2019, АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград, 2019. С. 30.
  35. Gurovich B.A., Frolov A.S., Fedotov I.V. Improved Evaluation of Ring Tensile Test Ductility Applied to Neutron Irradiated 42XNM Tubes in the Temperature Range of (500–1100)°C // Nucl. Eng. Technol. 2020. V. 52. № 6. P. 1213.
  36. Сафонов Д.В. Структурно-фазовое состояние оболочечных материалов в условиях эксплуатации, сухого хранения, а также проектной аварии. Дис. … канд. техн. наук. М.: НИЦ «Курчатовский институт», 2021. С. 150.
  37. Гурович Б.А., Фролов А.С., Мальцев Д.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В. Исследование возможности использования сплава 42ХНМ в качестве оболочки толерантного ТВЭЛа // Сб. тез. докл. 15-й Межд. научн.-практич. конф. ат. эн., 30 сентября – 05 октября 2019 г., СевГУ, Севастополь, 2019. С. 10.
  38. Airey G., Andresen P., Brown J. Seventh International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-water Reactors // Proc. Symp. Disc. August 7–10, 1995, Breckenridge, Colorado. NACE Int., 1995. P. 1256.
  39. Gurovich B.A., Frolov A.S., Kuleshova E.A., Maltsev D.A., Safonov D.V., Fedotova S.V., Kochkin V.N., Panferov P.P. Structural Evolution Features of the 42XNM Alloy during Neutron Irradiation under VVER Conditions // J. Nucl. Mater. 2021. V. 543. P. 152557.
  40. Rechitskii V.N., Laushkin A.V., Medkov V.V. Effect of Nitrogen on the Properties of Bochvalloy (42KhNM) Alloy in the Operating and High Temperature Range // Met. Sci. Heat Treat. 2009. V. 51. № 5–6. P. 278.
  41. Захаров А.В., Муралева Е.М., Строжук А.В., Шевляков Г.В., Кушманов С.А., Куракин К.Ю., Махин В.М., Зубцов Д.Е. Исследования состояния поглощающих элементов с комбинированным сердечником и оболочкой из сплава 42ХНМ после эксплуатации в течение 10 лет на Калининской АЭС // ВАНТ, техн., серия физика ядерн. реакт. Т. 2. 2018. С. 104.
  42. Cheng B., Chou P., Kim Y.J. Development of Mo-based Accident Tolerant LWR Fuel Cladding. No. IAEA-TECDOC-1797, 2016.
  43. Parish C.M., Terrani K.A., Kim Y.J., Koyanagi T., Katoh Y. Microstructure and Hydrothermal Corrosion Behavior of NITE-SiC with Various Sintering Additives in LWR Coolant Environments // J. Eur. Ceram. Soc. 2017. V. 37. № 4. P. 1261.
  44. Cockeram B.V., Smith R.W., Leonard K.J., Byun T.S., Snead L.L. Irradiation Hardening in Unalloyed and ODS Molybdenum during Low Dose Neutron Irradiation at 300°C and 600°C // J. Nucl. Mater. 2008. V. 382. № 1. P. 1.
  45. Byun T.S., Li M., Cockeram B.V., Snead L.L. Deformation and Fracture Properties in Neutron Irradiated Pure Mo and Mo Alloys // J. Nucl. Mater. 2008. V. 376. № 2. P. 240.
  46. Kumara C., Wang R., Lu R.Y., Deck C., Gazza J., Qu J. Grid-to-Rod Fretting Wear Study of SiC/SiC Composite Accident-Tolerant Fuel Claddings Using an Autoclave Fretting Bench Test // Wear. 2022. V. 488. P. 204172.
  47. Almutairi B., Jaradat S., Kumar D., Goodwin C.S., Usman S., Alajo A., Alam S.B. Weight Loss and Burst Testing Investigations of Sintered Silicon Carbide under Oxidizing Environments for Next Generation Accident Tolerant Fuels for SMR Applications // Mater. Today Commun. 2022. V. 30. P. 102958.
  48. Cinbiz M.N., Koyanagi T., Singh G., Katoh Y., Terrani K.A., Brown N.R. Failure Behavior of SiC/SiC Composite Tubes under Strain Rates Similar to the Pellet-Cladding Mechanical Interaction Phase of Reactivity-Initiated Accidents // J. Nucl. Mat. 2019. V. 514. P. 66.
  49. Zhao S., Chen Y., Saucedo-Mora L., Connolley T., Marrow T.J. Hoop Strain Measurement During a SiC/SiC Ceramic Composite Tube Burst Test by Digital Volume Correlation of X-Ray Computed Tomographs // Exp. Mech. 2023. T. 63. № 2. P. 275.
  50. Kane K., Bell S., Capps N., Garrison B., Shapovalov K., Jacobsen G., Deck C., Graening T., Koyanagi T., Massey C. The Response of Accident Tolerant Fuel Cladding to LOCA Burst Testing: A Comparative Study of Leading Concepts // J. Nucl. Mat. 2023. V. 574. P. 154152.
  51. Brown N.R., Wysocki A.J., Terrani K.A., Ali A., Liu M., Blandford E. Survey of Thermal-Fluids Evaluation and Confirmatory Experimental Validation Requirements of Accident Tolerant Cladding Concepts with Focus on Boiling Heat Transfer Characteristics. Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, United States, 2016. № ORNL/TM-2016/252.
  52. Павленко А.Н. О физике развития кризисных явлений при кипении (комментарий к статье E.Д. Федоровича «О целесообразности разработки двухстадийной модели кризиса кипения смачивающей поверхность нагрева жидкости») // Теплоэнергетика. 2020. № 11. С. 86.
  53. Ягов В.В. О механизмах кризиса кипения (комментарий к статье E.Д. Федоровича «О целесообразности разработки двухстадийной модели кризиса кипения смачивающей поверхность нагрева жидкости») // Теплоэнергетика. 2020. № 11. С. 79.
  54. Ягов В.В. Механизм кризиса кипения в большом объеме // Теплоэнергетика. 2003. № 3. С. 2.
  55. Дедов А.В. Обзор современных методов интенсификации теплообмена при пузырьковом кипении // Теплоэнергетика. 2019. № 12. С. 18.
  56. Володин О.А., Печеркин Н.И., Павленко А.Н. Интенсификация теплообмена при кипении и испарении жидкостей на модифицированных поверхностях // ТВТ. 2021. Т. 59. № 2. С. 280.
  57. Аладьев И.Т., Яшнов В.И. Влияние смачиваемости на кризис кипения. В кн.: Конвективная теплопередача в двухфазном и однофазном потоках. М.–Л.: Энергия, 1964. С. 448.
  58. Яшнов В.И. Влияние смачиваемости поверхности нагрева на кризис кипения. В кн.: Кризис кипения и температурный режим испарительных поверхностей нагрева // Тр. ЦКТИ. 1965. № 58. С. 78.
  59. Cummings R.D., Smith J.L. Boiling Heat Transfer to Liquid Helium // Pure and Applied Cryogenics. 1966. V. 6. P. 85.
  60. Клименко А.В. Экспериментальное и теоретическое исследование влияния некоторых факторов на теплообмен при кипении криогенных жидкостей. Автореферат дисс. … канд. техн. наук. М.: МЭИ, 1975. С. 32.
  61. Su G., Bucci M., Sabharwall P. Investigations on the Thermal-hydraulic Behavior of Accident Tolerant Fuel Cladding Materials. Idaho National Lab. (INL), Idaho Falls, United States, 2020. № INL/EXT-19-56455-Rev000.
  62. Bliss Jr. F.E., Hsu S.T., Crawford M. An Investigation into the Effects of Various Platings on the Film Coefficient during Nucleate Boiling from Horizontal Tubes // Int. J. Heat Mass Transfer. 1969. V. 12. № 9. P. 1061.
  63. Son H.H., Kim N., Kim S.J. Nano/Microscale Roughness Control of Accident-Tolerant Cr-and CrAl-coated Surfaces to Enhance Critical Heat Flux // Appl. Therm. Eng. 2020. V. 167. P. 114786.
  64. Ali A., Kim H.G., Hattar K., Briggs S., Park D.J., Park J.H., Lee Y. Ion Irradiation Effects on Cr-coated Zircaloy-4 Surface Wettability and Pool Boiling Critical Heat Flux // Nucl. Eng. Des. 2020. V. 362. P. 110581.
  65. Son H.H., Cho Y.S., Kim S.J. Experimental Study of Saturated Pool Boiling Heat Transfer with FeCrAl- and Cr-layered Vertical Tubes under Atmospheric Pressure // Int. J. Heat Mass Transfer. 2019. V. 128. P. 418.
  66. Allred T.P., Weibel1 J.A., Garimella S.V. Control of Pool Boiling Hydrodynamics Through Surface Wettability Patterning // Proc. 16th Int. Heat Transfer Conf. IHTC-16, 2018, Beijing, China. IHTC16-22684.
  67. Shim D.I., Choi G., Lee D., Lee N., Cho H.H. Bubble Dynamics and Pool Boiling Performance on Biphilic Patterned Surfaces // Proc. 16th Int. Heat Transfer Conf. IHTC-16, Beijing, China. IHTC16-23399. 2018.
  68. Kam D.H., Lee J.H., Lee T., Jeong Y.H. Critical Heat Flux for SiC-and Cr-coated Plates under Atmospheric Condition // Annal. Nucl. En. 2015. V. 76. P. 335.
  69. Seo G.H., Jeun G., Kim S.J. Pool Boiling Heat Transfer Characteristics of Zircaloy and SiC Claddings in Deionized Water at Low Pressure // Exp. Therm Fluid Sci. 2015. V. 64. P. 42.
  70. Ahn H.S., Kim J.M., Kim T., Park S.C., Kim J.M., Park Y., Yu D.I., Hwang K.W., Jo H.J., Park H.S., Kim H., Kim M.H. Enhanced Heat Transfer is Dependent on Thickness of Graphene Films: The Heat Dissipation during Boiling // Sci. Rep. 2014. V. 4. № 1. P. 1.
  71. Нигматулин Б.И., Крошилин В.Е., Ходжаев Я.Д. Исследование кризиса теплоотдачи в стержневой сборке с учетом распределения жидкой пленки по периметру ТВЭЛов для стационарных и нестационарных условий // ТВТ. 1993. Т. 31. № 1. С. 83.
  72. Zinkle S.J., Was G.S. Materials Challenges in Nuclear Energy // Acta Materialia. 2013. V. 61. № 3. P. 735.
  73. Lee S.K., Brown N.R. Flow Boiling Transient Critical Heat Flux Tests with Stainless Steel and FeCrAl: Transient Correlation Implementation, Model Calibration, and Sensitivity Analysis // Int. J. Heat Mass Transfer. 2021. V. 179. P. 121730.
  74. Lee S.K., Liu M., Brown N.R., Terrani K.A., Blandford E.D., Ban H., Jensen C.B., Lee Y. Comparison of Steady and Transient Flow Boiling Critical Heat Flux for FeCrAl Accident Tolerant Fuel Cladding Alloy, Zircaloy, and Inconel // Int. J. Heat Mass Transfer. 2019. V. 132. P. 643.
  75. Groeneveld D.C., Shan J.Q., Vasić A.Z., Leung L.K.H., Durmayaz A., Yang J., Cheng S.C., Tanase A. The 2006 CHF Look-up Table // Nucl. Eng. Des. 2007. V. 237. № 15. P. 1909.
  76. Lee D., Elward B., Brooks P., Umretiya R., Rojas J., Bucci M., Rebak R.B., Anderson M. Enhanced Flow Boiling Heat Transfer on Chromium Coated Zircaloy-4 using Cold Spray Technique for Accident Tolerant Fuel (ATF) Materials // Appl. Therm. Eng. 2021. V. 185. P. 116347.
  77. Kim M., Noh H., Lee G.C., Yeom H., Kim T.K., Kim J.M., Kim T.H., Jo H.J., Park H.S., Sridharan K., Kim M.H. Flow Boiling Critical Heat Flux Enhancement in ZrSi2 Accident-tolerant Fuel Cladding with Porous Structures // Appl. Therm. Eng. 2022. V. 207. P. 118164.
  78. Техвер Я., Суй Х. О кризисе кипения на плазмонапыленной пористой поверхности // ТВТ. 1992. Т. 30. № 3. С. 561.
  79. Леонтьев А.И., Мостинский И.Л., Полонский В.С., Стырикович М.А., Черника И.М. Экспериментальное исследование кризиса теплоотдачи в горизонтальных парогенерирующих каналах с пористой вставкой при неравномерном обогреве по периметру // ТВТ. 1982. Т. 20. № 6. С. 1131.
  80. Малышенко С.П., Зуев А.В., Левитан Л.Л., Андрианов А.Б., Орлова И.А. Особенности развития кризиса высыхания в трубах с пористыми покрытиями // ТВТ. 1997. Т. 35. № 3. С. 424.
  81. Дорощук В.Е., Фрид Ф.П. Исследование критических тепловых нагрузок. В сб. Теплообмен при высоких тепловых нагрузках и других специальных условиях / Под ред. А.А. Арманда. М.: Госэнергоиздат, 1959.
  82. Su G.Y., Moreira T.A., Lee D., Jena A., Wang G., Byers A., Phillips B., Karoutas Z., Anderson M., Bucci M. Wettability and CHF Limits of Accident-tolerant Nuclear Fuel Cladding Materials in Light Water Reactor Conditions // Appl. Therm. Eng. 2022. V. 216. P. 119018.
  83. Moreira T.A., DongHwi L., Mark H.A. Critical Heat Flux on Zircaloy and Accident Tolerant Fuel Cladding under Prototypical Conditions of Pressurized and Boiling Water Reactors // Appl. Therm. Eng. 2022. V. 213. P. 118740.
  84. Chen Z., Cai J., Liu R., Wang Y. Preliminary Thermal Hydraulic Analysis of Various Accident Tolerant Fuels and Claddings for Control Rod Ejection Accidents in LWRs // Nucl. Eng. Des. 2018. V. 331. P. 282.
  85. He S., Cai J. Thermal Hydraulic Analysis of the PWR with High Uranium Density Accident Tolerant Fuels under Accident Transients with and without Reactivity // Nucl. Eng. Des. 2019. V. 355. P. 110358.
  86. Pourrostam A., Talebi S., Safarzadeh O. Core Analysis of Accident Tolerant Fuel Cladding for SMART Reactor under Normal Operation and Rod Ejection Accident using DRAGON and PARCS // Nucl. Eng. Technol. 2021. V. 53. № 3. P. 741.
  87. KAERI (Republic of Korea). System-Integrated Modular Advanced Reactor (SMART). International Atomic Energy Agency. No. IAEA-TECDOC-1485. 2006. P. 93.
  88. Qiu B., Wu Y., Deng Y., He Y., Liu T., Su G.H., Tian W. A Comparative Study on Preliminary Performance Evaluation of ATFs under Normal and Accident Conditions with FRAP-ATF Code // Progr. Nucl. En. 2018. V. 105. P. 51.
  89. Dong X., Shin Y.C. Predictions of Thermal Conductivity and Degradation of Irradiated SiC/SiC Composites by Materials-genome-based Multiscale Modeling // J. Nucl. Mater. 2018. V. 512. P. 268.
  90. Brown N.R., Wysocki A.J., Terrani K.A., Xu K.G., Wachs D.M. The Potential Impact of Enhanced Accident Tolerant Cladding Materials on Reactivity Initiated Accidents in Light Water Reactors // Annal. Nucl. En. 2017. V. 99. P. 353.
  91. Lee K.G., In W.K., Kim H.G. Quenching Experiment on Cr-alloy-coated Cladding for Accident-tolerant Fuel in Water Pool under Low and High Subcooling Conditions // Nucl. Eng. Des. 2019. V. 347. P. 10.
  92. Molotova I.A., Zabirov A.R., Yagov V.V., Terentyev E.V., Antonov N.N., Molotov I.M., Tumarkin A.V., Kharkov M.M. Effect of High-temperature Oxidation on the Surface Properties as Applied to Quenching of High-temperature Bodies // J. Phys.: Conf. Ser. 2021. V. 2039. № 1. P. 012024.
  93. Shin D., Kim S.J. Intrinsic Effects of Cr-layered Accident-Tolerant Fuel Cladding Surface on Reflood Heat Transfer // Int. J. Heat Mass Transfer. 2022. V. 186. P. 122512.
  94. Wang Z., Zhong M., Deng J., Liu Y., Huang H., Zhang Y., Xiong J. Experimental Investigation on the Transient Film Boiling Heat Transfer during Quenching of FeCrAl // Annals of Nuclear Energy. 2021. V. 150. P. 107842.
  95. Xiong J., Wang Z., Xiong P., Lu T., Yang Y. Experimental Investigation on Transient Boiling Heat Transfer during Quenching of Fuel Cladding Surfaces // Int. J. Heat Mass Transfer. 2020. V. 148. P. 119131.
  96. Yeom H., Jo H., Johnson G., Sridharan K., Corradini M. Transient Pool Boiling Heat Transfer of Oxidized and Roughened Zircaloy-4 Surfaces during Water Quenching // Int. J. Heat Mass Transfer. 2018. V. 120. P. 435.
  97. Seshadri A., Shirvan K. Quenching Heat Transfer Analysis of Accident Tolerant Coated Fuel Cladding // Nucl. Eng. Des. 2018. V. 338. P. 5.
  98. Kang J., Kim T.K., Lee G.C., Jo H., Kim M.H., Park H.S. Impact of System Parameters on Quenching Heat Transfer in the Candidate Materials for Accident Tolerant Fuel-Cladding in LWRs // Annal. Nucl. En. 2019. V. 129. P. 375.
  99. Yagov V.V., Leksin M.A., Zabirov A.R., Denisov M.A. Film Boiling of Subcooled Liquids. Part II: Steady Regimes of Subcooled Liquids Film Boiling // Int. J. Heat Mass Transfer. 2016. V. 100. P. 918.
  100. Yagov V.V., Zabirov A.R., Kanin P.K., Denisov M.A. Heat Transfer in Film Boiling of Subcooled Liquids: New Experimental Results and Computational Equations // J. Eng. Phys. Thermophys. 2017. V. 90. № 2. P. 266.
  101. Chen H., Wang X., Zhang R. Application and Development Progress of Cr-based Surface Coating in Nuclear Fuel Elements: II. Current Status and Shortcomings of Performance Studies // Coating. 2020. V. 10. № 9. P. 835.
  102. Kang J., Kim T.K., Lee G.C., Kim M.H., Park H.S. Quenching of Candidate Materials for Accident Tolerant Fuel-cladding in LWRs // Annal. Nucl. En. 2018. V. 112. P. 794.
  103. Yagov V.V., Zabirov A.R., Kanin P.K. Heat Transfer at Cooling High-temperature Bodies in Subcooled Liquids // Int. J. Heat Mass Transfer. 2018. V. 126. P. 823.
  104. Yagov V.V., Minko K.B., Zabirov A.R. Two Distinctly Different Modes of Cooling High-temperature Bodies in Subcooled Liquids // Int. J. Heat Mass Transfer. 2021. V. 167. P. 120838.
  105. Sinha J. Effects of Surface Roughness, Oxidation Level, and Liquid Subcooling on the Minimum Film Boiling Temperature // Exp. heat transfer. 2003. V. 16. № 1. P. 45.
  106. Hurley P., Duarte J.P. Implementation of Fiber Optic Temperature Sensors in Quenching Heat Transfer Analysis // Appl. Therm. Eng. 2021. V. 195. P. 117257.
  107. Hwang G.S., Wang K.I., Lee C.Y. Quenching Experiments of Vertical Inconel and Zircaloy Tubes in Internal Water Flow // Annal. Nucl. En. 2022. V. 167. P. 108798.
  108. Wang Z., Qu W., Xiong J., Zhong M., Yang Y. Investigation on Effect of Surface Properties on Droplet Impact Cooling of Cladding Surfaces // Nucl. Eng. Technol. 2020. V. 52. № 3. P. 508.
  109. Wang Z.F., Xiong J., Yao W., Qu W., Yang Y. Experimental Investigation on the Leidenfrost Phenomenon of Droplet Impact on Heated Silicon Carbide Surfaces // Int. J. Heat Mass Transfer. 2019. V. 128. P. 1206.
  110. Wendelstorf R., Spitzer K.H., Wendelstorf J. Effect of Oxide Layers on Spray Water Cooling Heat Transfer at High Surface Temperatures // Int. J. Heat Mass Transfer. 2008. V. 51. № 19–20. P. 4892.
  111. Shirvan K. Implications of Accident Tolerant Fuels on Thermal-hydraulic Research // Nucl. Eng. Des. 2020. V. 358. P. 110432.
  112. Лексин М.А., Ягов В.В., Забиров А.Р., Канин П.К., Виноградов М.М., Молотова И.А. Исследование интенсивного охлаждения высокотемпературных тел в бинарной смеси вода–изопропанол // ТВТ. 2020. Т. 58. № 3. С. 393.
  113. Kang J., Lee G.C., Kim M.H., Moriyama K., Park H.S. Subcooled Water Quenching on a Super-hydrophilic Surface under Atmospheric Pressure // Int. J. Heat Mass Transfer. 2018. V. 117. P. 538.
  114. Sakurai A., Shiotsu M., Hata K. A General Correlation for Pool Film Boiling Heat Transfer from a Horizontal Cylinder to Subcooled Liquid: Part 1 – A Theoretical Heat Transfer Model Including Radiation Contributions and its Analytical Solution // J. Heat Transfer. 1990. V. 112. P. 430.
  115. Sakurai A., Shiotsu M., Hata K. A General Correlation for Pool Film Boiling Heat Transfer from a Horizontal Cylinder to Subcooled Liquid: Part 2 – Experimental Data for Various Liquids and its Correlation // J. Heat Transfer. 1990. V. 112. P. 441.
  116. Specht E., Jeschar R., Heidt V. An Analytical Model for Free Convection Film Boiling on Immersed Solids // Chem. Eng. Process.: Process Intensification. 1992. V. 31. № 2. P. 137.
  117. Kim A.K., Lee Y. A Correlation of Rewetting Temperature // Lett. Heat Mass Transfer. 1979. V. 6. № 2. P. 117.
  118. Аметистов Е.В., Клименко В.В., Павлов Ю.М. Кипение криогенных жидкостей. М.: Энергоатомиздат, 1995. 400 с.
  119. Kang J., Kim S.H., Jo H., Park G., Ahn H.S., Moriyama K., Kim M.H., Park H.S. Film Boiling Heat Transfer on a Completely Wettable Surface with Atmospheric Saturated Distilled Water Quenching // Int. J. Heat Mass Transfer. 2016. V. 93. P. 67.
  120. In W.K., Lee K.G. Quenching Experiments with CrAl-coated Zircaloy Cladding in Reflooding Water Flows // Energies. 2021. V. 14. № 7. P. 1859.
  121. Lee C.Y., Kim S. Parametric Investigation on Transient Boiling Heat Transfer of Metal Rod Cooled Rapidly in Water Pool // Nucl. Eng. Des. 2017. V. 313. P. 118.

补充文件

附件文件
动作
1. JATS XML
下载

版权所有 © Russian Academy of Sciences, 2024