Проведено аналіз умов експлуатації та розрахунки теплофізичних характеристик твелів ВВЕР-1000 в 4-х річному паливному циклі для уніфікованої активної зони. Представлено короткий опис моделей розрахунку газовиділення, тиску газів під оболонкою твелів, розпухання і теплопровідності палива, провідності зазору паливо-оболонка. Теплофізичний стан твелів в активній зоні реактора є одним з основних факторів, що визначають їх працездатність. Напружено-деформований стан оболонок твелів в проектних режимах експлуатації тісно пов'язаний з рівнем температур в паливі, розпуханням, газовиділенням з паливних таблеток і характером їх зміни по кампанії і в процесі перехідних режимів. Крім того, ці параметри є самостійною метою досліджень, так як їх граничні значення регламентуються системою проектних критеріїв. У роботі показані результати розрахункового моделювання теплофізичного стану твелів сучасної конструкції в умовах 4-х річної експлуатації в активній зоні реактора ВВЕР-1000.
- “Fuel Modelling at Extended Burnup”, IAEA-TECDOC-998, 1998.
- NPP “KUDANKULAM” Unit 1,2. Topical report “Prediction of fuel rod performance per cycle: temperature field, FGP release, swelling” SE VNIINM, 2001.
- Khvostov, Grigori, Novikov, Vladimir, Medvedev, Anatoli, and Bogatyr, Serguey. Approaches to modeling of high burn-up structure and analysis of its effects on the behaviour of light water reactor fuels in the START-3 fuel performance code. Japan: N. p., 2005.
- G. Khvostov, A. Medvedev, S. Bogatyr, “The dynamic model of grain boundary processes in high burn-up LWR fuel and its application in analysis by the START-3 code”, Paper to the International Conference on WWER Fuel Performance, Modeling and Experimental Support, Albena-Varna, Bulgaria, September 29 - October 3, 2003.
- Medvedev A.V., Khvostov G.V. et al. “Prospects of Extended Burn-up (65 MW·day/kgU) Reached in WWER Fuels” International Conference, Electrostal, Russia, 8-10, June, 2000.
- Programme code START-3, Registration No. 76, Certificate of 22.09.97.
- Azarov S.I. Calculation of the temperature in the fuel rod of a nuclear reactor / S.I. Azarov, G.A. Sorokin, T.V. Sorokina // Industrial heat engineering. – 2005. – T. 27, No. 5. – P. 70-75. (in Russian)
- Sorokina T.V. Comparison of calculation methods for determining the thermophysical state of the fuel rod of a nuclear reactor / T.V. Sorokina, S.I. Azarov, H.A. Sorokin // Nuclear and radiation safety. – 2008. – No. 1. – P. 26-31. https://doi.org/10.32918/nrs.2008.11-1(37).04 (in Ukrainian)