УМОВИ ТЕПЛООБМІНУ В КОНТЕЙНЕРІ СУХОГО ЗБЕРІГАННЯ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА ЕНЕРГЕТИЧНИХ РЕАКТОРІВ
DOI:
https://doi.org/10.15588/1607-6761-2018-2-3Ключові слова:
атомна електроенергетика, відпрацьоване ядерне паливо, вентильований контейнер сухого зберігання, відпрацьовані паливні збірки, теплові процеси, спряжені задачі теплообміну, коефіцієнт тепловіддачіАнотація
Мета роботи. Обґрунтування безпеки експлуатації сухого сховища відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів ВВЕР-1000 Запорізької АЕС шляхом проведення чисельних досліджень теплових процесів в контейнері сухого зберігання.
Методи дослідження. Математичне моделювання, чисельне розв’язання прямих спряжених та обернених задач теплообміну.
Отримані результати. Отримані розподіл температур та коефіцієнтів тепловіддачі на поверхнях направляючих труб в корзині зберігання відпрацьованих паливних збірок енергетичних реакторів ВВЕР-1000 Запорізької АЕС. Із застосуванням ітеративної методики моделювання теплових процесів отримані детальні поля температур відпрацьованих паливних збірок в корзині зберігання. Визначені максимальні температури в кожній з відпрацьованих збірок та ідентифіковані місця розташування найбільш гарячих твелів.
Наукова новизна. Вперше із застосуванням ітеративної методики моделювання теплових процесів при сухому зберіганні відпрацьованого ядерного палива отримано детальну інформацію про теплові процеси в середині корзини з відпрацьованим паливом в нормальних умовах експлуатації.
Практична цінність. Підтверджено безпеку зберігання відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-1000 у сухому сховищі Запорізької АЕС. Отримані результати доцільні для використання при створенні науково-методологічних основ безпеки сухого зберігання відпрацьованого палива енергетичних реакторів, а також корисні при розробці та впровадженні конструктивних та технологічних рішень стосовно створення або модернізації обладнання зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів.
Посилання
[1] Yamakawa, H., Wataru, M., Kouno, Y., Saegusa, T. (1998). Demonstration test for a shipping cask transporting high burn-up spent fuels – thermal test and analyses. The 12th International Conference on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 659-666.
[2] G.R.Thomas, R.W.Carlson (1999). Evaluation of the use of Homogenized Fuel Assemblies in the Thermal Analysis of Spent Fuel Storage Casks. Lawrence Livermore National Laboratory, 45.
[3] Li, J., Murakami, H., Liu, Y., Gomez, P.E.A., Gudipati, M., Greiner, M. (2007). Peak Cladding Temperature in a Spent Fuel Storage or Transportation Cask. The 12th International Conference on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 1-11.
[4] Wataru, M., Takeda, H., Shirai, K., Saegusa, T. (2008) Thermal Hydraulic Analysis Compared with Tests of Full-scale Concrete Casks. Nuclear Engineering and Design, 238, 1213-1219
[5] Suffield, S.R., Cuta, J.M., Fort, J.A., Collins, B.A., Adkins, H.E., Siciliano, E.R. (2012). Thermal Modeling of NUHOMS HSM-15 and HSM-1 Storage Modules at Calvert Cliffs Nuclear Power Station ISFSI. Pacific Northwest National Laboratory, 102.
[6] (2018). Preliminary Thermal Modeling of HI-STORM 100 S-218 Version B Storage Modules at Hope Creek Nuclear Power Station ISFSI. U.S. Department of Energy, 59.
[7] (1996). Spent Nuclear Fuel Effective Thermal Conductivity Report. CRWMS M&O, Nevada Site, 204.
[8] Alyokhina, S., Kostikov, A. (2014) Equivalent thermal conductivity of the storage basket with spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors. Kerntechnik, 79, 6, 484-487. DOI: 10.3139/124.110443
[9] Kostikov, А. О., Мatsevity, Yu.М. (2007) Obratnye soprjagennie zadachi teploperenosa. Problemy mashinostroenija. 10, 5, 19-26.
[10] Ivankov, V., Basova, A. (2016). Calculation of cfd-thermal models of oil-cooled transformer equipment. Electrical Engineering And Power Engineering, 2, 19-32. DOI: 10.15588/1607-6761-2016-2-3
[11] Walavalkar, A. Y., Schowalter, D. G. (2004). 3-D CFD Simulation of a ventilated concrete cask used for spent nuclear fuel storage. Proceedings of WM’04 Conference, 75-77
[12] Alyokhina, S., Goloshchapov, V., Kostikov, A., Matsevity, Yu. (2015). Simulation of thermal state of containers with spent nuclear fuel: multistage approach. International Journal of Energy Research, 39, 14, 1917–1924. DOI: 10.1002/er.3387
[13] Rudychev, V. G., Alyokhina, S. V., Goloschapov, V. N. (2013). Bezopasnost suhogo hranenija otrabotavshego jadernogo topliva. Kh.: HNU imeni V. N. Karazina, 200. (in Russian)
[14] Bergel’son, B. R., Gerasimov, A. S., Zaritskaya, T. S., Tikhomirov, G. V. (2005). Residual energy release and actinide and fission product radiotoxicities during long-term storage of high burnup spent VVÉR fuel. Atomic Energy, 102, 5, 364-368. DOI: 10.1007/s10512-007-0057-4
[15] (2008). Otchet po analizu bezopasnosti suhogo hranilischa otrabotavshego jadernogo topliva Zaporozhskoj AES. Versija 3.03.1. OP «Zaporozhskaja AES», Energodar, 624. (in Russian)
[16] Chirkin V. S. (1967). Teplofizicheskie svojstva materialov jaderoj tehniki. М: Atomizdat, 474
##submission.downloads##
Опубліковано
Як цитувати
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2018 S. Alyokhina
Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Положення про авторські права Creative Commons
Автори, які публікуються у цьому журналі, погоджуються з наступними умовами:
Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons Attribution License, котра дозволяє іншим особам вільно розповсюджувати опубліковану роботу з обов'язковим посиланням на авторів оригінальної роботи та першу публікацію роботи у цьому журналі.
Автори мають право укладати самостійні додаткові угоди щодо неексклюзивного розповсюдження роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом (наприклад, розміщувати роботу в електронному сховищі установи або публікувати у складі монографії), за умови збереження посилання на першу публікацію роботи у цьому журналі.
Політика журналу дозволяє і заохочує розміщення авторами в мережі Інтернет (наприклад, у сховищах установ або на особистих веб-сайтах) рукопису роботи, як до подання цього рукопису до редакції, так і під час його редакційного опрацювання, оскільки це сприяє виникненню продуктивної наукової дискусії та позитивно позначається на оперативності та динаміці цитування опублікованої роботи.
