Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах

Ключові слова

відпрацьоване ядерне паливо, контейнер сухого зберігання, тепловий аналіз, HI STORM, CFD моделювання, ANSYS CFX

Як цитувати

MakarenkoМ., Vorobyov, Y., Zhabin, O., & VyshemirskyiМ. (2022). Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах. Ядерна та радіаційна безпека, (4(96), 5-12. https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).01

Анотація

Одним із ключових аспектів оцінки безпеки систем сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) є визначення температурного профілю ВЯП для різних умов зберігання. У цій статті розглянуто розроблену для розрахункового коду ANSYS CFX тривимірну модель вертикальної системи сухого зберігання ВЯП HI‑STORM 190 UA для палива реакторів типу ВВЕР‑1000. Ця розрахункова модель надалі використовується для аналізу теплового стану ВЯП за нормальних умов зберігання та за гіпотетичного сценарію з втратою герметичності багатоцільового контейнера (БЦК), де його внутрішнє середовище (гелій) заміщається повітрям. Через виникнення такої події відбувається погіршення умов теплообміну внаслідок гірших теплофізичних властивостей повітря, що призводить до зростання температури оболонок твел ВЯП.

Наведені в цій статті результати демонструють, що отримане максимальне значення температури ВЯП для нормальних умов зберігання не перевищує встановлену допустиму проєктну межу за температурою оболонки твел 350 ºС. Зі свого боку, для сценарію із втратою герметичності БЦК, отримане максимальне значення температури ВЯП перевищує проєктну межу для нормальних умов зберігання, однак, є нижчим за значення, встановлене для короткочасного підвищення температури внаслідок аварійних та перехідних процесів. Отримані результати також демонструють, що розгерметизація БЦК призводить до незначної зміни температури повітря на виході з вентиляційних каналів системи зберігання HI‑STORM і, відповідно, до неможливості надійної ідентифікації такої події за допомогою моніторингу цього параметра відповідно до існуючих процедур.

https://doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).01

Посилання

U.S. NRC. (2001). Final environmental impact statement for the construction and operation of an independent spent fuel storage installation on the reservation of the Skull Valley Band of Goshute Indians and related transportation facility in Tooele County, Utah. NUREG-1714. Vol. 1.

Holtec International. (2016). Holtec International final safety analysis report for the HI STORM 100 Cask System. Revision 13.

Springman R. (2015, June 17). Holtec International multi-purpose canisters for long-term interim storage. Presentation. Retrieved from https://www-pub.iaea.org/iaeameetings/cn226p/Session5/ID147Springman.pdf.

International Atomic Energy Agency (2012). Spent fuel performance assessment and research: final report of a coordinated research project (SPAR-II). IAEA-TECDOC-1680. Vienna.

U.S.NRC. (2020). Standard review plan for spent fuel dry storage systems and facilities. Final report. NUREG-2215.

General Safety Provisions for Intermediate Dry Spent Fuel Storage Facility (NP 306.2.105-2004). Approved by SNRIU Order No. 198 on 29 December 2004.

Nuclear Energy Agency Committee on the Safety of Nuclear Installations. (2015). Best practice guidelines for the use of CFD in nuclear reactor safety applications – Revision. NEA/CSNI/R(2014)11.

U.S. NRC. (2013). Computational Fluid Dynamics Best Practice Guidelines for Dry Cask Applications : Final Report. NUREG-2152.

Frankova, M., Vorobyov, Y., Vyshemirskiy, M., & Zhabin, O. (2017). Development of a model for long-term storage container for VVER-1000 spent fuel assemblies in ANSYS CFX. Nuclear and Radiation Safety. 2(74), 20-23. doi: 10.32918/nrs.2017.2(74).04.

Development of spent fuel storage facility model using ANSYS code. Task Order No. 5, BOA No. 358160 between Brookhaven National Laboratory and State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety. SSTC NRS, approved by letter No. 15-25/04/3703-4012 of State Nuclear Regulatory Committee of Ukraine of 4 March 2020.

Russel J. (2017). CSFSF (Ukraine) & HI-STORE (U.S.): Consolidated interim storage facilities for used nuclear fuel and HLW. Presentation. Waste Management Symposia. Panel Session 126, Thursday March 9, 2017. International management of used nuclear fuel: present and future. Retrieved from http://archive.wmsym.org/2017/presentations/PowerPointFile_357_0306150913.pdf

Preliminary safety analysis report on centralized SFSF. Chapter 1. General information. Revision 1. GS-07/15-10-02], 2016.

Holtec International. NAEK. Central storage facility. HI STORM 190 UA. Outline drawing. Sheet format D. Project No. 1449. Drawing No.10399. 8 Lists. Revision 0.

Holtec International. NAEK. Central storage facility. Multi-purpose canister MPC-31. General view drawing. Sheet format D. Project No. 1449. Drawing No. 5435. 25 Lists. Revision 13.

Holtec International. NAEK. Central storage facility. MPC-31 fuel basket. Design drawing. Sheet format D. Project No. 1449. Drawing No. 5436. 24 Lists. Revision 11.

Shih-Yuan Lu. (1995) The effective thermal conductivities of composites with 2-D arrays of circular and square cylinders. Journal of Composite Materials, 29 (4), 483-506.

Jie Li, Yung Y. Liu. (2016). Thermal modeling of a vertical dry storage cask for used nuclear fuel. Nuclear Engineering and Design, 301, 74-88.

Updated preliminary report on the safety analysis of the CSFSF. Chapter 7. Thermal estimation of storage. DC-17/17-06. Revision 1, 2018. (Rus).

Varhaftyk, N. (1972). Handbook of thermophysical properties of gases and liquids, 2nd Edition. Moscow, Nauka, 720 p. (Rus).

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.