Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
ARTICLE PDF

Ключові слова

період охолодження; еволюційний (європейський) енергетичний реактор; відпрацьоване паливо; код ORIGEN; максимальна температура оболонки; сухе зберігання відпрацьованого палива

Як цитувати

Youssef, M. I., Sultan, G. F., & Hassan, F. M. (2016). Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП. Ядерна та радіаційна безпека, (2(70), 17-21. https://doi.org/10.32918/nrs.2016.2(70).04

Анотація

Розраховано період охолодження відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) еволюційного (європейського) енергетичного реактора (ЕЕР). Період охолодження визначався порівнянням термічного навантаження на контейнер зберігання з обчисленим за допомогою комп’ютерного коду ORIGEN на основі параметрів ЕЕР значенням остаточного енерговиділення ЕЕР. Для консервативного аналізу обрано такі параметри ЕЕР та ORIGEN, що призводять до більш високих значень остаточного енерговиділення, а також забезпечують потрібні запаси безпеки. У розрахунку застосовано методику коригування для подолання обмеження коду ORIGEN. Отримані значення періоду охолодження забезпечать підтримку максимальної температури оболонок твелів ВЯП на рівні нижчому, ніж 400 °C, протягом зберігання, транспортування та захоронення. Результати показали, що ВЯП для нормальної експлуатації має залишатись у басейні витримки принаймні 4,75 року перед завантаженням у контейнери сухого зберігання з пасивним охолодженням.

https://doi.org/10.32918/nrs.2016.2(70).04
ARTICLE PDF

Посилання

1. AREVA NP Inc. (2007), “U.S. EPR Final Safety Analysis Report”, available at: http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1326/ML13261A475.html.

2. Feiveson, Harold, Mian, Zia, Ramana, M.V., Hippel, Frank von (2011), “Managing Spent Fuel from Nuclear Power Reactors: Experience and Lessons from Around the World”, International Panel on Fissile Materials, available at: http://fissilematerials.org/library/rr10.pdf.

3. INVAP (2004), “ORNL/ORIGEN Version 2.1”.

4. Longmire, Pamela, Smith, James D., Ross, Kyle W., Gauntt, Randall O. (2010), “Radionuclide Inventories: ORIGEN2.2 Isotopic Depletion Calculation for High Low-Enriched Uranium and Weapons-Grade Mixed-Oxide Pressurized-Water Burnup Reactor Fuel Assemblies”, Sandia National Laboratories, SAND2008-6997.

5. Liem, P.H., Sembiring, T.M. (2013), “Development of New ORIGEN2 Data Library Sets for Research Reactors with Light Water Cooled Oxide and Silicide LEU (20 w/o) Fuels Based on JENDL-3.3 Nuclear Data”, NUCL ENG DES, 262, pp. 52–62, available at: http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.03.049.

6. Cuta, J.M., Adkins, H.E., Hanson, Brady (2014), “Preliminary Thermal Modeling of HI-STORM 100 Storage Modules at Diablo Canyon Power Plant ISFSI”, PNNL-23298, available at: http://www.pnnl.gov/main/publications/external/technical_reports/PNNL-23298.pdf.

7. Bae, Kang-Mok, Noh, Jae-Man (2007), “Decay Heat Analysis of a 200 MWth VHTR Core with the HELIOS/ORIGNE-2 Code”, Transactions of the Korean Nuclear Society, available at: http://www.kns.org/kns_files/kns/file/293 %B9 %E8 %B0 %AD%B8 %F1.pdf.

8. Naegeli, Robert E. (2004), “Calculation of the Radionuclides in PWR Spent Fuel Samples for SFR Experiment Planning”, Sandia National Laboratories, SAND2004-2757, available at: http://prod.sandia.gov/techlib/access-control.cgi/2004/042757.pdf.

9. NNB Generation Company Limited (2011), “The Choice of Interim Spent Fuel Management Storage Technology for the Hinkley Point C UK EPRs”, NNB-OSL-STR-000034, available at: https://www.edfenergy.com/file/2162/download.

10. Nuclear Decommissioning Authority (2014), “Generic Design Assessment: Summary of Disposability Assessment for Wastes and Spent Fuel arising from Operation of the UK EPR”, NDA Technical Note no. 11261814 Rev1, Electricité de France SA and AREVA NP SAS.

11. Rashid, Y., Dunham, R., Machiels, A. (2001), “Creep Modeling and Analysis Methodology for Spent Fuel in Dry Storage”, EPRI, Palo Alto, CA, 1003135.

12. Machiels, A. (2003), “Dry Storage of High-Burnup Spent Fuel, Responses to Nuclear Regulatory Commission Requests for Additional Information and Clarification”, EPRI, Palo Alto, CA, 1009276.

13. Spent Fuel Project Office (2003), “Cladding Considerations for the Transportation and Storage of Spent Fuel — Rev. 3”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, available at: http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/isg/isg-11R3.pdf.

14. IAEA-TECDOC-1532 (2007), “Operation and Maintenance of Spent Fuel Storage and Transportation Casks/Containers”, IAEA.

15. Chopra, O.K., Diercks, D., Ma, D., Shah, V.N., Tam, S-W., Fabian, R.R., Han, Z, Liu, Y.Y (2013), “Managing Aging Effects on Dry Cask Storage Systems for Extended Long-Term Storage and Transportation of Used Fuel — Rev. 1”, FCRD-UFD-2013–000294, Argonne National Laboratory, available at: http://www.ipd.anl.gov/anlpubs/2013/10/77650.pdf.

16. Ikonen, Kari (2005), “Thermal Analysis of Repository for Spent EPR-type Fuel”, POSIVA 2005–06, Posiva Oy, available at: http://www.posiva.fi/files/293/Posiva2005-06web.pdf.