Методологія визначення теплового та термонапруженого станів бетонного контейнера зберігання відпрацьованого ядерного палива для оцінки ресурсу його експлуатації
ARTICLE PDF

Ключові слова

безпека,теплові процеси, процеси термопружності, відпрацьоване ядерне паливо, ресурс експлуатації

Як цитувати

Alyokhina, S., KostikovА., Smetankina, N., Gontarovskyi, P., Garmash, N., & Melezhyk, I. (2021). Методологія визначення теплового та термонапруженого станів бетонного контейнера зберігання відпрацьованого ядерного палива для оцінки ресурсу його експлуатації. Ядерна та радіаційна безпека, (4(92), 33-39. https://doi.org/10.32918/nrs.2021.4(92).05

Анотація

Робота присвячена створенню методологій визначення теплового та термонапружного станів основного обладнання сухих контейнерних сховищ відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), які є найбільш розповсюдженим видом зберігання використаного палива ядерних енергетичних реакторів. Зазначено, що питання безпеки обладнання зберігання щодо оцінки ресурсу його експлуатації в світовій науковій літературі висвітлено не достатньо широко. Зокрема, не існує ефективних методик розрахунку теплового та термонапруженого станів обладнання, які б враховували вплив багатьох зовнішніх факторів протягом всього строку експлуатації сховища. Для оцінки теплового стану контейнерів зберігання ВЯП запропоновано використовувати розв’язання прямих спряжених задач теплообміну, які дозволяють враховувати взаємне перенесення тепла як в твердому тілі, так і в оточуючому його рухомому середовищі (повітрі). На основі результатів розв’язання спряжених задач теплообміну пропонується із застосуванням обернених задач теплообміну визначати граничні умови для подальшого визначення термонапруженого стану контейнерів зберігання. Запропонований підхід до визначення теплового та термонапруженого станів бетонного контейнера з ВЯП дозволить створити більш ефективні методи оцінки ресурсу експлуатації сухих контейнерних сховищ ВЯП, що, зі свого боку, є необхідним під час розробки програм управління старінням обладнання зберігання та забезпечення його довгострокової безпечної експлуатації.

https://doi.org/10.32918/nrs.2021.4(92).05
ARTICLE PDF

Посилання

Liu, Y. Y. (2017). Ageing management for extended storage of spent nuclear fuel. The ageing of materials and structures: Towards scientific solutions for the ageing of our assets, 119-137. doi: 10.1007/978-3-319-70194-3_10.

Akkurt, H., Wong, E. (2018). Industry wide learning aging management program (I-LAMP) for neutron absorber material monitoring in spent fuel pools. Transactions of the American Nuclear Society, 119, 305-308.

Ebad Sichani, M., Hanifehzadeh, M., Padgett, J. E., Gencturk, B. (2019). Probabilistic analysis of vertical concrete dry casks subjected to tip-over and aging effects. Nuclear Engineering and Design, 343, 232-247. doi:10.1016/j.nucengdes.2018.12.003.

Benavides, J., Jiménez, G., López, S., Galbán, M., Lloret, M. (2020). Modeling and results of the dry cask simulator (DCS) with STAR-CCM+. Nuclear Engineering and Design, 369. doi:10.1016/j.nucengdes.2020.110820.

Shulzhenko, N., Gontarovskiy, P., Garmash, N., Melezhik, I. (2018). Design forecasting of thermal strength and resource of steam turbine structural components. Journal of Mechanical Engineering, 21, 3, 38-46. doi: 10.15407/pmach2018.03.038.

Ugrimov, S. V., Shupikov, A. N. (2015). Layered orthotropic plates. Generalized theory. Composite Structures, 129, 224-235. doi: 10.1016/j.compstruct.2015.04.004

Nuclear Fuel Cycle Facilities. Available electronically: IAEA Nuclear Fuel Cycle Information System. Retrieved from https://infcis.iaea.org/NFCIS/Facilities.

Sorenson, K. B. (2015). Safe and secure transport and storage of radioactive materials. Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, United States,1-341.

Ojovan, M. I., Lee, W. E. (2013). An introduction to nuclear waste immobilisation: Second edition, 1-362. doi: 10.1016/C2012-0-03562-4.

Frankova, M. V., Vorobyov, Y. Y., Vyshemirskiy, M. P., Zhabin, O. I. (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.

Poškas, R., Šimonis, V., Jouhara, H., Poškas, P. (2019). Modeling of decay heat removal from CONSTOR RBMK-1500 casks during long-term storage of spent nuclear fuel. Energy, 170, 978-985. doi: 10.1016/j.energy.2018.12.217.

Alyokhina, S. V., Kapuza, S. S., Kostikov, A. O. (2018). Solar radiation influence onto the spent nuclear fuel dry storage container. Problems of Atomic Science and Technology, 114(2), 57-62.

Alyokhina, S. V., Goloshchapov, V. N., Kostikov, A. O., Matsevity, Y. M. (2009). Thermal state of ventilated concrete cask with spent nuclear fuel in the conditions of exterior airflow leaking. Nuclear Physics and Atomic Energy, 10(2), 57-63.

Wu, Y., Klein, J., Zhou, H., Zuo, L. (2018). Thermal and fluid analysis of dry cask storage containers over multiple years of service. Annals of Nuclear Energy, 112, 132-142. doi: 10.1016/j.anucene.2017.10.013.

Alyokhina, S. (2019). Thermal state of ventilated storage container with spent nuclear fuel under normal operation. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, 13(4), 381-398. doi: 10.1504/IJNEST.2019.106056.

Gontarovskyi, P., Smetankina, N., Garmash, N., Melezhyk, I. (2020) Analysis of crack growth in the wall of an electrolyser compartment. Journal of Mechanical Engineering, 23(4), 38–44. doi: 10.15407/pmach2020.04.038.

Gontarovskyi P., Smetankina, N., Garmash, N., Melezhyk, I. (2020) Numerical Analysis of Stress-Strain State of Fuel Tanks of Launch Vehicles in 3D Formulation. Conference on Integrated Computer Technologies in Mechanical Engineering–Synergetic Engineering, Springer, Cham, 609–619. doi: 10.1007/978-3-030-66717-7_52.

Alyokhina, S., Goloshchapov, V., Kostikov, A., Matsevity, Y. (2015) Simulation of thermal state of containers with spent nuclear fuel: multistage approach. Int. J. Energy Res., 39, 1917– 1924. doi: 10.1002/er.3387.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.