Проблеми створення науково-методологічних основ теплової безпеки сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива в Україні
Ключові слова:
теплова безпека, відпрацьоване ядерне паливо, теплові процеси, аварійні ситуації, нормальні умови експлуатації, сухе контейнерне сховище, сухе модульне сховищеАнотація
Подано аналітичний огляд сучасних досліджень теплових процесів за сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) та висвітлено проблеми створення науково-методологічних основ теплової безпеки сухих сховищ відпрацьованого ядерного палива. Розглянуто результати досліджень нормальних та аварійних умов експлуатації сховищ ВЯП, а також результати наукових доробок, що спрямовані на підвищення ефективності роботи основного обладнання та загального рівня безпеки сховищ. Наведені переваги та недоліки сучасних підходів до теплових досліджень під час зберігання відпрацьованого ядерного палива. За чисельних досліджень основним лімітуючим фактором є обчислювальні ресурси. Отже, у рамках консервативного підходу, що домінує під час аналізу безпеки, використовують геометричні спрощення, еквівалентні теплофізичні властивості окремих компонентів або спрощують задачу, розглядаючи частину об’єкта в найбільш вірогідних умовах експлуатації. Висвітлюючи стан проблеми теплового дослідження аварійних режимів зберігання, показано, що відсутні дослідження ряду аварійних ситуацій, не приділено уваги узагальненню результатів існуючих досліджень та, зазвичай, не визначаються температури безпосередньо палива в контейнерах зберігання, що значно обмежує цінність таких результатів. У роботі висвітлені напрями проведення оптимізаційних досліджень за сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів, обґрунтована необхідність проведення досліджень щодо прогнозування теплового стану ВЯП та робіт, що направлені на створення спеціальних захисних конструкцій, основною функцією яких буде поліпшення теплового стану палива та основного обладнання. Зазначена необхідність формалізації теплових процесів, що мають місце під час зберігання ВЯП, та включення результатів до науково-методологічних основ безпеки експлуатації сховищ відпрацьованого ядерного палива.
Посилання
Nuclear technology review (2017). International Atomic Energy Agency,Vienna, 54 р.
Paton, B. Ye., Neklyudov, I.M., & Krasnorutskiy, V. S. (2013). Budushcheye atomnoy energetiki opredelyayet zadachi yadernogo toplivnogo tsikla Ukrainy [The future of nuclear power determines the tasks of the nuclear fuel cycle of Ukraine]. Vopr. Atom. Nauki i Tekhniki − Problems of Atomic Science and Technology, no. 5(87), pp. 3–10 [in Russian].
Afanasyev, A., Gromok, L., Pavelenko, V., & Steinberg N. (2004). Radioactive waste management inUkraine: Status, problems, prospects. Intern. conf. on fifty years of nuclear power – The next fifty years. Book of extended synopses, vol. 35, iss. 41, pp. 139–140.
Pro zatverdzhennia Stratehichnykh napriamiv povodzhennia z vidpratsovanym yadernym palyvom atomnykh elektrostantsii Ukrainy z reaktoramy typu VVER na period do 2030 roku ta Planiv zakhodiv shchodo yikh realizatsii [On Approval of Strategic Directions for the Treatment of Spent Nuclear Fuel from Nuclear Power Plants of Ukraine with VVER Type Reactors for the period up to 2030 and Action Plans for their implementation] Nakaz Ministerstva enerhetyky ta vuhilnoi promyslovosti Ukrainy vid 19.06.2015 No. 386 / Informatsiino-Analitychna Systema po Zakonodavstvu Ukrainy − Order of the Ministry of Energy and Coal Industry of Ukraine dated June 19, 2015, No. 386/ Information and Analytical System on the Legislation of Ukraine]. Available at: http://parusconsultant.com/?doc=09NZ22A550 , name is from the screen.
Rudychev, V. G., Alekhina, S. V., Goloshchapov, V. N. et al. (2013). Bezopasnost sukhogo khraneniya otrabotavshego yadernogo topliva [Safety of dry storage of spent nuclear fuel. Yu. M. Matsevityy &I.I. Zalyubovskiy (Eds).Kharkov: Khark. nats. un-t im. V. N. Karazina, 200 p. [in Russian].
Nosovskiy, A. V., Vasilchenko, V. N., Pavlenko, A. A., Pismennyy, Ye. N., & Shirokov, S. V. (2006). Vvedeniye v bezopasnost yadernykh tekhnologiy [Introduction to the safety of nuclear technologies]. A. V. Nosovskiy (Ed.). Kyiv: Tekhnika, 360 p. [in Russian].
Wataru, M., Takeda, H., Shirai, K., & Saegusa T. (2007). Thermal hydraulic analysis compared with tests of full-scale concrete casks. Nuclear Eng. and Design. 2008. №. 238. pp. 1213–1219. doi: 10.1016/j.nucengdes. 2007.03.036
Wataru, M., Takeda, H., Shirai, K., & Saegusa T. (2008) Heat removal verification tests of full-scale concrete casks under accident conditions. Nuclear Eng. and Design, no. 238, pp. 1206–1212.
Yamakawa, H., Gomi, Y., Ozaki, S., & Kosaki A. (2010). Thermal test and analysis of a spent fuel storage cask. Packaging and Transportation of Radioactive Materials. Proc. the 10th Intern. Symposium (London, 13–18 Sept. 1992).London, pp. 549–556.
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. Packaging and Transportation of Radioactive Materials. Proc. the 12th Intern. Symposium (Paris, 10–15 May 1998).Paris, pp. 659–666.
Greiner, M., Gangadharan, K. K., & Gudipati, M. (2006). Use of fuel assembly/backfill gas effective thermal conductivity models to predict basket and fuel cladding temperatures within a rail package during normal transport. ASME Pressure Vessels and Piping Division Conf. Proc. (Vancouver, 23–27 July 2006).Vancouver, pp. 2–11.
Li, J., Murakami, H., Liu, Y., Gomez, P. E. A., Gudipati, M., & Greiner. (2007). M. Peak cladding temperature in a spent fuel storage or transportation cask. Packaging and Transportation of Radioactive Materials. Proc. the 15th Intern. Symposium (Miami, 21–26 October 2007).Miami, pp. 21–32.
Manteufel, R. D., & Todreas, N. E. (1994). Analytic formulae for the effective conductivity of a square or hexagonal array of parallel tubes. Intern. J. Heat and Mass Transfer, no. 37, pp. 647 – 657. doi: 10.1016/0017-9310(94)90136-8
Bahney III, R. H., & Lotz, T. L. (1996). Spent nuclear fuel effective thermal conductivity report.U.S.Department of Energy, 204 p.
Thomas, G. R., & Carlson, R. W. (1999) Evaluation of the use of homogenized fuel assemblies in the thermal analysis of spent fuel storage casks.U.S.Nuclear Regulatory Commission, 57 p.
Kamichetty, K. K. (2010). Geometrically accurate and homogenized fuel region models to predict fuel cladding temperatures within a truck cask under normal and fire accident conditions: Thesis Master Sci. in Mech.Eng./UniversityofNevada.Reno, 58 p.
Lebon, G., Mathieu, Ph., & Van, J. V. (1979). Modeling of the transient heat transfer in a nuclear reactor fuel rod using a variational procedure. Nuclear Eng. and Design, vol. 51, iss. 2, pp. 133–142.
Othman R. Steady State and Transient Analysis of Heat Conduction in Nuclear Fuel Elements: Master’s Degree Project / Royal Institute of Technology.Stockholm, 2004.
Talukder, N. K. (2000). Unsteady heat conduction in the soil layers above underground repository for spent nuclear fuel. Warme- und Stoffubertragung Zeitschrift, vol. 36, iss. 2, pp. 143–146.
Fort, J. A., Cuta, J. M., Bajwa, C. S., & Baglietto, E. (2010). Modeling heat transfer in spent fuel transfer cask neutron shields: A challenging problem in natural convection. ASME Pressure Vessels and Piping Division/K-PVP Conf. Proc. (Bellevue, 18-22 July 2010).Bellevue, pp. 45–50. doi: 10.1115/PVP2010-25752
Lee S. Y. Heat Transfer Modeling of Dry Spent Nuclear Fuel Storage Facilities, proceedings of 1999 ASME National Heat Transfer Conf. (Albuquerque, 15-17 August 1999).Albuquerque, 1999. pp. 53–59.
Chalasani, N. R., & Greiner, M. (2009). Natural convection/radiation heat transfer simulations of enclosed array of vertical rods. Packaging, Transport, Storage & Security of Radioactive Material, vol. 20, no. 3, pp. 117–125. doi: 10.1115/pvp2006-icpvt-11-93734
Kwon, Y. J. (2010). Finite element analysis of transient heat transfer in and around a deep geological repository for a spent nuclear fuel disposal canister and the heat generation of the spent nuclear fuel. Nuclear Sci. and Eng., vol. 164, no. 3, pp. 264–286. doi: dx.doi.org/10.13182/NSE09-11
Burnham,Ch., Dreifke, M.,Ahn,Ch., Shell, D., Giminaro, A., & Shanahan, M. (2012). Spent nuclear fuel storage in a molten salt pool: Honors thesis projects /UniversityofTennessee.Knoxville.
Poskas, R., Simonis, V., Poskas, P., & Sirvydas, A. (2017). Thermal analysis of CASTOR RBMK-1500 casks during long-term storage of spent nuclear fuel. Annals of Nuclear Energy, no. 99, pp. 40–46. doi: 10.1016/j.anucene.2016.09.031
Droste, B., Völzke, H., Wieser, G., & Qiao, L. (2002). Safety margins of spent fuel transport and storage casks considering aircraft crash impacts. Ramtrans, vol. 13, no. 3–4, pp. 313–316.
Pugliese, G., LoFrano, R., & Forasassi, G. (2010). Spent fuel transport cask thermal evaluation under normal and accident conditions. Nuclear Eng. and Design, vol. 6, no, 240, pp. 1699–1706.
Fedorovich E. D., Karyakin Y. E., Mikhailov V. E., Astafieva V. O., Pletnev A. A. Modeling of heatmasstransfer in 'wet' and 'dry' storages for spent nuclear fuel. 14th Intern. Heat Transfer Conf. Proc. 2010. vol. 7. pp. 303–310.
Fedorovich, E. D., Karyakin, Y. E., Mikhailov, V. E., Astafieva, V. O., & Pletnev, A. A. (2010). Modeling of heat mast transfer in 'wet' and 'dry' storages for spent nuclear fuel. 14th Intern. Heat Transfer Conf. Proc., vol. 7, pp. 303–310.
Saegusa, T., Mayuzumi, M., Ito, C., & Shirai, K. (1996). Еxperimental studies on safety of dry cask storage technology of spent fuel allowable temperature of cladding and integrity of cask under accidents. J. Nuclear Sci. and Techn., vol. 33, iss. 3, pp. 250–258.
Shirai, K., Wataru, M., Takeda, H., Tani, J., Arai, T., & Saegusa, T. (2015). Testing of metal cask and concrete cask. Intern. Conf. Management of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors. Proc. (Vienna, 5 – 19 June 2015).Vienna, pp. 102–105.
Safety analysis report for dry spent nuclear fuel storage facility of Zaporizhska NPP. Version 3.01.1 (2008). / SE «Zaporizhska NPP». – Inv. No. 1526(3). – Energodar, 2008, 624 p.
Alekhina, S. V., Goloshchapov, V. N., & Kostikov, A. O. (2011). Optimizatsiya shiriny ventilyatsionnogo trakta konteynera s otrabotannym yadernym toplivom [Optimization of the width of the ventilation path of a container with spent nuclear fuel]. Problemy Mashinostroyeniya – Journal of Mechanical Engineering, vol.14, no. 6, pp. 23–29 [in Russian].
Danker, W., & Schneider, K. (2003). Optimization of cask capacity for long term spent fuel storage. Storage of Spent Fuel from Power Reactors. Proc. the Intern. Conf. (Vienna, 2-6 June 2003).Vienna, pp. 195–201.
Nagano, K. (1998). An economic analysis of spent fuel management and storage. 11th Pacific Basin Nuclear Conf. Proc. (Toronto, 3–7 May 1998).Toronto, vol. 2, pp. 1073–1080.
Shamanin, I.V., Gavrilov, P. M., Bedenko, S. V., & Martynov, V. V. (2012). Optimizatsiya neytronno-fizicheskikh kharakteristik sistem khraneniya otrabotannogo topliva [Optimization of neutron-physical characteristics of spent fuel storage systems]. Izv. Tomsk. politekhn. un-ta. − Proceedings of Tomsk Polytechnic University, vol. 320, no. 4, pp. 10–14 [in Russian].
Batiy, V. G., Kaftanatina, O. A., Morozov, Yu. V., Pravdivyy, A. A., Rudko, V. M., & Bogutskiy, D. V. (2011). Optimizatsiya protsessa obrashcheniya s radioaktivnymi otkhodami v protsesse ekspluatatsii novogo khranilishcha otrabotavshego yadernogo topliva Chernobylskoy AES [Optimization of the process of radioactive waste management in the process of operation of a new storage of spent nuclear fuel of the Chernobyl nuclear power plant]. Problemy Bezpeky Atomnykh Elektrostantsiy i Chernobylia – Problems of Nuclear Power Plants' Safety and of Chornobyl, iss. 17, pp. 147–153 [in Russian].
Monograph on spent nuclear fuel storage technologies. (1997). Institute of Nuclear Materials Management, 1997, 270 p.
Herranz, L. E., Penalva, J., & Feria, F. (2015). CFD analysis of a cask for spent fuel dry storage: Model fundamentals and sensitivity studies. Annals of Nuclear Energy, vol. 76, pp. 54–62.
Pismennyy, Ye. N., Gershuni, A. N., & Nishchak, A. P. (2000). Sostoyaniye i razvitiye sistem okhlazhdeniya otrabotannogo yadernogo topliva [State and development of cooling systems for spent nuclear fuel]. Promyshlennaia Teplotekhnika – Industrial Heat Engineering, vol. 22, no. 5–6, pp. 82–87 [in Russian].
Radchenko, M. V., & Makarchuk, T. F. (2008). Sovremennyye tendentsii obrashcheniya s obluchennym yadernym toplivom. Analiticheskiy obzor [Current trends in the management of irradiated nuclear fuel. Analytical review].Moscow: Izdat. dom 'Azimut', 294 p. [in Russian].
Kostikov, A. O. [2011]. Identyfikatsiia ta optymizatsiia heometrychnykh parametriv obiektiv enerhetyky i radioelektroniky shliakhom rozviazannia obernenykh zadach teploprovidnosti: Avtoreferat dys. … d-ra tekhn. nauk / In-t problem mashynobuduvannia im. A. M. Pidhornoho NAN Ukrainy [Identification and optimization of geometric parameters of energy objects and radio electronics by solving inverse heat conduction problems: Abstract of a Doctoral Dissertation (Engineering)/ A.N. Podgorny Institute of Mechanical Engineering Problems of the NAS of Ukraine]. Kharkiv, 34 p. [in Ukrainian].
##submission.downloads##
Опубліковано
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2018 Svitlana V. Alyokhina
Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution-NoDerivatives 4.0 International License.
Автори, які публікуються в цьому журналі, погоджуються з наступними умовами:
- Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи і передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензійного договору (угоди).
- Автори мають право самостійно укладати додаткові договори (угоди) з неексклюзивного поширення роботи в тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом (наприклад, розміщувати роботу в електронному сховищі установи або публікувати в складі монографії), за умови збереження посилання на першу публікацію роботи в цьому журналі.
- Політика журналу дозволяє розміщення авторами в мережі Інтернет (наприклад, у сховищах установи або на персональних веб-сайтах) рукопису роботи як до подачі цього рукопису в редакцію, так і під час її редакційної обробки, оскільки це сприяє виникненню продуктивної наукової дискусії і позитивно позначається на оперативності та динаміці цитування опублікованої роботи (див. The Effect of Open Access).
