Умови теплообміну в контейнері сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів

Abstract

UK: 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. EN: Purpose. The safety substantiation of the spent nuclear fuel of power reactors WWER-1000 of Zaporizhska NPP dry storage facility operation by carrying out of numerical study of the thermal processes inside dry storage container. Methodology. Mathematical modeling, numerical solving of the direct and inverse heat transfer problems. Findings. The distribution of temperatures and heat transfer coefficients on the surfaces of guide tubes inside storage cask with spent fuel assemblies of power reactors WWER-1000 of Zaporizhska NPP are obtained. With usage of the iterative methodology of thermal processes modeling the detailed temperature fields of spent fuel assemblies inside storage cask are obtained. The maximum temperatures in each spent fuel assembly are defined and the places of the most heated fuel rods are identified. Originality. For the first time with usage of iterative methodology of thermal processes modeling at the dry spent nuclear fuel storage the detailed information about thermal processes inside storage cask with spent fuela under normal conditions of operations is obtained. Practical value. The safety of spent nuclear fuel of reactors WWER-1000 in the dry storage facility of Zaporizhska NPP is confirmed. The obtained results are reasonable for usage at development of scientific-methodological basis of safety of the dry storage of spent nuclear fuel of power reactors, and also useful at development and implementation of designs of creation and modernization of equipment for spent nuclear fuel.