Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
The calculation of the evolutionary power reactor (EPR) spent fuel (SF) cooling period (CP) was performed. The CP was determined by comparing the heat load of a cask with the calculated value of EPR decay heat (DH). The EPR DH was calculated by the ORIGEN computer code based on the EPR parameters. F...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Datum: | 2016 |
| Hauptverfasser: | , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2016
|
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129800 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety / M.I. Youssef, G.F. Sultan, H.F. Morsi // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 17-21. — Бібліогр.: 16 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-129800 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F. 2018-01-29T15:58:23Z 2018-01-29T15:58:23Z 2016 Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety / M.I. Youssef, G.F. Sultan, H.F. Morsi // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 17-21. — Бібліогр.: 16 назв. — англ. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129800 621.039.58:621.039.7 The calculation of the evolutionary power reactor (EPR) spent fuel (SF) cooling period (CP) was performed. The CP was determined by comparing the heat load of a cask with the calculated value of EPR decay heat (DH). The EPR DH was calculated by the ORIGEN computer code based on the EPR parameters. For conservatively study, the EPR and ORIGEN parameters that lead to higher DH values were selected and safety margins were considered. The fitting tool was utilized in the calculation of CP to overcome the ORIGEN limitation. The resultant values of CP will maintain the peak cladding temperature (PCT) of SF lower than 400°C during storage, transport, and disposal. The results show that -for normal operation- the SF of EPR should stay in the pool at least 4.75 years before it is loaded to the passively cooled dry casks. Выполнен расчет периода охлаждения отработавшего ядерного топлива эволюционного(европейского) энергетического реактора (ЭЭР). Период охлаждения определялся путем сравнения термической нагрузки на контейнер с вычисленным значением остаточного энерговыделения ЭЭР. Остаточное энерговыделение ЭЭР рассчитано с применением компьютерного кода ORIGEN на основании параметров ЭЭР. Для консервативного анализа выбраны такие параметры ЭЭР и ORIGEN, которые приводят к более высоким значениям остаточного энерговыделения, а также обеспечивают необходимые запасы безопасности. При расчете периода охлаждения применялась методика корректировки для преодоления ограничения кода ORIGEN. Полученные значения периода охлаждения обеспечат поддержание максимальной температуры оболочек твэлов отработавшего топлива на уровне ниже 400 °C при хранении, транспортировке и захоронении. Результаты показали, что для нормальной эксплуатации отработавшее топливо ЭЭР должно оставаться в бассейне выдержки как минимум 4,75 года перед загрузкой в контейнеры сухого хранения с пассивным охлаждением. 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. The authors wish to acknowledge Professor Ezzat A. Eisawy for his strong support. They want also to thank Dr. M. Elzorkany for his precious suggestions and assistance. en Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety Расчет периода охлаждения отработавшего ядерного топлива эволюционного (европейского) энергетического реактора для обеспечения безопасности в условиях дальнейшего сухого хранения ВЯП Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety |
| spellingShingle |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F. |
| title_short |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety |
| title_full |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety |
| title_fullStr |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety |
| title_full_unstemmed |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety |
| title_sort |
cooling period calculation of evolutionary power reactor spent fuel for dry management safety |
| author |
Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F. |
| author_facet |
Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F. |
| publishDate |
2016 |
| language |
English |
| container_title |
Ядерна та радіаційна безпека |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Расчет периода охлаждения отработавшего ядерного топлива эволюционного (европейского) энергетического реактора для обеспечения безопасности в условиях дальнейшего сухого хранения ВЯП Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП |
| description |
The calculation of the evolutionary power reactor (EPR) spent fuel (SF) cooling period (CP) was performed. The CP was determined by comparing the heat load of a cask with the calculated value of EPR decay heat (DH). The EPR DH was calculated by the ORIGEN computer code based on the EPR parameters. For conservatively study, the EPR and ORIGEN parameters that lead to higher DH values were selected and safety margins were considered. The fitting tool was utilized in the calculation of CP to overcome the ORIGEN limitation. The resultant values of CP will maintain the peak cladding temperature (PCT) of SF lower than 400°C during storage, transport, and disposal. The results show that -for normal operation- the SF of EPR should stay in the pool at least 4.75 years before it is loaded to the passively cooled dry casks.
Выполнен расчет периода охлаждения отработавшего ядерного топлива эволюционного(европейского) энергетического реактора (ЭЭР). Период охлаждения определялся путем сравнения термической нагрузки на контейнер с вычисленным значением остаточного энерговыделения ЭЭР. Остаточное энерговыделение ЭЭР рассчитано с применением компьютерного кода ORIGEN на основании параметров ЭЭР. Для консервативного анализа выбраны такие параметры ЭЭР и ORIGEN, которые приводят к более высоким значениям остаточного энерговыделения, а также обеспечивают необходимые запасы безопасности. При расчете периода охлаждения применялась методика корректировки для преодоления ограничения кода ORIGEN. Полученные значения периода охлаждения обеспечат поддержание максимальной температуры оболочек твэлов отработавшего топлива на уровне ниже 400 °C при хранении, транспортировке и захоронении. Результаты показали, что для нормальной эксплуатации отработавшее топливо ЭЭР должно оставаться в бассейне выдержки как минимум 4,75 года перед загрузкой в контейнеры сухого хранения с пассивным охлаждением.
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.
|
| issn |
2073-6231 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129800 |
| citation_txt |
Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety / M.I. Youssef, G.F. Sultan, H.F. Morsi // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 17-21. — Бібліогр.: 16 назв. — англ. |
| work_keys_str_mv |
AT youssefmi coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety AT sultangf coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety AT morsihf coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety AT youssefmi rasčetperiodaohlaždeniâotrabotavšegoâdernogotoplivaévolûcionnogoevropeiskogoénergetičeskogoreaktoradlâobespečeniâbezopasnostivusloviâhdalʹneišegosuhogohraneniâvâp AT sultangf rasčetperiodaohlaždeniâotrabotavšegoâdernogotoplivaévolûcionnogoevropeiskogoénergetičeskogoreaktoradlâobespečeniâbezopasnostivusloviâhdalʹneišegosuhogohraneniâvâp AT morsihf rasčetperiodaohlaždeniâotrabotavšegoâdernogotoplivaévolûcionnogoevropeiskogoénergetičeskogoreaktoradlâobespečeniâbezopasnostivusloviâhdalʹneišegosuhogohraneniâvâp AT youssefmi rozrahunokperíoduoholodžennâvídpracʹovanogoâdernogopalivaevolûcíinogoêvropeisʹkogoenergetičnogoreaktoradlâzabezpečennâbezpekivumovahpodalʹšogosuhogozberígannâvâp AT sultangf rozrahunokperíoduoholodžennâvídpracʹovanogoâdernogopalivaevolûcíinogoêvropeisʹkogoenergetičnogoreaktoradlâzabezpečennâbezpekivumovahpodalʹšogosuhogozberígannâvâp AT morsihf rozrahunokperíoduoholodžennâvídpracʹovanogoâdernogopalivaevolûcíinogoêvropeisʹkogoenergetičnogoreaktoradlâzabezpečennâbezpekivumovahpodalʹšogosuhogozberígannâvâp |
| first_indexed |
2025-12-07T16:38:52Z |
| last_indexed |
2025-12-07T16:38:52Z |
| _version_ |
1850868270183219200 |