Розробка моделі контейнера довгострокового зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок реактора ВВЕР 1000 для програмного засобу ANSYS CFX

• Опубліковано в: : Ядерна та радіаційна безпека
• Дата: 2016
• Автори: Франкова, М.В., Воробйов, Ю.Ю., Вишемірський, М.П., Жабін, О.І.
• Формат: Стаття
• Мова: Українська
• Опубліковано: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2016
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129893
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Розробка моделі контейнера довгострокового зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок реактора ВВЕР 1000 для програмного засобу ANSYS CFX / М.В. Франкова, Ю.Ю. Воробйов, М.П. Вишемірський, О.І. Жабін // Ядерна та радіаційна безпека. — 2017. — № 2. — С. 20-23. — Бібліогр.: 7 назв. — укр.

Досліджуються теплогідравлічні аспекти моделювання багатоцільового контейнера (БЦК-31) з відпрацьованим ядерним паливом реакторів типу ВВЕР-1000 для довгострокового зберігання БЦК-31 у контейнері HI-STORM виробництва компанії Holtec International. Наведено основні підходи та припущення, прийняті в процесі розробки розрахункової моделі БЦК-31 для програмного засобу ANSYS CFX, а також основі результати розрахунку одного з варіантів завантаження БЦК-31. Отримані результати використано в експертизі технічних специфікацій на БЦК-31 та відповідних тематичних звітів з обґрунтування безпеки. Исследуются теплогидравлические аспекты моделирования многоцелевого контейнера (МЦК-31) с отработанным ядерным топливом реакторов типа ВВЭР-1000 для долгосрочного хранения МЦК-31 в контейнере HI-STORM производства компании Holtec International. Представлено описание основных подходов и предположений, принятых при разработке расчетной модели МЦК-31 для программного средства ANSYS CFX, а также основные результаты расчета одного из вариантов загрузки МЦК-31. Полученные результаты использованы при выполнении экспертизы технических спецификаций на МЦК-31 и соответствующих тематических отчетов по обоснованию безопасности. This paper evaluates the thermohydraulic aspects of modeling multi-purpose container (MPC-31) with VVER-1000 spent nuclear fuel (SNF) during its long-term storage in HI-STORM container (designed by Holtec International). The paper describes the main approaches and assumptions applied for the development of correspondent ANSYS CFX model, as well as provides the main calculation results for one of the cases of MPC-31 loading with SNF. The results of calculations were used in the regulatory review of technical specifications of MPC-31 and correspondent safety analysis reports.