Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine

An analytical review of modern researches into spent nuclear fuel (SNF) dry cask storage, or dry storage thermal processes is presented and problems of creating scientific and methodological foundations for SNF dry storage thermal safety are discussed.

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2018
Автор:	Alyokhina, S.V.
Формат:	Стаття
Мова:	English
Опубліковано:	Інстиут проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України 2018
Назва видання:	Проблеми машинобудування
Теми:	Aerohydrodynamics and heat-mass exchange
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/158791
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine / S.V. Alyokhina // Проблеми машинобудування. — 2018. — Т. 21, № 3. — С. 4-12. — Бібліогр.: 42 назв. — англ, укр.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-158791
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-1587912025-02-09T11:33:53Z Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine Проблеми створення науково-методологічних основ теплової безпеки сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива в Україні Проблемы создания научно-методологических основ тепловой безопасности сухого хранения отработавшего ядерного топлива в Украине Alyokhina, S.V. Aerohydrodynamics and heat-mass exchange An analytical review of modern researches into spent nuclear fuel (SNF) dry cask storage, or dry storage thermal processes is presented and problems of creating scientific and methodological foundations for SNF dry storage thermal safety are discussed. 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. Представлен аналитический обзор современных исследований тепловых процессов при сухом хранении отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и освещены проблемы создания научно-методологических основ тепловой безопасности сухих хранилищ отработавшего ядерного топлива. The works have been carried out within the framework of the joint Ukrainian-Lithuanian research project M/81-2018, funded by the Ministry of Education and Science of Ukraine, and with the partial support of the International Atomic Energy Agency (IAEA) in accordance with the CRP-20605 agreement. 2018 Article Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine / S.V. Alyokhina // Проблеми машинобудування. — 2018. — Т. 21, № 3. — С. 4-12. — Бібліогр.: 42 назв. — англ, укр. 0131-2928 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/158791 536. 24: 621. 039.584 en Проблеми машинобудування application/pdf application/pdf Інстиут проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	English
topic	Aerohydrodynamics and heat-mass exchange Aerohydrodynamics and heat-mass exchange
spellingShingle	Aerohydrodynamics and heat-mass exchange Aerohydrodynamics and heat-mass exchange Alyokhina, S.V. Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine Проблеми машинобудування
description	An analytical review of modern researches into spent nuclear fuel (SNF) dry cask storage, or dry storage thermal processes is presented and problems of creating scientific and methodological foundations for SNF dry storage thermal safety are discussed.
format	Article
author	Alyokhina, S.V.
author_facet	Alyokhina, S.V.
author_sort	Alyokhina, S.V.
title	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
title_short	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
title_full	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
title_fullStr	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
title_full_unstemmed	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
title_sort	problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in ukraine
publisher	Інстиут проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України
publishDate	2018
topic_facet	Aerohydrodynamics and heat-mass exchange
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/158791
citation_txt	Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine / S.V. Alyokhina // Проблеми машинобудування. — 2018. — Т. 21, № 3. — С. 4-12. — Бібліогр.: 42 назв. — англ, укр.
series	Проблеми машинобудування
work_keys_str_mv	AT alyokhinasv problemsofcreatingscientificandmethodologicalbasesofspentnuclearfueldrycaskstoragethermalsafetyinukraine AT alyokhinasv problemistvorennânaukovometodologíčnihosnovteplovoíbezpekisuhogozberígannâvídpracʹovanogoâdernogopalivavukraíní AT alyokhinasv problemysozdaniânaučnometodologičeskihosnovteplovojbezopasnostisuhogohraneniâotrabotavšegoâdernogotoplivavukraine
first_indexed	2025-11-25T22:13:24Z
last_indexed	2025-11-25T22:13:24Z
_version_	1849802154760470528
fulltext	АЕРОГІДРОДИНАМІКА ТА ТЕПЛОМАСООБМІН ISSN 0131–2928. Проблеми машинобудування, 2018, Т. 21, № 3 УДК 536. 24: 621. 039.584 ПРОБЛЕМИ СТВОРЕННЯ НАУКОВО- МЕТОДОЛОГІЧНИХ ОСНОВ ТЕПЛОВОЇ БЕЗПЕКИ СУХОГО ЗБЕРІГАННЯ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА В УКРАЇНІ 1,2 С. В. Альохіна, канд техн. наук svitlana.alyokhina@gmail.com 1 Інститут проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України, 61046, Україна, м. Харків, вул. Пожарського, 2/10 2 Харківський національний університет імені В. Н. Каразіна, 61000, Україна, м. Харків, майдан Свободи, 4 Подано аналітичний огляд сучасних досліджень теплових процесів за сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) та висвіт- лено 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 зага- льного рівня безпеки сховищ. Наведені переваги та недоліки сучасних підходів до теплових досліджень під час зберігання відпрацьованого ядерного палива. За чисельних досліджень основним лімітуючим фак- тором є обчислювальні ресурси. Отже, у рамках консервативного підходу, що домінує під час аналізу безпеки, використовують геомет- ричні спрощення, еквівалентні теплофізичні властивості окремих компонентів або спрощують задачу, розглядаючи частину об’єкта в найбільш вірогідних умовах експлуатації. Висвітлюючи стан пробле- ми теплового дослідження аварійних режимів зберігання, показано, що відсутні дослідження ряду аварійних ситуацій, не приділено уваги узагальненню результатів існуючих досліджень та, зазвичай, не ви- значаються температури безпосередньо палива в контейнерах збері- гання, що значно обмежує цінність таких результатів. У роботі ви- світлені напрями проведення оптимізаційних досліджень за сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів, обґрунтована необхідність проведення досліджень щодо прогнозуван- ня теплового стану ВЯП та робіт, що направлені на створення спеці- альних захисних конструкцій, основною функцією яких буде поліпшен- ня теплового стану палива та основного обладнання. Зазначена необ- хідність формалізації теплових процесів, що мають місце під час збе- рігання ВЯП, та включення результатів до науково-методологічних основ безпеки експлуатації сховищ відпрацьованого ядерного палива. Ключові слова: теплова безпека, відпрацьоване ядерне паливо, тепло- ві процеси, аварійні ситуації, нормальні умови експлуатації, сухе кон- тейнерне сховище, сухе модульне сховище. Актуальність Проблема зберігання відпрацьованого ядерного палива у світі, і в Україні зокрема, останнім часом набуває все більшого значення [1–3]. Оскільки доля атомної енергії у загальному обсязі електроенергії, що виробляється в Україні, традиційно висока і складає понад 50 %, щороку від енергетичних реакторів чотирьох діючих атомних електростанцій утворюється значна кількість високоактивних радіоактивних відходів, до яких належить і відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП). Проблема поводження з відпрацьованим ядерним паливом енергетичних реакторів в нашій країні регулюється, зокрема, наказом Міністерства енергетики та вугільної промисловості України від 19.06.2015 № 386 «Про затвердження Стратегічних напрямів поводження з відпрацьованим ядерним па- ливом атомних електростанцій України з реакторами типу ВВЕР на період до 2030 року та Планів заходів щодо їх реалізації» [4]. Ним передбачено довгострокове зберігання ВЯП Запорізької АЕС на пристанцій- ному сховищі, паливо інших вітчизняних реакторів – у сховищах зони відчуження Чорнобильської АЕС. Довгострокове зберігання ВЯП на території України сьогодні фактично здійснюється лише на найбільшій атомній електростанції – Запорізькій. Пристанційне сухе сховище відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) розраховане на зберігання понад 9 тисяч відпрацьованих паливних збірок шести реакто- рів ВВЕР-1000 Запорізької АЕС та передбачає експлуатацію близько 50 років, тобто протягом проектного строку експлуатації атомної станції [5]. Окрім ССВЯП Запорізької АЕС, ще два сховища відпрацьованого ядерного палива в Україні пла- нуються до введення в експлуатацію. Це сховище ВЯП для палива реакторів РБМК-1000 Чорнобильської  С. В. Альохіна, 2018 AEROHYDRODYNAMICS AND HEAT-MASS EXCHANGE ISSN 0131–2928. Journal of Mechanical Engineering, 2018, Vol. 21, No. 3 АЕС (СВЯП-2) та централізоване сховище – для інших діючих реакторів атомних станцій України (ЦСВЯП) [6]. Обидва зазначені сховища будуть реалізовувати так званий «сухий» метод зберігання, тобто без використання води як охолоджувача відпрацьованого палива. Сухий спосіб зберігання ВЯП є досить розповсюдженою стратегією поводження з відпрацьова- ним паливом для країн з незамкненим ядерним паливним циклом. Існує декілька типів сухих сховищ, два з них будуть використовуватись у сховищах в Україні – контейнерне зберігання (у ССВЯП Запорізької АЕС і ЦСВЯП) та модульне (у СВЯП-2). Незважаючи на відмінність у конструкціях основного обладнан- ня зберігання сховища мають спільні науково-технологічні проблеми безпеки експлуатації, на вирішення яких і повинен бути спрямований їхній науковий супровід. Безпека експлуатації будь-якого сховища ВЯП є комплексним поняттям [6] і, окрім заходів з яде- рної та радіаційної безпеки, включає в себе створення належних умов для теплових режимів протягом усього терміну функціонування об'єкта зберігання, тобто вимагає дотримання норм теплової безпеки. Оскільки експлуатація сховищ, зазвичай, планується на період в декілька десятків років, умови зберіган- ня, теплофізичні властивості матеріалів основного обладнання та ВЯП, а також його енергетичні характе- ристики змінюються досить суттєво. Через це виникають задачі розв'язання проблем у сфері теплового моніторингу й керування старінням обладнання та ВЯП, що неможливе без детального вивчення та уза- гальнення характеру перебігу теплових процесів. Метою цієї роботи є аналітичний огляд сучасних досліджень теплових процесів за сухого збері- гання ВЯП та висвітлення проблем створення науково-методологічних основ теплової безпеки сухих схо- вищ відпрацьованого ядерного палива. Підходи до теплових досліджень під час зберігання ВЯП Існує багато науково-дослідних робіт провідних вітчизняних і зарубіжних вчених, які висвітлю- ють проблеми визначення рівня радіаційного випромінювання та його вплив на персонал і навколишнє середовище, дотримання необхідного рівня критичності та запобігання виникненню непідконтрольної ядерної реакції, створення додаткових радіаційно-захисних конструкцій і т. ін. На жаль, тепловій складо- вій комплексного поняття безпеки сухих сховищ ВЯП приділяється мало уваги. Традиційним підходом під час аналізу теплової безпеки, зазвичай, є окремі теплові розрахунки на етапі проектування основного обладнання сховища із значною кількістю припущень та високим ступенем завищення базових параметрів з метою закладення у конструкцію так званого “запасу” надійності. Однак такий підхід, хоч і виправдовує себе у ряді позаштатних ситуацій протягом терміну експлуатації, не може вважатись у повній мірі ефективним. Завжди існує необхідність повного розуміння процесів, що відбува- ються з ВЯП у тій чи іншій ситуації, для розробки ефективних мір протидії виникненню аварійних ситуацій та подальшого підвищення рівня безпеки експлуатації обладнання чи з метою його модернізації, що може бути викликано комерційною конкуренцією на ринку поводження з відпрацьованим ядерним паливом. Ефективною методологією під час визначення детального теплового стану ВЯП є розв’язання за- дач обчислювальної гідрогазодинаміки (Computational Fluid Dynamics, CFD). Така методологія може бути реалізована у комерційних або у відкритих CFD-програмах. На жаль, усі відомі дослідження теплового стану ВЯП під час зберігання, де застосовується CFD-методологія, мають деякі недоліки. Так, наприклад, у роботах [7, 8] не розглядається рух охолоджуючого середовища або задача розв’язується у двовимірній постановці [9, 10]. Деякі дослідники під час аналізу безпеки зберігання ВЯП використовують спрощену геометричну модель основного обладнання зберігання та еквівалентні теплофізичні властивості матеріа- лів [11, 12]. Проте такий підхід не дозволяє отримати детальну інформацію про тепловий стан ВЯП про- тягом зберігання навіть із застосуванням CFD-методології, адже частина обладнання зберігання розгляда- ється як суцільне тіло. Слід зазначити, що використання еквівалентних теплофізичних властивостей відпрацьованого ядерного палива є досить розповсюдженим підходом, що має ряд переваг. Так, замінюючи частину розра- хункової області однорідним тілом з еквівалентними теплофізичними властивостями, значно економлять- ся обчислювальні ресурси. Правильно вибираючи еквівалентні теплофізичні властивості, в розрахунки гарантовано закладається «запас надійності», що є, безумовно, перевагою під час експлуатації об’єктів підвищеної небезпеки. Існує декілька ключових досліджень щодо визначення еквівалентної теплопровідності паливних збірок різних реакторів. Відомо дві моделі для обчислення еквівалентної теплопровідності, що викорис- АЕРОГІДРОДИНАМІКА ТА ТЕПЛОМАСООБМІН ISSN 0131–2928. Проблеми машинобудування, 2018, Т. 21, № 3 товуються переважно закордонними вченими для оцінки теплового стану відпрацьованих паливних збі- рок. Перша з них – це дослідження [13], що базуються на дворегіонній моделі та одновимірній аналітич- ній моделі теплопровідності. Інша модель [14] ґрунтується на скінченноелементному тепловому аналізі різних паливних збірок, що зберігаються в різному середовищі. Відмінність між цими двома моделями полягає в тому, що променева та кондуктивна складова в дворегіонній моделі подані як нелінійна темпе- ратурна залежність у другій. В дослідженні [15] автором запропоновано розглядати паливні збірки як однорідні стрижні з по- стійною теплопровідністю та внутрішнім джерелом теплоти. Метод базувався на чисельному моделюван- ні та підборі значення еквівалентної теплопровідності. Значення було знайдено для різних частин палив- ної збірки, порівняно з експериментальними даними, та обчислено як середнє для усієї збірки. Моделі еквівалентної теплопровідності були протестовані та порівняні у роботі [11] для обчислен- ня максимальної температури збірки з використанням двовимірної скінченноелементної моделі. Як ре- зультат, була зазначена необхідність застосування нерівномірної температури стінки корзини зберігання. Інший чисельний підхід з використанням розв’язання двовимірних задач CFD було розглянуто у [16] для моделювання теплового стану корзин зі збірками реакторів PWR. Це дозволило взяти до уваги конвективний рух газу та радіаційний теплообмін через зону палива та врахувати його вплив на процеси теплопровідності у твердих тілах. Усі зазначені методики обчислення еквівалентної теплопровідності спрямовані на визначення її для паливних збірок, а не для групи збірок, розташованих у герметичній ємності, а також для чотирьохгранних збірок різних типів реакторів. Це створює ряд обмежень і не дозволяє використовувати отримані результати для моделювання теплових процесів у великих сховищах ВЯП та тих, де зберігаються шестигранні збірки реа- кторів ВВЕР. Отже, існує необхідність розширення методології застосування еквівалентної теплопровідності для використання під час аналізу теплової безпеки великих об’єктів зберігання ВЯП, зокрема і в Україні. Особливістю багатьох теплових досліджень є проведення аналізу процесів, що відбуваються під час зберігання ВЯП, у стаціонарній постановці. На жаль, дуже часто дослідження нестаціонарного тепло- обміну щодо ядерного палива виконані для умов його знаходження у реакторі [наприклад, 17, 18]. Такі результати є важливими, але теплові процеси під час сухого зберігання палива дещо відрізняються від тих, що мають місце у реакторі. У відкритих джерелах, однак, зустрічаються дослідження щодо нестаціо- нарного теплового стану об’єктів на завершальному етапі ядерного паливного циклу [19, 20]. Однак вони стосуються підземних сховищ або короткого періоду транспортування ВЯП і не можуть бути використані для аналізу теплової безпеки проміжних сховищ. Проблему зміни теплового стану ВЯП протягом терміну зберігання деякі автори розглядають у ква- зістаціонарній постановці [21, 22], але такий підхід не відображає повною мірою перехідних процесів в ос- новному обладнанні зберігання і паливі, отже, не може бути застосований під час аналізу теплової безпеки. Нестаціонарні дослідження з використанням CFD-методів застосовуються, переважно, до компо- нентів контейнерів зберігання [20] або моделюються спеціальні умови зберігання [23,24] чи невентильо- вані контейнери [25]. На жаль, такі результати не можуть бути використані під час теплового аналізу схо- вищ інших типів. Для деяких задач теплового аналізу у відкритих літературних джерелах взагалі не було знайдено ре- зультатів щодо прогнозування теплового стану ВЯП та основного обладнання. Схожа ситуація склалась і з захисними конструкціями, що, переважно, розробляються для зменшення рівня радіації, а не для локалізації впливу зовнішніх факторів, які можуть призвести до підвищення рівня температур палива, що зберігається. Дослідження аварійних режимів Дослідження аварійних режимів експлуатації основного обладнання зберігання відпрацьованого ядерного палива є необхідною складовою аналізу безпеки будь-якого сховища. Досліджень у цьому на- прямі, зазвичай, багато, але присвячені вони вузькому переліку аварійних ситуацій, що мають найбільшу вірогідність виникнення. До таких аварійних ситуацій відносять екстремальні температури атмосферного повітря для регіону, де експлуатується сховище ВЯП [25], пожежу [26, 27] й аварії зі втратою охолоджу- вача (для мокрих сховищ – втрата води, для сухих вентильованих сховищ – відсутність руху охолоджую- чого повітря) [8,28]. Такі аварійні ситуації аналізуються, як правило, з точки зору консервативного підхо- ду з великою кількістю припущень і не дають відповіді на питання, які саме температури ВЯП будуть до- сягатись і які температурні поля матимуть елементи основного обладнання зберігання. AEROHYDRODYNAMICS AND HEAT-MASS EXCHANGE ISSN 0131–2928. Journal of Mechanical Engineering, 2018, Vol. 21, No. 3 Так, у роботі [8] розглянуто вентильований контейнер, корзина якого була подана суцільним ті- лом з еквівалентною теплопровідністю, та визначені температури поверхні корзини за умов повної та час- ткової втрат охолодження. Задача була розглянута у квазістаціонарній постановці. Проте результатів що- до температур палива всередині корзини зберігання не наведено, отже, неможливо визначити, чи дотри- муються критерії теплової безпеки. У роботах [26, 27] розглянуті деякі стандартні аварійні ситуації, однак теж застосовано підхід, у якому розрахункова область спрощується для зменшення розрахункового часу та економії обчислювальних ресурсів. У жодному із зазначених вище досліджень не вказано, які саме те- мператури матимуть відпрацьовані паливні збірки, адже корзина з паливом відповідно до консервативно- го підходу розглядалась як суцільне тіло з еквівалентною теплопровідністю. Ще одним недоліком під час теплового аналізу аварійних ситуацій можна вважати суттєве обме- ження переліку можливих ситуацій. Так, наприклад, не розглядаються варіанти часткового перекриття каналів, а лише ситуації з повним та 50 %-м перекриттям [8, 29]. Отже, у такому випадку додатковий теп- ловий аналіз аварійних ситуацій є необхідним для оцінки безпеки експлуатації сховищ ВЯП. Як показав огляд літератури, таким проектним аваріям, як перекидання контейнера, зсув корзини зберігання тощо, увага приділяється лише під час аналізу цілісності обладнання зберігання [наприклад, 30, 31]. Зазвичай результати досліджень показують надійність обладнання і відсутність механічних по- шкоджень ВЯП, що зберігається, проте питання, наскільки зміняться теплові режими зберігання внаслі- док аварії, залишається відкритим. Обмежений перелік аварійних ситуацій розглянуто і для єдиного в Україні сухого сховища ВЯП на Запорізькій АЕС, звіт про аналіз безпеки якого не містить даних щодо рівня можливих температур ВЯП за умов деяких проектних аварій [32]. Оптимізаційні дослідження Під час зберігання відпрацьованого ядерного палива часто постають задачі проведення оптиміза- ційних досліджень щодо обладнання, в якому здійснюється це зберігання [33, 34], або щодо технологіч- них процесів [35, 36], для підвищення загального рівня безпеки сховища. Так, наприклад, щодо СВЯП-2 проведені роботи, направлені на зменшення кількості радіоактивних відходів та запропонована оптима- льна схема поводження з ними [37]. Однак роботи такого типу хоч і мають значне практичне значення, проте не розв’язують проблем безпеки зберігання ВЯП повною мірою, зокрема проблеми створення на- лежних теплових режимів зберігання. Зменшення загального рівня температур основного обладнання зберігання та відпрацьованого ядер- ного палива і, як наслідок, підвищення рівня теплової безпеки сховища протягом всього терміну його експлу- атації можливе, наприклад, за рахунок таких дій, як оптимальне розміщення паливних збірок в корзинах збе- рігання та контейнерів на площадці сховища, оптимізації параметрів системи охолодження і т. ін. На жаль, робіт у цьому напрямі мало, вони містять, переважно, перелік конструкторських або технологічних рішень, результати розв’язання окремих прикладних задач або мають оглядовий характер. Так, у роботі [38] наведено опис принципу дії ряду систем сухого зберігання ВЯП та дається опис систем тепловідведення разом із аналі- зом режимів їхньої роботи в різних умовах експлуатації. З результатів дослідження видно найбільш оптима- льні режими експлуатації з точки зору зменшення загального рівня температур основного обладнання та па- лива, що зберігається. На відміну від [38], у роботі [39] проведено аналіз впливу ряду факторів на тепловий стан ВЯП та визначено ті, що є найважливішими під час аналізу теплової безпеки. Однак чітких рекоменда- цій щодо зміни характеристик обладнання зберігання, умов експлуатації чи способу завантаження ВЯП не надано. так само як і не зазначена можливість поширення отриманих результатів на обладнання іншого Аналіз роботи систем сухого зберігання ВЯП, їх порівняльний аналіз та висвітлення шляхів модер- нізації основного обладнання зберігання є розповсюдженим підходом серед вітчизняних та закордонних дослідників. Так, наприклад, у роботі [40] висвітлено етапи розвитку систем охолодження під час зберігання ВЯП та запропоновано нові способи відведення залишкового тепла ВЯП протягом усього терміну його збе- рігання. Дослідження [41] також носить оглядово-аналітичний характер і має значний доробок щодо прин- ципу роботи систем охолодження, який увійшов до ряду винаходів, запатентованих авторами. Зазначені та інші дослідження хоч і не мають чіткого оптимізаційного характеру, однак можуть бути віднесені до цього класу. Вони, зазвичай, направлені на більш ефективну «організацію» теплових процесів, що мають місце в обладнанні зберігання, тобто оптимізують роботу систем охолодження, підвищуючи їхню ефективність. Стосовно досліджень, направлених на оптимізацію завантаження контейнерів (корзин) з ВЯП та розміщення їх у сховищах для зменшення рівня температур та підвищення рівня теплової безпеки, слід АЕРОГІДРОДИНАМІКА ТА ТЕПЛОМАСООБМІН ISSN 0131–2928. Проблеми машинобудування, 2018, Т. 21, № 3 зазначити майже повну відсутність результатів. Наприклад, для модульних сховищ, що плануються для використання у СВЯП-2, досліджень такого типу у відкритих джерелах не знайдено. Для обладнання, що планується для використання у ЦСВЯП, існують окремі результати теплових досліджень (наприклад, за- значена вище робота [39]), але лише частково і без рекомендацій щодо алгоритму встановлення контей- нерів чи завантаження паливних збірок. Для вже існуючого сховища ВЯП Запорізької АЕС такі роботи частково були проведені [42], але вони теж мали деякі обмеження, тобто було запропоновано кілька варі- антів завантаження відпрацьованих збірок у корзину зберігання без загального алгоритму, якого слід до- тримуватись протягом усього терміну експлуатації сховища. Висновки Дослідження теплових процесів під час сухого зберігання ВЯП у контейнерних або модульних сховищах є необхідною складовою аналізу безпеки їхньої експлуатації. У цьому аспекті постає ряд задач, зокрема. дослідження нормальних та аварійних умов експлуатації, та таких, що спрямовані на підвищен- ня рівня безпеки та поліпшення ефективності роботи основного обладнання. Серед зазначених типів до- сліджень домінують чисельні розрахунки порівняно з натурнимии експериментам, що, перш за все, обу- мовлено підвищеною небезпекою поводження з радіоактивними матеріалами. Під час аналізу нормальних умов експлуатації основною проблемою є обмеженість обчислюваль- них потужностей, отже, використовують спрощення геометрії, еквівалентні теплофізичні властивості або розв’язують задачу лише для частини об’єкта. У всіх зазначених випадках задачі, зазвичай, розв’язуються на етапі первинної оцінки безпеки об’єкта сухого зберігання ВЯП, результати стосуються конкретних, чітко описаних ситуацій і відсутнє узагальнення даних щодо перебігу теплових процесів у ВЯП. Зважаю- чи на це існує необхідність проведення додаткових досліджень, особливо для тих типів сухих сховищ, що використовуються в Україні, узагальнення їхніх результатів та створення науково-методологічних основ для аналізу теплової безпеки об’єктів такого типу. Як показав аналіз сучасних досліджень, аварійні ситуації під час зберігання ВЯП сухим способом розглядаються лише частково, не узагальнюються процеси, що відбуваються під час аварії, та, як наслі- док, не висуваються рекомендації щодо поліпшення конструктивних характеристик основного обладнан- ня зберігання. Проведення додаткових досліджень та узагальнення результатів у цій сфері є необхідною складовою створення науково-методологічних основ безпеки експлуатації сухих сховищ ВЯП. Усі відомі дослідження, що можуть бути віднесені до класу оптимізаційних, на жаль, мають ряд недоліків. Це, зокрема, відсутність узагальнення щодо факторів, які впливають на рівень теплової безпеки під час зберігання ВЯП, уніфікованість результатів та їхня практична цінність для обладнання зберігання різних виробників, залежність від умов зберігання та експлуатації сховищ і т. ін. Отже, формалізація про- цесів, що відбуваються під час зберігання ВЯП, і пошук оптимальних параметрів обладнання та умов збе- рігання є важливими складовими під час аналізу теплової безпеки і повинні бути включені до науково- методологічних основ безпеки експлуатації сховищ відпрацьованого ядерного палива. Роботи виконані у рамках спільного українсько-литовського науково-дослідного проекту М/81- 2018, що фінансується Міністерством освіти і науки України, та за часткової підтримки Міжнародної аге- нції з атомної енергії (МАГАТЕ) відповідно до договору CRP-20605. Література 1. Nuclear technology review. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2017. 54 р. 2. Патон Б. Е., Неклюдов И. М., Красноруцкий В. С. Будущее атомной энергетики определяет задачи ядерного топливного цикла Украины. Вопр. атом. науки и техники. 2013. № 5(87). С. 3–10. 3. Afanasyev A., Gromok L., Pavelenko V., Steinberg N. Radioactive waste management in Ukraine: Status, problems, prospects. Intern. conf. on fifty years of nuclear power – The next fifty years. Book of extended synopses. 2004. Vol. 35. Iss. 41. P. 139–140. 4. Про затвердження Стратегічних напрямів поводження з відпрацьованим ядерним паливом атомних електро- станцій України з реакторами типу ВВЕР на період до 2030 року та Планів заходів щодо їх реалізації [Елект- ронний ресурс]: Наказ Мін-ва енергетики та вугільної пром-сті України від 19.06.2015 № 386 / Інформаційно- аналітична система по законодавству України – Режим доступу: http://parusconsultant.com/?doc=09NZ22A550. – Назва з екрана. AEROHYDRODYNAMICS AND HEAT-MASS EXCHANGE ISSN 0131–2928. Journal of Mechanical Engineering, 2018, Vol. 21, No. 3 5. Рудычев В. Г., Алёхина С. В., Голощапов В. Н. и др. Безопасность сухого хранения отработавшего ядерного топлива (под общ. ред. Ю. М. Мацевитого, И. И. Залюбовского). Харьков: Харьк. нац. ун-т им. В. Н. Каразина, 2013. 200 с. 6. Носовский А. В., Васильченко В. Н., Павленко А. А., Письменный Е. Н., Широков С. В. Введение в безопас- ность ядерных технологий ( под ред. А. В. Носовского). Київ: Техніка, 2006. 360 с. 7. Wataru M., Takeda H., Shirai K., Saegusa T. Thermal hydraulic analysis compared with tests of full-scale concrete casks. Nuclear Eng. and Design. 2008. №. 238. P. 1213–1219. doi: 10.1016/j.nucengdes.2007.03.036 8. Wataru M., Takeda H., Shirai K., Saegusa T. Heat removal verification tests of full-scale concrete casks under ac- cident conditions. Nuclear Eng. and Design. 2008. №. 238. P. 1206–1212. 9. Yamakawa H., Gomi Y., Ozaki S., Kosaki A. 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, 2010. P. 549–556. 10. Yamakawa H., Wataru M., Kouno Y., Saegusa T. 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, 1998. P. 659–666. 11. Greiner M., Gangadharan K. K., Gudipati M. 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, 2006. P. 2–11. 12. Li J., Murakami H., Liu Y., Gomez P. E. A., Gudipati M., Greiner 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, 2007. P. 21–32. 13. Manteufel R. D., Todreas N. E. Analytic formulae for the effective conductivity of a square or hexagonal array of parallel tubes. Intern. J. Heat and Mass Transfer. 1994. №. 37. P. 647 – 657. doi: 10.1016/0017-9310(94)90136-8 14. Bahney III R. H., Lotz T. L. Spent Nuclear Fuel Effective Thermal Conductivity Report. U.S. Department of Energy, 1996. 204 p. 15. Thomas G. R., Carlson R. W. Evaluation of the Use of Homogenized Fuel Assemblies in the Thermal Analysis of Spent Fuel Storage Casks. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1999. 57 p. 16. Kamichetty, K. K. Geometrically Accurate and Homogenized Fuel Region Models to Predict Fuel Cladding Tem- peratures within a Truck cask under Normal and Fire Accident Conditions: Thesis Master Sci. in Mech. Eng. / University of Nevada. Reno, 2010. 58 p. 17. Lebon G., Mathieu Ph., Van J. V. Modeling of the transient heat transfer in a nuclear reactor fuel rod using a varia- tional procedure. Nuclear Eng. and Design. 1979. Vol. 51. Iss. 2. P. 133–142. 18. Othman R. Steady State and Transient Analysis of Heat Conduction in Nuclear Fuel Elements: Master’s Degree Project / Royal Institute of Technology. Stockholm, 2004. 19. Talukder N. K. Unsteady heat conduction in the soil layers above underground repository for spent nuclear fuel. Warme- und Stoffubertragung Zeitschrift. 2000. Vol. 36, Iss. 2, P. 143–146. 20. Fort J. A., Cuta J. M., Bajwa C. S., Baglietto E. 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, 2010. P. 45–50. doi: 10.1115/PVP2010-25752 21. 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. P. 53–59. 22. Chalasani N. R., Greiner M. Natural convection/radiation heat transfer simulations of enclosed array of vertical rods. Packaging, Transport, Storage & Security of Radioactive Material. 2009. Vol. 20. No. 3. P.117–125. doi: 10.1115/pvp2006-icpvt-11-93734 23. Kwon Y. J. 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.. 2010. Vol. 164. №. 3. P. 264–286. doi: dx.doi.org/10.13182/NSE09-11 24. Burnham Ch., Dreifke M., Ahn Ch., Shell D., Giminaro A., Shanahan M. Spent Nuclear Fuel Storage in a Molten Salt Pool: Honors Thesis Projects / University of Tennessee. Knoxville, 2012. 25. Poskas R., Simonis V., Poskas P., Sirvydas A. Thermal analysis of CASTOR RBMK-1500 casks during long-term storage of spent nuclear fuel. Annals of Nuclear Energy. 2017. № 99. P. 40–46. doi: 10.1016/j.anucene.2016.09.031 26. Droste B., Völzke H., Wieser G., Qiao L. Safety margins of spent fuel transport and storage casks considering aircraft crash impacts. Ramtrans. 2002. Vol. 13. №. 3–4. P. 313–316. 27. Pugliese G., LoFrano R., Forasassi G. Spent fuel transport cask thermal evaluation under normal and accident con- ditions. Nuclear Eng. and Design. 2010. Vol. 6. №. 240. P. 1699–1706. 28. 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. P. 303–310. АЕРОГІДРОДИНАМІКА ТА ТЕПЛОМАСООБМІН ISSN 0131–2928. Проблеми машинобудування, 2018, Т. 21, № 3 29. Zhang Y., Ouyang Y., Zhou Y., Liu J. Accident safety evaluation method for spent fuel dry storage facilities. Intern.l Conf. on Nuclear Eng. Proc. 2017. Vol. 7. P. 17–20. 30. Saegusa T., Mayuzumi M., Ito C., Shirai K. 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.. 1996. Vol. 33. Iss. 3. P. 250–258. 31. Shirai K., Wataru M., Takeda H., Tani J., Arai T., Saegusa T. Testing of Metal Cask and Concrete Cask. Intern. Conf. Management of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors. Proc. (Vienna, 5 – 19 June 2015). Vienna, 2015. P. 102– 105. 32. Safety Analysis report for Dry Spent Nuclear Fuel Storage Facility of Zaporizhska NPP. Version 3.01.1 / SE «Zaporizhska NPP». – Inv. No. 1526(3). – Energodar, 2008. 624 p. 33. Алёхина С. В., Голощапов В. Н., Костиков А. О. Оптимизация ширины вентиляционного тракта контейнера с отработанным ядерным топливом. Проблемы машиностроения. 2011. Т.14. № 6. С. 23–29. 34. Danker W., Schneider K. 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, 2003. P. 195–201. 35. Nagano K. An economic analysis of spent fuel management and storage. 11th Pacific Basin Nuclear Conf.. Proc. (Toronto, 3–7 May 1998). Toronto, 1998. Vol. 2. P. 1073–1080. 36. Шаманин И. В., Гаврилов П. М., Беденко С. В., Мартынов В. В. Оптимизация нейтронно-физических характе- ристик систем хранения отработанного топлива. Изв. Томск. политехн. ун-та. 2012. Т. 320. № 4. С.10–14. 37. Батий В. Г., Кафтанатина О. А., Морозов Ю. В., Правдивый А. А., Рудько В. М., Богуцкий Д. В. Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС. Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. 2011. Вип. 17. С. 147–153. 38. Monograph on Spent Nuclear Fuel Storage Technologies. Institute of Nuclear Materials Management, 1997. 270 p. 39. Herranz L. E., Penalva J., Feria F. CFD analysis of a cask for spent fuel dry storage: Model fundamentals and sen- sitivity studies. Annals of Nuclear Energy. 2015. Vol. 76. P. 54–62. 40. Письменный Е. Н., Гершуни А. Н., Нищак А. П. Состояние и развитие систем охлаждения отработанного яде- рного топлива. Пром. теплотехника. 2000. Т. 22. № 5–6. С. 82 –87. 41. Радченко М. В., Макарчук Т. Ф. Современные тенденции обращения с облученным ядерным топливом. Ана- литический обзор. М.: Издат. дом «Азимут». 2008. 294 с. 42. Костіков А. О. Ідентифікація та оптимізація геометричних параметрів об’єктів енергетики і радіоелектроніки шляхом розв’язання обернених задач теплопровідності: Автореферат дис. … д-ра техн. наук / Ін-т проблем машинобудування ім. А. М. Підгорного НАН України. Харків, 2011. 34 с. Надійшла до редакції 26.06.2018

Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine

Репозитарії

Схожі ресурси