Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000
Шляхом комп’ютерного моделювання досліджено тепловий стан вентильованих контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива, що містять тепловиділяючі збірки з різною інтенсивністю тепловиділення. Задача розглянута в стаціонарній тривимірній спряженій постановці з урахуванням дії механізмів приро...
Збережено в:
| Дата: | 2009 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Українська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2009
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/7425 |
| 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: | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 / С.В. Альохіна, В.М. Голощапов, А.О. Костіков // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 11. — С. 36–41. — Бібліогр.: 9 назв. — укр. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859814771863322624 |
|---|---|
| author | Альохіна, С.В. Голощапов, В.М. Костіков, А.О. |
| author_facet | Альохіна, С.В. Голощапов, В.М. Костіков, А.О. |
| citation_txt | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 / С.В. Альохіна, В.М. Голощапов, А.О. Костіков // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 11. — С. 36–41. — Бібліогр.: 9 назв. — укр. |
| collection | DSpace DC |
| description | Шляхом комп’ютерного моделювання досліджено тепловий стан вентильованих контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива, що містять тепловиділяючі збірки з різною інтенсивністю тепловиділення. Задача розглянута в стаціонарній тривимірній спряженій постановці з урахуванням дії механізмів природної конвекції та променистого теплообміну.
|
| first_indexed | 2025-12-07T15:21:21Z |
| format | Article |
| fulltext |
36 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 11 2009
УДК 536.244:621.039.584
ТЕПЛОВИЙ СТАН ВЕНТИЛЬОВАНИХ КОНТЕЙНЕРІВ ІЗ ВІДПРАЦЬОВАНИМИ
ТЕПЛОВИДІЛЯЮЧИМИ ЗБІРКАМИ РЕАКТОРА ВВЕР-1000
С. В. Альохіна, В. М. Голощапов, А. О. Костіков
Інститут проблем машинобудування ім. А. М. Підгорного НАН України, Харків
Шляхом комп’ютерного моделювання досліджено тепловий стан вентильованих контейнерів
зберігання відпрацьованого ядерного палива, що містять тепловиділяючі збірки з різною інтенсивні-
стю тепловиділення. Задача розглянута в стаціонарній тривимірній спряженій постановці з урахуван-
ням дії механізмів природної конвекції та променистого теплообміну.
Вступ
Згідно з енергетичною стратегією України на період до 2030 р. [1] поводження з від-
працьованим ядерним паливом (ВЯП) передбачає реалізацію „відкладеного” рішення –
безпечного тривалого (50 років і більше) зберігання ВЯП із подальшим прийняттям рішення
щодо його переробки або захоронення. Для реалізації такого підходу треба забезпечити
безпечну експлуатацію існуючого пристанційного сховища ВЯП „сухого” типу (СВЯП) на
Запорізькій АЕС, а також створити централізоване сховище „сухого” типу для ВЯП реакто-
рів ВВЕР-440 та ВВЕР-1000 діючих АЕС та пристанційні тимчасові СВЯП на деяких АЕС,
що дасть змогу уникнути залежності від терміну відправлення контейнерів із ВЯП на
площадку централізованого сховища.
В основу СВЯП, що вже існує, покладено використання аналогів закордонних венти-
льованих контейнерів зберігання ВЯП. Площадка сховища на Запорізькій АЕС розрахована
на 380 контейнерів, перші з них було встановлено в 2001 р. На цей час на площадці сховища
зберігається більш ніж півтори тисячі тепловиділяючих збірок, і щорічно кількість їх
збільшується. Починаючи з 2003 р., на Запорізькій АЕС використовуються тепловиділяючі
збірки альтернативної конструкції (ТВЗ-А) з більшим максимальним початковим збагачен-
ням [2], зберігання яких у СВЯП не передбачено розробниками контейнерів. Тому першо-
черговим завданням є удосконалення іноземних технологій зберігання та їх адаптація до
умов експлуатації на території України, дослідження режимів експлуатації контейнерів з
метою виявлення відповідності встановленим нормам безпеки, а також розробки рекомен-
дацій щодо ефективного дотримання цих норм.
Згідно з наказом № 198 від 29 грудня 2004 р. Державного комітету ядерного регулю-
вання України «Про затвердження «Основних положень забезпечення безпеки проміжних
сховищ відпрацьованого ядерного палива сухого типу» при зберіганні ВЯП необхідно перед-
бачити охолодження відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ВТВЗ) з урахуванням того, що
температура захисних бар'єрів не повинна перевищувати проектні значення для умов нор-
мальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій. Необхідність
зберігати у СВЯП відпрацьовані тепловиділяючі збірки модифікації А (ВТВЗ-А) привела до
формулювання задачі дослідження теплового стану вентильованих контейнерів із більш
високою, ніж проектна, інтенсивністю тепловиділення ВЯП. У цій роботі наведено методо-
логічний підхід та ряд чисельних досліджень із метою обґрунтування теплової безпеки
вентильованих контейнерів зберігання ВЯП реакторів ВВЕР-1000 (ВКЗ-ВВЕР) при зберіган-
ні їх на СВЯП.
Постановка задачі
У ході дослідження розглядалися контейнери ВКЗ-ВВЕР, прототипом яких є контей-
нери VSC-24 американської фірми Sierra Nuclear Corporation [3]. ВКЗ-ВВЕР призначений для
забезпечення ефективного тепловідведення від багатомісної герметичної корзини (БГК) з 24
ВТВЗ. Тепловиділення збірок зменшується з вигоранням палива впродовж років зберігання.
ТЕПЛОВИЙ СТАН ВЕНТИЛЬОВАНИХ КОНТЕЙНЕРІВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 11 2009 37
Розподіл тепловиділення збірок по висоті активної зони є рівномірним. Герметична корзина з
ВТВЗ заповнена інертним газом (гелієм) для забезпечення ефективного тепловідведення,
тиск внутрішнього газового середовища протягом терміну зберігання підтримується на рівні
до 1 атм.
Як показали раніше проведені дослідження [4], за умови відсутності вітру нагріте
повітря з контейнера піднімається вертикально вгору, приплив холодного повітря рівномір-
ний по вхідних каналах і забезпечується прийнятими відстанями між рядами контейнерів.
При обчисленні теплового стану корзини з ВТВЗ необхідно враховувати променистий тепло-
обмін між зовнішньою стінкою БГК і внутрішньою поверхнею ВКЗ-ВВЕР [5].
Необхідно дослідити тепловий стан ВКЗ-ВВЕР, зважаючи на необхідність розміщення
більш гарячих ВТВЗ-А в БГК разом із ВТВЗ або окремо. Для розрахункового дослідження
теплового стану ВКЗ-ВВЕР температура зовнішнього повітря приймалася рівною 24 °С, що
відповідає умовам нормальної експлуатації, та 40 °С – для екстремального теплового стану.
Обидва варіанти розглядалися в умовах штилю.
Математична модель
У проведених дослідженнях використовувалась математична модель теплофізичних
процесів, що відбуваються при зберіганні відпрацьованих збірок у вентильованих контей-
нерах системи ВКЗ-ВВЕР, яка дозволяє враховувати перенесення тепла як усередині БГК
(передача тепла від ВТВЗ до поверхні корзини за рахунок природної конвекції під час руху
гелію), так і зовні (передача тепла від поверхні БГК до оточуючого зовнішнього повітряного
середовища за рахунок природної тяги у вентиляційних каналах). Задача відведення тепла,
що виділяється у відпрацьованих збірках, розв’язувалась у спряженій постановці, тобто з
урахуванням теплообміну між твердими тілами та обтікаючим їх газом – повітрям зовні БГК
та гелієм усередині корзини.
Оцінка характеру течії всередині БГК у каналах між збірками, перегородками та
стінками корзини за критерієм Рейнольдса [6, 7] показує, що течію гелію всередині БГК,
викликану архимедовими силами, необхідно розглядати як ламінарну (Rе ∼ 100÷500 < 2300).
Оцінка характеру течії повітря у вентиляційних каналах контейнера показала, що її слід
розглядати як розвинену турбулентну.
Беручи до уваги характер залежності теплової потужності, що виділяється однією
збіркою, від терміну зберігання та припускаючи незмінність штильових погодних умов, зада-
ча оцінки тепловиділення в контейнерах ВКЗ-ВВЕР розглядається в стаціонарній постановці.
Математична модель стаціонарного теплофізичного процесу, що розглядається, міс-
тить у собі наступні рівняння в часткових похідних [8, 9]:
нерозривності (джерела та стоки маси відсутні);
руху в’язкого газу Нав’є–Стокса, осередненого за Рейнольдсом (з урахуванням зовні-
шньої сили ваги);
енергії (для областей, що зайняті повітрям та гелієм);
теплопровідності (для областей, що зайняті твердими тілами).
Для замикання система диференційних рівнянь доповнюється рівнянням стану газу у
вигляді залежності його щільності від тиску та температури.
Для області, зайнятої повітрям, при обчисленні турбулентних складових теплофізич-
них констант використовувалась стандартна модель турбулентності k–ε [9], що містить два
диференційних рівняння – для турбулентної кінетичної енергії k та швидкості її дисипації ε.
Для виявлення необхідності врахування теплообміну шляхом випромінювання було
проведено оцінювання, яке показало, що кількість теплоти, що передається всередині БГК
шляхом теплообміну випромінюванням, близька до кількості теплоти, що відводиться
шляхом конвекції. Отже, математичну модель теплофізичних процесів усередині БГК, так
само, як і у вентиляційному тракті ВКЗ-ВВЕР, необхідно доповнити рівнянням променистого
теплообміну [5].
С. В. АЛЬОХІНА, В. М. ГОЛОЩАПОВ, А. О. КОСТІКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 11 2009 38
Результати розрахунку
Для розрахункового дослідження теплового стану збірок усередині БГК з огляду на
осьову симетрію розглядається четверта частина поперечного перерізу корзини при моде-
люванні теплообміну по всій висоті контейнера. Геометричну модель ВКЗ-ВВЕР наведено на
рис. 1. Вона включає зовнішній бетонний корпус із металевою внутрішньою обичайкою, яка
разом із зовнішньою циліндричною поверхнею корзини формує вертикальний циліндричний
канал, з’єднаний вхідними та вихідними вентиляційними каналами із зовнішнім простором.
Моделювання вхідних та вихідних каналів виконано з урахуванням їх фактичного гідравліч-
ного опору.
Рис. 1. Геометрична модель та розрахункова область
для окремо розташованого ВКЗ-ВВЕР.
Форма розрахункової області БГК містить
блок шестигранних напрямних труб та тепло-
виділяючі збірки. Впливом отворів у шести-
гранних напрямних на гідравлічні характери-
стики каналів між збірками та напрямними через
малі розміри отворів можна знехтувати, прий-
маючи підвід робочого середовища всередині
герметичної корзини до кожного каналу навколо
збірки рівномірним.
Для розрахунку приймаються такі гранич-
ні умови:
на площинах П1, П2 (див. рис. 1) атмос-
ферний тиск та температура повітря (24 °С або
40 °С)
p|П1 = p|П2 = p|П3 = 101300 Па,
T|П1 = T|П2 = T|П3 = Tн,
де Tн – температура зовнішнього повітря, °С;
на границі П3 приймаються умови непро-
никності для повітря, тепловим потоком на цій
границі в силу його малості знехтуємо.
Результати розрахункового дослідження
температурного стану БГК, що розташована в
ВКЗ-ВВЕР і містить 24 ВТВЗ, тепловиділення
кожної з яких Q = 909 Вт при Тн = 40 °С, наве-
дено на рис. 2. Такий розподіл температур типо-
вий для БГК, що заповнена ВТВЗ або ВТВЗ-А з
однаковою інтенсивністю тепловиділення. Відмінності між цими двома варіантами
відбуватимуться лише в рівнях температур. Якщо заповнювати корзину збірками, що не
пройшли витримку в басейні мінімум п'ять років, то максимальний рівень температур у
центральній зоні БГК може перевищити встановлену при проектуванні температуру 350 °С.
Як видно з рис. 2, максимальний рівень температур усередині корзини спостерігається
в збірках, що розташовані поблизу осі корзини. По мірі наближення до стінок БГК темпера-
тура ВТВЗ меншає. По висоті збірок максимальний рівень температур припадає на висоту
1,92 м від початку зони тепловиділення.
Зважаючи на виявлений характер розподілу температур усередині БГК, можливо
корегувати форму температурного поля та рівень температур шляхом комбінації розміщення
ВТВЗ та ВТВЗ-А різної інтенсивності тепловиділення. Було розглянуто такі варіанти:
ТЕПЛОВИЙ СТАН ВЕНТИЛЬОВАНИХ КОНТЕЙНЕРІВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 11 2009 39
а б в
Рис. 2 . Температурне поле БГК:
а – переріз у площині zOy; б - переріз у площині zOx; в - центральний горизонтальний переріз.
Варіант 1 Варіант 2
Рис. 3 . Температурне поле БГК у центральному перерізі при заповненні ВТВЗ та ВТВЗ-А.
варіант 1 - на місцях № 1, 6–8, 15–24 розташовані збірки ВТВЗ-А з інтенсивністю
тепловиділення Q = 1220 Вт, на місцях № 2–5, 9–14 – ВТВЗ з Q = 909 Вт;
С. В. АЛЬОХІНА, В. М. ГОЛОЩАПОВ, А. О. КОСТІКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 11 2009 40
варіант 2 - на місцях № 2–5, 7–16, 19–22 розташовані збірки ВТВЗ-А з інтенсивністю
тепловиділення Q = 1220 Вт, на місцях № 1, 6, 17, 18, 23, 24 – ВТВЗ з Q = 909 Вт.
Температурні поля, що отримані шляхом розрахункового дослідження для вищезгада-
них варіантів, наведено на рис. 3. Як видно з рисунка, при розміщенні ВТВЗ-А по краю
групи (варіант 1) розподіл температур у корзині стає більш рівномірним порівняно з запов-
ненням БГК збірками з однаковим тепловиділенням. Максимальні температури при такому
варіанті заповнення не перевищують 200,77 °С, що значно менше максимальних температур
при заповненні корзини збірками однакового типу зі значно меншою інтенсивністю тепло-
виділення. Такий варіант заповнення корзини є привабливим з точки зору теплової безпеки,
тому що відбувається зменшення загального рівня температур у групі. Однак ВТВЗ-А мають
більш високий рівень випромінювання, ніж ВТВЗ, тому при використанні варіанта 1 необхід-
не проведення додаткового дослідження радіаційної безпеки корзини зберігання.
При розміщенні збірок згідно з варіантом 2 температурне поле матиме більший гра-
дієнт, максимальні температури в центрі групи збірок значно підвищаться порівняно з варі-
антом 1 і сягатимуть 310,08 °С. Такий варіант розміщення ВТВЗ та ВТВЗ-А більш безпечний
з точки зору радіаційного випромінювання, тому що збірки з меншими інтенсивністю тепло-
виділення та радіаційного випромінювання будуть захисним бар’єром для збірок типу А.
Висновки
Для розв’язання задачі переносу тепла у вентильованих контейнерах з БГК зберігання
відпрацьованих тепловиділяючих збірок на площадці СВЯП в умовах розміщення у них
збірок з різною інтенсивністю тепловиділення внаслідок різної тривалості витримки в басей-
ні було розроблено математичну модель та розв’язано спряжену задачу теплообміну з ураху-
ванням конвективних та променистих складових теплових потоків.
Використання тривимірної моделі контейнера дало змогу врахувати всі основні особ-
ливості його конструкції, їх вплив на формування температурного поля в корзині зберігання
в цілому та кожної тепловиділяючої збірки зокрема як для випадку розміщення в контейнері
збірок з однаковим тепловиділенням, так і для випадку з різним тепловиділенням збірок
унаслідок розміщення в корзині збірок різного типу (ВТВЗ та ВТВЗ-А) або з різним строком
витримки в басейні.
Урахування особливостей переносу тепла навколо кожної збірки в корзині дало змогу
значно підвищити порівняно з раніше проведеними нами дослідженнями [4] точність визна-
чення максимальних температур у центрі кожної збірки при різних комбінаціях заповнення
корзини збірками з різним тепловиділенням.
Слід відзначити, що розроблений підхід працездатний і у випадку порушення осьової
симетрії тепловиділення при розміщенні ВТВЗ. При цьому треба моделювати не четверту
частину контейнера, а його цілком.
СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ
1. «Енергетична стратегія України на період до 2030 року», затверджена розпорядженням Кабінету
Міністрів України № 145-р від 15 березня 2006 р.
2. Депенчук А. А. Опыт эксплуатации ТВСА на Запорожской АЭС / А. А. Депенчук, Ю. А. Шишков,
О. С. Кабаков // Тр. Одес. политехн. ун-та. – Одесса, 2008. - Вып. 1(29). – С. 23 – 29.
3. Бейнер К. С. Анализ безопасности ВКХ-ВВЭР 1000 // Symposium within XV international youth
nuclear festival “DYSNAI”. – Visaginas, 2002. – С. 22 – 34.
4. Алёхина С. В. Решение сопряженной задачи тепломассообмена при исследовании теплового
состояния вентилируемого бетонного контейнера с отработавшим ядерным топливом /
С. В. Алёхина, В. Н. Голощапов, А. О. Костиков, Ю. М. Мацевитый // Проблемы машиностро-
ения. – Харьков, 2005. - Т. 8, № 4. – С. 12 – 20.
5. Алёхина С. В. Исследование теплового состояния вентилируемого контейнера с отработавшим
ядерным топливом путем решения сопряженной задачи тепломассообмена / С. В. Алёхина,
ТЕПЛОВИЙ СТАН ВЕНТИЛЬОВАНИХ КОНТЕЙНЕРІВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 11 2009 41
В. Н. Голощапов, А. О. Костиков, Ю. М. Мацевитый // VI Минский междунар. форум по тепло- и
массообмену, 19 - 23 мая 2008 г.: тез. докл. и сообщ. – Минск, 2008. – Т. 1. – С. 185 – 186.
6. Кутателадзе С. С. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление: Справочное пособие. –
М.: Энергоатомиздат, 1990. – 367 с.
7. Тепло- и массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник / Под общей ред. В. А. Григо-
рьева и В. М. Зорина – М.: Энергоиздат, 1982. – 512 с.
8. Лойцянский Л. Г. Механика жидкости и газа. – М.: Наука, 1970. – 742 с.
9. Launder B. E. The Numerical Computation of Turbulent Flow / B. E. Launder, D. B. Spalding // Comp.
Meth. Appl. Eng. – 1974. – № 3. – P. 269 – 289.
Надійшла до редакції 14.01.09
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-7425 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2025-12-07T15:21:21Z |
| publishDate | 2009 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Альохіна, С.В. Голощапов, В.М. Костіков, А.О. 2010-03-30T10:03:41Z 2010-03-30T10:03:41Z 2009 Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 / С.В. Альохіна, В.М. Голощапов, А.О. Костіков // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 11. — С. 36–41. — Бібліогр.: 9 назв. — укр. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/7425 536.244:621.039.584 Шляхом комп’ютерного моделювання досліджено тепловий стан вентильованих контейнерів зберігання відпрацьованого ядерного палива, що містять тепловиділяючі збірки з різною інтенсивністю тепловиділення. Задача розглянута в стаціонарній тривимірній спряженій постановці з урахуванням дії механізмів природної конвекції та променистого теплообміну. uk Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 Article published earlier |
| spellingShingle | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 Альохіна, С.В. Голощапов, В.М. Костіков, А.О. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 |
| title_full | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 |
| title_fullStr | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 |
| title_short | Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000 |
| title_sort | тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ввер-1000 |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/7425 |
| work_keys_str_mv | AT alʹohínasv teploviistanventilʹovanihkonteinerívízvídpracʹovanimiteplovidílâûčimizbírkamireaktoravver1000 AT goloŝapovvm teploviistanventilʹovanihkonteinerívízvídpracʹovanimiteplovidílâûčimizbírkamireaktoravver1000 AT kostíkovao teploviistanventilʹovanihkonteinerívízvídpracʹovanimiteplovidílâûčimizbírkamireaktoravver1000 |