Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах
One of the key aspects for safety assessment of spent fuel dry storage systems is evaluation of the temperature profile for spent fuel in various storage conditions. In this effort, a three-dimensional model of a vertical dry storage HI‑STORM 190 UA system for VVER-1000 fuel is dev...
Збережено в:
| Дата: | 2022 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2022
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1004 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозиторії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1004 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-10042023-01-17T11:37:33Z Thermal Analysis of Vertical Dry Storage Cask for Nuclear Spent Fuel in Off-Normal Conditions Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах Makarenko, М. Vorobyov, Yu. Zhabin, O. Vyshemirskyi, М. One of the key aspects for safety assessment of spent fuel dry storage systems is evaluation of the temperature profile for spent fuel in various storage conditions. In this effort, a three-dimensional model of a vertical dry storage HI‑STORM 190 UA system for VVER-1000 fuel is developed for ANSYS CFX code. This model is then used for the analysis of spent fuel thermal state in normal conditions and in a hypothetical case of a loss of the fuel canister integrity. Canister depressurization with helium leakage and its substitution with air lead to degradation of heat removal and increase of spent nuclear fuel temperature. The results presented in this article demonstrate that the maximum cladding temperature of spent fuel does not exceed the design limit in normal storage conditions. In the case of loss of the fuel canister integrity, the maximum cladding temperature exceeds this design limit for normal storage conditions, but remains below the limit for short-term off-normal conditions. The results also demonstrate that loss of the fuel canister integrity leads to insignificant change in vents outlet temperature and cannot be reliably identified by temperature monitoring according to the existing procedures. Одним із ключових аспектів оцінки безпеки систем сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) є визначення температурного профілю ВЯП для різних умов зберігання. У цій статті розглянуто розроблену для розрахункового коду ANSYS CFX тривимірну модель вертикальної системи сухого зберігання ВЯП HI‑STORM 190 UA для палива реакторів типу ВВЕР‑1000. Ця розрахункова модель надалі використовується для аналізу теплового стану ВЯП за нормальних умов зберігання та за гіпотетичного сценарію з втратою герметичності багатоцільового контейнера (БЦК), де його внутрішнє середовище (гелій) заміщається повітрям. Через виникнення такої події відбувається погіршення умов теплообміну внаслідок гірших теплофізичних властивостей повітря, що призводить до зростання температури оболонок твел ВЯП. Наведені в цій статті результати демонструють, що отримане максимальне значення температури ВЯП для нормальних умов зберігання не перевищує встановлену допустиму проєктну межу за температурою оболонки твел 350 ºС. Зі свого боку, для сценарію із втратою герметичності БЦК, отримане максимальне значення температури ВЯП перевищує проєктну межу для нормальних умов зберігання, однак, є нижчим за значення, встановлене для короткочасного підвищення температури внаслідок аварійних та перехідних процесів. Отримані результати також демонструють, що розгерметизація БЦК призводить до незначної зміни температури повітря на виході з вентиляційних каналів системи зберігання HI‑STORM і, відповідно, до неможливості надійної ідентифікації такої події за допомогою моніторингу цього параметра відповідно до існуючих процедур. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2022-12-21 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1004 10.32918/nrs.2022.4(96).01 Nuclear and Radiation Safety; No 4(96) (2022): Nuclear and Radiation Safety; 5-12 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(96) (2022): Ядерна та радіаційна безпека; 5-12 2073-6231 uk en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1004/730 https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1004/731 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian English |
| format |
Article |
| author |
Makarenko, М. Vorobyov, Yu. Zhabin, O. Vyshemirskyi, М. |
| spellingShingle |
Makarenko, М. Vorobyov, Yu. Zhabin, O. Vyshemirskyi, М. Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| author_facet |
Makarenko, М. Vorobyov, Yu. Zhabin, O. Vyshemirskyi, М. |
| author_sort |
Makarenko, М. |
| title |
Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| title_short |
Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| title_full |
Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| title_fullStr |
Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| title_full_unstemmed |
Тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| title_sort |
тепловий аналіз вертикального контейнера для сухого зберігання відпрацьованого палива в запроєктних умовах |
| title_alt |
Thermal Analysis of Vertical Dry Storage Cask for Nuclear Spent Fuel in Off-Normal Conditions |
| description |
One of the key aspects for safety assessment of spent fuel dry storage systems is evaluation of the temperature profile for spent fuel in various storage conditions. In this effort, a three-dimensional model of a vertical dry storage HI‑STORM 190 UA system for VVER-1000 fuel is developed for ANSYS CFX code. This model is then used for the analysis of spent fuel thermal state in normal conditions and in a hypothetical case of a loss of the fuel canister integrity. Canister depressurization with helium leakage and its substitution with air lead to degradation of heat removal and increase of spent nuclear fuel temperature.
The results presented in this article demonstrate that the maximum cladding temperature of spent fuel does not exceed the design limit in normal storage conditions. In the case of loss of the fuel canister integrity, the maximum cladding temperature exceeds this design limit for normal storage conditions, but remains below the limit for short-term off-normal conditions. The results also demonstrate that loss of the fuel canister integrity leads to insignificant change in vents outlet temperature and cannot be reliably identified by temperature monitoring according to the existing procedures. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2022 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1004 |
| work_keys_str_mv |
AT makarenkom thermalanalysisofverticaldrystoragecaskfornuclearspentfuelinoffnormalconditions AT vorobyovyu thermalanalysisofverticaldrystoragecaskfornuclearspentfuelinoffnormalconditions AT zhabino thermalanalysisofverticaldrystoragecaskfornuclearspentfuelinoffnormalconditions AT vyshemirskyim thermalanalysisofverticaldrystoragecaskfornuclearspentfuelinoffnormalconditions AT makarenkom teplovijanalízvertikalʹnogokontejneradlâsuhogozberígannâvídpracʹovanogopalivavzaproêktnihumovah AT vorobyovyu teplovijanalízvertikalʹnogokontejneradlâsuhogozberígannâvídpracʹovanogopalivavzaproêktnihumovah AT zhabino teplovijanalízvertikalʹnogokontejneradlâsuhogozberígannâvídpracʹovanogopalivavzaproêktnihumovah AT vyshemirskyim teplovijanalízvertikalʹnogokontejneradlâsuhogozberígannâvídpracʹovanogopalivavzaproêktnihumovah |
| first_indexed |
2024-09-01T17:41:35Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:41:35Z |
| _version_ |
1809016418136489984 |