Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП

Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП

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...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2016
Автори: Youssef, M. I., Sultan, G. F., Hassan, F. Morsi
Формат: Стаття
Мова:English
Опубліковано: State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2016
Онлайн доступ:https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/16
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Nuclear and Radiation Safety

Репозитарії

Nuclear and Radiation Safety
id oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-16
record_format ojs
spelling oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-162019-03-02T09:03:03Z Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП Youssef, M. I. Sultan, G. F. Hassan, F. Morsi 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. 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. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2016-05-20 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/16 10.32918/nrs.2016.2(70).04 Nuclear and Radiation Safety; No 2(70) (2016): Nuclear and Radiation Safety; 17-21 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(70) (2016): Ядерна та радіаційна безпека; 17-21 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/16/16
institution Nuclear and Radiation Safety
collection OJS
language English
format Article
author Youssef, M. I.
Sultan, G. F.
Hassan, F. Morsi
spellingShingle Youssef, M. I.
Sultan, G. F.
Hassan, F. Morsi
Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
author_facet Youssef, M. I.
Sultan, G. F.
Hassan, F. Morsi
author_sort Youssef, M. I.
title Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
title_short Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
title_full Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
title_fullStr Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
title_full_unstemmed Розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання ВЯП
title_sort розрахунок періоду охолодження відпрацьованого ядерного палива еволюційного (європейського) енергетичного реактора для забезпечення безпеки в умовах подальшого сухого зберігання вяп
title_alt Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
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.
publisher State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
publishDate 2016
url https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/16
work_keys_str_mv AT youssefmi coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety
AT sultangf coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety
AT hassanfmorsi coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety
AT youssefmi rozrahunokperíoduoholodžennâvídpracʹovanogoâdernogopalivaevolûcíjnogoêvropejsʹkogoenergetičnogoreaktoradlâzabezpečennâbezpekivumovahpodalʹšogosuhogozberígannâvâp
AT sultangf rozrahunokperíoduoholodžennâvídpracʹovanogoâdernogopalivaevolûcíjnogoêvropejsʹkogoenergetičnogoreaktoradlâzabezpečennâbezpekivumovahpodalʹšogosuhogozberígannâvâp
AT hassanfmorsi rozrahunokperíoduoholodžennâvídpracʹovanogoâdernogopalivaevolûcíjnogoêvropejsʹkogoenergetičnogoreaktoradlâzabezpečennâbezpekivumovahpodalʹšogosuhogozberígannâvâp
first_indexed 2024-09-01T17:38:30Z
last_indexed 2024-09-01T17:38:30Z
_version_ 1809016223665487872

Схожі ресурси