ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ТРАНСПОРТИРОВОЧНОГО КОНТЕЙНЕРА ДЛЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПОСЛЕ КРАТКОВРЕМЕННОЙ ВЫДЕРЖКИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ МЕТОДОВ КОМПЬЮТЕРНОГО ИМИТАЦИОННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ

В работе представлены результаты исследований по обоснованию технической возможности применения контейнера для перемещения свежевыгруженного из реактора отработанного ядерного топлива. Выполнены расчеты по оценке уровня энерговыделения и радиационных характеристик отработанного ядерного топлива, которые в свою очередь послужили основанием для дальнейших теплофизических расчётов контейнера.

Предполагается, что с использованием контейнера становится возможным перевозка от 5 тепловыделяющих сборок реакторов большой мощности типа ABWR, AP1000 и ВВЭР-1000.

В результате работы обоснована техническая возможность применения транспортировочного контейнера для отработанных тепловыделяющих сборок после кратковременной выдержки с точки зрения протекающих в них теплофизических процессов, накладывающих определенные ограничения на конструкцию контейнера.

Данная работа является первой частью комплексных исследований, направленных на обоснование возможности перемещения отработавшего топлива после кратковременной выдержки и выработки требований к конструкции контейнера.

1. Connolly, K.J., Pope, R.B., 2016. A Historical Review of the Safe Transport of Spent Nuclear Fuel. US Department of Energy. FCRD-NFST-2016-000474.

2. Skachek, Handling of spent nuclear fuel and waste from nuclear power plants. Moscow, MPEI Publishing House, 2007, 450 p.

3. Krivitsky P.E., Mustafina E.V., Prozorova I.V., Prozorov A.A., Chernov A.A. Assessment of the state of spent nuclear fuel of the BN-350 reactor in the long-term storage mode // Bulletin of the NNC RK. – 2020. – No. 2. – P. 167–170.

4. Aquaro D., Zaccari N., Prinzio M. Di., Forasassi G. Numerical and experimental analysis of the impact of a nuclear spent fuel cask // Nuclear Engineering and Design. – 2010. – Vol. 240, Issue 4. – P. 706–712.

5. Belal Almomani, Yoon-Suk Chang Failure probability assessment of SNF cladding transverse tearing under a hypothetical transportation accident // Nuclear Engineering and Design. – 2021. – Vol. 379.

6. Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material. 2018 edition. # SSR-6 (Rev. 1), IAEA.

7. Rules of Transportation of Nuclear Materials, Radioactive Substances and Radioactive Waste, 2021. Approved by Order No. 183 of the Minister of Energy of the Republic of Kazakhstan.

8. American Society of Mechanical Engineers, 2010. ASME BPVC Section III – Rules for Construction of Nuclear Facility Components – Division 1. In Subsection NB: Class Components.

9. American Society of Mechanical Engineers, 2015. ASME BPVC Section III – Rules for Construction of Nuclear Facility Components – Appendices.

10. Behaviour of Spent Power Reactor Fuel during Storage IAEA-TECDOC-1862.

11. Jie Li, Haruko Murakami, Yung Liu, P.E.A. Gomez, Mithum Gudipati, Miles Greiner Peak cladding temperature in a spent fuel storage or transportation cask. Proceedings of the 15th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2007.

12. Basic Safety Rules, and the Physical Protection Rules during the Shipment of Nuclear Materials [ОP BЗ-83]. 13. SFCOMPO data base, http://www.nea.fr/sfcompo/

13. Data base of publicly available post-irradiation experimental data from VVER reactor, http://applepie.siven.onesim.net/site/exp

14. S. Aleshin, “Benchmark Calculation of Fuel Burnup and Isotope composition of VVER-440 Spent Fuel”, 8th symposium AER, Czech, 1998.

15. L.J. Jardine “Radiochemical Assays of Irradiated VVER- 440 Fuel for Use in Spent Fuel Burnup Credit Activities”, Lawrence Livermore National Laboratory, April 2005.

16. SCALE 5, SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, 2005. RSICC, CCC 7252.

17. Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P., Heat and Mass Transfer in Nuclear Power Plants. – Moscow. Energoatomizdat. – 2000.

18. Methods and techniques used in solving thermo- hydraulic problems by Fluent. – V. 6. – New York. – 2000.

19. Zubarev V.N., Kozlov A.D, Kuznetsov V.M and others. Teplophizicheskie svoistva tehnicheski vazhnyh gazov pri vysokih temperaturah i davleniyah [Thermophysical properties of the technical abundant gases under high temperatures and pressures]. Handbook. – Moscow, Energoatomizdat. – 1989.

20. Chirikin V.S. Teplo-phizicheskie svoistva materialov yadernoi tehniki [Thermophysical properties of nuclear engineering materials]. Handbook. – Atomizdat. – 1968.