ПРОБЛЕМИ СТВОРЕННЯ НАУКОВО-МЕТОДОЛОГІЧНИХ ОСНОВ ТЕПЛОВОЇ БЕЗПЕКИ СУХОГО ЗБЕРІГАННЯ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА В УКРАЇНІ

Автор

С. В. Альохіна, Інститут проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України (61046, Україна, м. Харків, вул. Пожарського, 2/10),  Харківський національний університет імені В. Н. Каразіна (61000, Україна, м. Харків, майдан Свободи, 4), e-mail: svitlana.alyokhina@gmail.com, ORCID: 0000-0002-2967-0150

Анотація

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. Розглянуто результати досліджень нормальних та аварійних умов експлуатації сховищ ВЯП, а також результати наукових доробок, що спрямовані на підвищення ефективності роботи основного обладнання та загального рівня безпеки сховищ. Наведені переваги та недоліки сучасних підходів до теплових досліджень під час зберігання відпрацьованого ядерного палива. За чисельних досліджень основним лімітуючим фактором є обчислювальні ресурси. Отже, у рамках консервативного підходу, що домінує під час аналізу безпеки, використовують геометричні спрощення, еквівалентні теплофізичні властивості окремих компонентів або спрощують задачу, розглядаючи частину об’єкта в найбільш вірогідних умовах експлуатації. Висвітлюючи стан проблеми теплового дослідження аварійних режимів зберігання, показано, що відсутні дослідження ряду аварійних ситуацій, не приділено уваги узагальненню результатів існуючих досліджень та, зазвичай, не визначаються температури безпосередньо палива в контейнерах зберігання, що значно обмежує цінність таких результатів. У роботі висвітлені напрями проведення оптимізаційних досліджень за сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів, обґрунтована необхідність проведення досліджень щодо прогнозування теплового стану ВЯП та робіт, що направлені на створення спеціальних захисних конструкцій, основною функцією яких буде поліпшення теплового стану палива та основного обладнання. Зазначена необхідність формалізації теплових процесів, що мають місце під час зберігання ВЯП, та включення результатів до науково-методологічних основ безпеки експлуатації сховищ відпрацьованого ядерного палива.

Ключові слова: теплова безпека, відпрацьоване ядерне паливо, теплові процеси, аварійні ситуації, нормальні умови експлуатації, сухе контейнерне сховище, сухе модульне сховище

Повний текст: завантажити PDF

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 електростанцій України з реакторами типу ВВЕР на період до 2030 року та Планів заходів щодо їх реалізації [Електронний 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.
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 безопасность ядерных технологий (под ред. А. В. Носовского). Киев: Техника, 2006. 360 с.
7. Wataru M., Takeda H., Shirai K., Saegusa T. Thermal hydraulic analysis compared with tests of full-scale concrete casks. Nuclear and Design. 2008. No. 238. P. 1213–1219. https://doi.org/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 accident conditions. Nuclear and Design. 2008. No. 238. P. 1206–1212. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2007.03.035
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. https://doi.org/10.1115/PVP2006-ICPVT-11-93742
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. J. Heat and Mass Transfer. 1994. No. 37. P. 647–657. https://doi.org/10.1016/0017-9310(94)90136-8
14. Bahney III R. H., Lotz T. L. Spent nuclear fuel effective thermal conductivity report. 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. S. Nuclear Regulatory Commission, 1999. 57 p.
16. Kamichetty, K. K. Geometrically accurate and homogenized fuel region models to predict fuel cladding temperatures within a truck cask under normal and fire accident conditions: Thesis Master Sci. in Mech. / University of Nevada. Reno, 2010. 58 p. https://doi.org/10.1115/PVP2010-25991
17. Lebon G., Mathieu Ph., Van J. V. Modeling of the transient heat transfer in a nuclear reactor fuel rod using a variational procedure. Nuclear and Design. 1979. Vol. 51. Iss. 2. P. 133–142. https://doi.org/10.1016/0029-5493(79)90085-2
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. Heat and Mass Transfer. 2000. Vol. 36. Iss. 2, P. 143–146. https://doi.org/10.1007/s002310050376
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. https://doi.org/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. Vol. 20. No. 3. P. 117–125. https://doi.org/10.1179/174650909X12494858706276
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. No. 3. P. 264–286. https://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. No. 99. P. 40–46. https://doi.org/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. 2002. Vol. 13. No. 3–4. P. 313–316.
27. Pugliese G., LoFrano R., Forasassi G. Spent fuel transport cask thermal evaluation under normal and accident conditions. Nuclear and Design. 2010. Vol. 6. No. 240. P. 1699–1706. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2010.02.033
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. 2010. Vol. 7. P. 303–310. https://doi.org/10.1115/IHTC14-22878
29. Zhang Y., Ouyang Y., Zhou Y., Liu J. Accident safety evaluation method for spent fuel dry storage facilities. 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. Nuclear Sci. and Techn. 1996. Vol. 33. Iss. 3. P. 250–258. https://doi.org/10.1080/18811248.1996.9731897
31. Shirai K., Wataru M., Takeda H., Tani J., Arai T., Saegusa T. Testing of metal cask and concrete cask. 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. 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 характеристик 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 sensitivity studies. Annals of Nuclear Energy. 2015. Vol. 76. P. 54–62. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.09.032
40. Письменный Е. Н., Гершуни А. Н., Нищак А. П. Состояние и развитие систем охлаждения отработанного ядерного 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. Аналитический 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 червня 2018 р.