CC BY
23
ISSN 2521-6244 (Online) (Роздш «Електроенергетика»)
УДК 536.24:621.039.584
УМОВИ ТЕПЛООБМ1НУ В КОНТЕЙНЕР1 СУХОГО ЗБЕР1ГАННЯ В1ДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА ЕНЕРГЕТИЧНИХ
РЕАКТОР1В
АЛЬОХ1НА С.В. канд. техн. наук, старший науковий сшвробггаик, старший науковий сшвробггаик 1нституту проблем машинобудування îm. А. М. Пiдгорного НАН Украши, доцент кафедри теплофiзики, молекулярно! фiзики та енергоефективностi Харкiвського нацюнального унiверситету iменi В.Н.Каразiна, м. Харшв, Украша, e-mail: [email protected]
Мета роботи. Обтрунтування безпеки експлуатаци сухого сховища вгдпрацьованого ядерного палива ене-ргетичних реакторгв ВВЕР-1000 Запор1зькоХ АЕС шляхом проведення чисельних досл1джень теплових процесгв в контейнерi сухого збер^ання.
Методи до^дження. Математичне моделювання, чисельне розв 'язання прямих спряжених та обернених задач теплообмiну.
Отримат результати. Отриман розподш температур та коефiцieнтiв тепловiддачi на поверхнях на-правляючих труб в корзин зберiгання вiдпрацьованих паливних збiрок енергетичних реакторiв ВВЕР-1000 За-пор1зько'1 АЕС. 1з застосуванням iтеративноï методики моделювання теплових процеав отримаш детальш поля температур вiдпрацьованих паливних збiрок в корзин збер^ання. Визначенi максимальн температури в кожнш з вiдпрацьованих збiрок та iдентифiкованi мкця розташування найбшьш гарячих твелiв.
Наукова новизна. Вперше iз застосуванням теративно'1 методики моделювання теплових процеав при сухому збер^анн вiдпрацьованого ядерного палива отримано детальну iнформацiю про тепловi процеси в середин корзини з вiдпрацьованим паливом в нормальнихумовах експлуатаци.
Практична цтмсть. Шдтверджено безпеку зберiгання вiдпрацьованого ядерного палива реакторiв ВВЕР-1000 у сухому сховищi Запор1зько'1 АЕС. Отриманi результати доцiльнi для використання при створеннi науко-во-методологiчних основ безпеки сухого збер^ання вiдпрацьованого палива енергетичних реакторiв, а також корисн при розробцi та впровадженнi конструктивных та технологгчних ршень стосовно створення або мо-дершзацИ' обладнання зберггання вгдпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторiв.
Ключовi слова: атомна електроенергетика; вгдпрацьоване ядерне паливо; вентильований контейнер сухого зберггання; вiдпрацьованi паливн збiрки; тепловi процеси; спряжен задачi теплообмшу; коефщент тепло-вiддачi
I. ВСТУП
На сучасному еташ розвитку енергетично1 галузi Украши все б№шу актуальшсть набувають питания енергобезпеки та енергонезалежносп. Традицшш для Украши джерела енергп - вуплля та газ - ввдходять на другий план та постшно зростае частка атомних електростанцш у загальному видобутку електроенер-riï. Щлком природно, що маючи велику долю вироб-ництва електроенергп атомними станцiями (на сього-дт б№ш н1ж 50%), для Украши постае проблема по-водження з ввдпрацьованим ядерним паливом (ВЯЛ). Донедавна проблема поводження з вщпрацьованим паливом в Укрш'ш вирiшувалась шляхом вивезення ВЯЛ на переробку до Росшсько1 федерацп, що потре-бувало значних фшансових витрат та знижувало рь вень енергонезалежносп нашоï краши. Такий стан речей спонукав розробку так званого «ввдкладеного» ршення - тривалого (50 рок1в i б№ше) зберiгання ВЯЛ у сухих сховищах. Лидером у вирiшеннi пробле-ми поводження з ВЯЛ в Укрш'ш стала найбiльша в £врош Запорiзька АЕС, на територiï я^' було ство-рене найбiльше в £врош сухе сховище вщпрацьова-
© Альохша С.В., 2018
DOI 10.15588/1607-6761-2018-2-3
ного ядерного палива (ССВЯП).
Створення i введення в експлуатацш на Запорь зькiй АЕС ССВЯП, як складово! енергонезалежностi Украши, та подальше здшснення його безпечного функцiонування неможливе без науково-технiчного супроводу, який включае в себе розробку, вдоскона-лення методик визначення параметрiв ядерно!, раща-цшно! безпеки та комплексу заходiв щодо дотримання безпечних теплових режимiв експлуатаци сховища.
II. АНАЛ1З ДОСЛ1ДЖЕНЬ I ПУБЛ1КАЦ1Й
Роботи по визначенню теплового стану вщпра-цьованих паливних збiрок при сухому зберiганнi проводиться багатьма науковцями свiту [1]—[6], особливо у тих крашах, де активно використовуеться техноло-пя сухого зберiгання (США, Япошя та iн.). Серед усiх пiдходiв до моделювання теплового стану вщпрацьо-ваних паливних збiрок, що застосовуються, можна видiлити два основних.
Вщповвдно до першого i найбiльш розповсю-дженого шдходу при моделюваннi теплових процеав при сухому збертанш вщпрацьованого ядерного па-
ISSN 1607-6761 (Print) «ЕЛЕКТРОТЕХН1КА ТА ЕЛЕКТРОЕНЕРГЕТИКА» № 2 (2018)
ISSN 2521-6244 (Online) (Роздш «Електроенергетика»)
лива збiрки розглядаються як суцiльнi конструкцп з вщповвдними еквiвалентними теплофiзичними влас-тивостями [1], [2] - [5]. У такого тдходу е сво! пози-тивнi та негативнi риси. Розглянемо !х детальнiше.
При розробцi критерпв безпеки сухих сховищ ВЯП, одним з яких е температура оболонок твелiв, що входять до складу паливних збiрок, важливим е ство-рення таких умов експлуатацп, коли гарантовано не вщбудеться занадто велике щдвищення температури, що може зруйнувати оболонку твела, та викликати спонтанну ланцюгову реакцш. Для таких задач часто використовуеться щдхвд, коли у тепловий розрахунок свiдомо закладаються припущення, як1 зрештою за-вищують максимальш температури у вiдпрацьованих паливних збiрках. Якщо критери безпеки створенi iз застосуванням результатiв такого розрахунку то пвд час !х дотримання створюеться своервдний запас температур, який в умовах експлуатацп дае додатковi гаранти безпеки.
При аналiзi тепловоз' безпеки часто використо-вують методи, коли збiрки представленi суцiльними теплогенеруючими конструкцiями з еквiвалентними теплофiзичними властивостями. Як було зазначено вище, такий пiдхiд створюе додатковi гаранти безпеки, осшльки результати дещо завищеш через викори-стання еквiвалентного коефщенту теплопровiдностi. Це, безумовно, корисно при створенш критерив безпеки, але не дае детального уявлення про температури компоненпв збiрки.
Складнiстю цього тдходу е також необхiднiсть визначення еквiвалентних теплофiзичних властивос-тей. Осшльки тiла, що розглядаються як суцшьш, на-справдi е поеднанням твердотшьних елементiв з рiз-ними теплофiзичними властивостями, а в деяких ви-падках поеднанням рухомого середовища та твердоть льних елементiв. Останнiй випадок найбiльш склад-ний, оск1льки за таких умов в тш необхвдно розгляда-ти не лише процеси теплопровiдностi, але й конвекти-вний перенос тепла.
Для визначення еквiвалентного коефiцiенту теп-лопроввдносп використовують методологiю розв'язання обернених задач теплообмшу [7], [8] або обернених спряжених задач теплообмiну [9], яка пот-ребуе значно1 кiлькостi чисельних розрахуншв та складна у реалiзацil.
Незважаючи на перелiченi труднощi викорис-тання геометричних спрощень е дуже розповсюдже-ним при проведенш iнженерних розрахуншв, осшльки значно економить обчислювальш ресурси та дае при-йнятнi результати.
Альтернативою цьому подходу е детальний розг-ляд конструкцп того чи шшого елементу [10], [11]. Такий пвдхвд потребуе значно1 кiлькостi комп'ютерного часу через необхiднiсть оперувати великим обсягом даних. Для того, щоб прискорити розрахунки часто розглядають задачу у двовимiрнiй постановцi, тобто моделюють найбiльш термонапру-
жену частину вщпрацьовано! паливно! 36ipKH чи контейнеру зберпання [3], [4], [6], [7]. Однак у ташй пос-тановщ неможливо врахувати усi особливостi теплообмшу, зокрема конвективний перенос тепла.
Для детального уявлення про тепловi процеси при сухому зберпанш вщпрацьованого ядерного па-лива необхвдно використовувати методологш, яка врахувала би позитивш риси пiдходiв, що зазначенi вище. Така методолопя була створена за участю автора [12] та дозволяе визначити тепловий стан кожно! з ввдпрацьованих паливних збiрок та мюця розташу-вання найбiльш гарячих твелiв в збiрцi для бшьш ефективного анал1зу теплово! безпеки зберпання ВЯП.
III. МЕТА РОБОТИ
Обгрунтування безпеки експлуатацй' сухого схо-вища ввдпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторiв ВВЕР-1000 Запорiзькоl АЕС шляхом проведения чисельних дослвджень теплових процеав в кон-тейнерi сухого зберпання.
IV. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ1
Вентильований контейнер збертання, що використовуеться на Запорiзькiй АЕС мае структуру, на-ведену на рис. 1 [13]. Конструктивно контейнер приз-начений для послаблення нейтронного i гамма-випромiнювання ВЯП, протидй' розповсюдженню радiонуклiдiв ВЯП в навколишне середовище i забез-печення ефективного тепловiдведення вiд багатомю-но! герметично! корзини (БГК) з 24 ВТВЗ. Вентиля-цiйне повиря потрапляе у нижнi вентиляцiйнi канали, проходить по каналу м1ж стшкою контейнера та БГК, охолоджуючи останню. Герметична корзина з ВТВЗ заповнена шертним газом - гел1ем для забезпечення рiвномiрного i ефективного тепловвдведення, тиск внутрiшнього газового середовища протягом термiну зберiгання пвдтримуеться на рiвнi близькому до 1 ат-мосфери.
Рисунок 1. Структура вентильованого контейнера зберпання
Тепловидiлення ВТВЗ зменшуеться протягом
POkíb зберпання за рахунок розпаду продукпв подшу i актинощв, яш накопичились за час кампанп в ВЯП. Розподш тепловидiлення по висотi ВТВЗ при моде-люваннi припускався рiвномiрним, його piBem визна-чався вiдповiдно до [14], [15].
Для розрахункового дослвдження теплового стану ВКЗ-ВВЕР температура зовшшнього повiтря приймалася рiвною 24 °С, що вiдповiдаe умовам нормально! експлуатацп.
Змша зовнiшнiх впливiв на ССВЯП е дуже повь льною порiвняно з розповсюдженням тепла в твердих тшах i тепла i напруг в рухомому середовищ^ тому у процесi моделювання дощльно використовувати деякi осередненi у час погоднi умови. Зважаючи на це теп-ловi процеси в об'екп досл1дження можна розглядати як квазютацюнарш. Математична модель у цьому випадку прийме наступний вигляд:
- рiвняння нерозривностi
div(pkv ) = div
ff
M +
W
CTk
div(pev ) = div
ff
M
w
CT
grade
e
+ Gk + Gb - Pe>
+ Cle e(Gk + C2eGb )-k
- C3eP
k
= ¡S2); Gb - член, що описye генерaцiю турбулентно!' шнетично!' енергп, що викликaнa дieю aрxiмедовиx сил (для iдеaльного Taßy:
G =-
I g дР + g дР + g dP|).
pPrt [gx dx gy dy gz dz)'.
де Cis, C2s, С3е - константи модел1, що дорiвнюють вiдповiдно 1,44, 1,92, 0,09; ак = 1,0 - турбулентне число Прандтля для к; а£ = 1,3 - турбулентне число Пра-ндтля для е.
До математично! моделi також включено рiвнян-ня променевого теплообмiну:
Ql2 = CT0enp kl - T2
)Hi2
div(pv) = 0, де р - щiльнiсть, v - вектор швидкостей;
- рiвняння руху Нав'е-Стокса
р(у х gradv) = -grad^p + 2Нефdivvj + 2div(^^S)+ pg ,
де p - тиск; Цеф - ефективна (з урахуванням турбулентно! складово! цт) динашчна в'язк1сть; S - тензор швидкостей деформаци, g - прискорення вшьного падiння;
- рiвняння енергп
cp p(v х gradT)- v х gradp = div(A^ gradT)
де cp - питома теплоемшсть при постшному тиску; Аеф - ефективна (з урахуванням турбулентно! складово! Ат) теплопровiднiсть, T - температура газу;
- рiвняння теплопровiдностi
diVXgradT) + qv = 0,
де qV - потужшсть об'емного джерела теплоти;
- рiвняння моделi турбулентностi
де а0 = 5,672•ÍO-8 Вт/(м2К4) - постiйна Стефана-Больцмана; епр - приведена ступiнь чорноти; T¡ - температура поверхш одного (бтш нагрiтого) тiла; T2 -температура поверхнi другого (менш нагрiтого) тiла; H¡2 - площа взаемно! поверхнi опромiнювання, яка може бути знайдена з рiвняння
Hl2 = J dFl J
FF
Cosel cose
tTR
dF
де Fi, F2 - площa поверxонь, що беруть yчaсть у теп-лообмiнi; в1 и в2 - кути мгж прямою, що з'eднye цент-ри елементaрниx площaдок dFi, тa dF2, тa вщповшни-ми нормaлями до цж площaдок; Ri2 - вiдстaнь мiж цими елементaрними площaдкaми.
Приведега стyпiнь чорноти може бути визгачега
як
l-l
де k - турбулентта кiнетичнa енергiя, e - швидкосп ïï дисипaцiï, Gk - член, що описye генерaцiю турбулент-ноï кiнетичноï енергп, що викликaнa нaявнiстю rpaAi-eнтiв швидкостi (вiдповiдно до гшотези Бyсiнескa Gk
e = b + (lel - Í)^l2 + (lle2 - l)^2l[
де £1 и £2 - стутнь чорноти поверхш 1 та поверхш 2; Ф12 = Ип^1 та ф21 = Ип1Е2 - коефщенти опромшення або кутовi коефiцiенти випромiнювання, що показу-ють, яка частина випромшювання, що випускаеться одним тшом, падае на друге.
V. МЕТОДОЛОГ1Я РОЗВ'ЯЗАННЯ ЗАДАЧ1
Достатньо складна геометрiя контейнерiв, вшсу-тнiсть чiтко виражено! направленостi течi! рухомого середовища в будь якому з напрямк1в робить недоць льним використання рiзних криволшшних систем координат. Тому доцiльно проводити моделювання теплових процесiв в ССВЯП у декартовш системi координат. Спрямуемо ось 0z догори, перпендикулярно поверхш земл^ осi 0х, 0у спрямуемо паралельно по-верхнi землi таким чином, щоб вони знаходились у площинах симетрi! корзини (рис. 2). У цьому випадку вектор прискорення вшьного падшня можна записати у виглядi g = (0, 0, -§).
На рис. 2 цифрами позначен металевий корпус та направляючi труби (1), збiрки (2), кришка корзини (3), гелiй (4), зона оголовшв збiрок (5), зона палива (6), зона хвостовиков (7). На поверхнях розрахунково^'
2
e
ISSN 2521-6244 (Online) (Роздш «Електроенергетика»)
обласл задавались наступш граничш умови:
- на поверхш П1 та П2 коефщенти тепловiддачi та температура охолоджуючого повиря, якi були отриманi на першому етапi дослвдження [12];
- на поверхш П3 тепловий потiк, який вiдповiдаe кiлькостi тепла, що выводиться крiзь нижню поверх-ню корзини у бетонний контейнер.
PS
Рисунок 2. Розрахункова область
При проведенш дослвджень вiдпрацьованi тепло-видiляючi збiрки розглядались як сукупнiсть однорщ-них тш (оголовок, зона палива, хвостовик) з е^вале-нтним значениям теплопровщносп 1,04 Вт/(м-К). Ме-талевi частини (корпус корзини та направляючi труби) мали теплопровщшсть 45,00 Вт/(мК), багатоша-рова кришка БГК розглядалась як однорiдне тiло з екивалентною теплопровiднiстю 3,06 Вт/(мК).
Розрахункова область для визначення теплового стану вщпрацьовано! паливно! збiрки в корзинi зберь гання представлено на рис. 3.
двовимiрна розрахункова область (рис. 3), в якш тве-ли розглядались як суцшьт тепловидiляючi елементи. Потужшсть тепловидiлення кожного твела задавалась як 3,2 Вт, зважаючи на те, що сумарна потужшсть тепловидшення одша збiрки при завантаженнi у контейнер збер^ання не повинна перевищувати 1 кВт.
Як зазначалось вище, складнiстю пiдходiв, де використовуються спрощеш суцiльнi тiла з екивален-тними теплофiзичними властивостями, е саме визначення цих теплофiзичних властивостей. Для задач^ що розглядалась, принциповим е значення екивален-тного коефiцiенту тепловiддачi твелiв.
Роботи по визначенню екивалентного коефщен-ту теплопровiдностi твелу проводилися неодноразово вiтчизняними та закордонними вченими [2, 16]. Отже, базуючись на представленш в лiтературi iнформацiï, для твелiв було прийнято коефiцiент теплопровщносп 5,5 Вт/(мК), для стрижнiв вигоряючого поглинача -22 Вт/(м К), для металу направляючих труб -45 Вт/(м К). Теплопровiднiсть гелш була представлена полiномiальною залежнiстю вiд температури Т:
Л = -5,0 ■ 10~10 ■ (T + 273,15)3 + 6,0 ■ 10~7 ■(T + 273,15)2 + +1,0■Ю'4 ■(T + 273,15) + 0,0771.
VI. РЕЗУЛЬТАТИ РОЗРАХУНКУ
Зважаючи на симетричнють розмiщення ввдпра-цьованих тепловидiляючих збiрок у корзинi зберпан-ня розглянемо лише ri паливнi збiрки, що потрапля-ють до чвертi корзини як показано на рис. 4. Нумера-шя поверхонь направляючих труб для кожноï зi збiрок виконувалась у напрямку руху часово! с^лки.
1 — направляюча труба, 2 — гелш, 3 — твел, 4 — стрижт вигоряючого поглинача
Рисунок 3. Розрахункова область для обчислювання теплового стану вщпрацьовано! паливно! збiрки
В залежностi ввд мюця розташування збiрки у корзиш на поверхнях П1-П6 задаються граничш умови - коефщенти тепловщдач^ використовувалось
Рисунок 4. Номера збiрок та поверхонь для визначення граничних умов
За результатами розрахунку були визначенi та-кож розподши температур по кожнiй з поверхонь на-правляючо! труби для кожно! вiдпрацьованоï паливно! збiрки (рис. 5). Найнижчi температури зафiксованi у зош хвостовика, прогрiв цiеï частини направляючо! труби для кожноï iз збiрок майже однаковий, градiент температур близько 50 градусiв. Найвищi температури у зош тепловидшення на вщсташ близько 3 м ввд низу направляючоï труби. Найбiльш нагрггою е пове-рхня П2 збiрки №4, що розташована в цен^ корзини, найменше нагрiтою - поверхня П5 збiрки №6. Для вах направляючих труб кожноï iз збiрок характерний рiст температур в зонах ввд хвостовика до оголовку i спад в зонш оголовка, де тепловидшення не вщбува-еться. Такий характер охолодження збiрок обумовлюе
x
6
— 7
!88М 2521-6244 ^пИш) (Роздш «Електроенергетика»)
«- 200
о. |
I
I "0
уф
- -
0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5
Довжина, м
а
Довжина, I
д
| 150
л—о— о—о-—з>—
УР/-'
0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5
Довжина, м
ж
I
о.
0
1 150
Ж\
0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5
Довжина, м
е
О 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5
Довжина, м
А - П1, • - П2, ♦ - П3, ▲ - П4, О - П5, ♦
- П6.
Рисунок 5. Температура по поверхнi направляючих труб: а - збiрка 4, б - збiрка 5, в - збiрка 6, г - збiрка 12, д
збiрка 14, е - збiрка 16; ж - збiрка 22; з - збiрка 24;
г
з
а, Вт/(м2 С) 10
0 -10 -20 -30 -40 -50 -60
h, м
V
О -•-Г11 ■ П2 -•-ПЗ -»-га -о-пв
ОГОЛОЕ
а, Вт/(м- С) 50
-200
ж
h, м
а, Вт/(м- С)
50
0 -50 -100 -150 -200 -250
h, м
зона 1 1алива о £0 о П1 "-П2
's ш о н fe -*-П4 »-П6
Ü
А - П1,
' - П2,
♦ - П3, ▲ - П4, О - П5, ♦
- П6.
Рисунок 6. Розподiл КТВ по поверхнях, що оточують 36ipKy: а - 36ipKa 4, б - 36ipKa 5, в - 36ipKa 6, г - 36ipKa 12, д - збiрка 14, е - 36ipKa 16; ж - 36ipKa 22; з - 36ipKa 24
в
г
е
д
з
розподiл коефщенлв тепловiддачi на поверхнях на-правляючих труб.
На рис. 6, наведеш розподши КТВ по обмежую-чим поверхням для кожно! зi збiрок. Вiд'eмнi чи до-датнi значення коефiцieнтiв тепловiддачi вказують на напрямок теплового потоку: вiд'eмнi - тепловий потж направлений назовнi розрахунково! обласп, додатнi -усередину.
Для усiх поверхонь направляючих труб характе-рними е сплески значень КТВ у зонах хвостовика та оголовка. Такий характер розпод^ КТВ обумовле-ний вщсутшстю рiвномiрного нагрiву зi сторони ВТВЗ, поверхш яких нагрiваються завдяки теплопе-редачi з середньо! частини направляючо! труби або завдяки променевому теплообм^.
Як видно з рис.6 коефщенти тепловiддачi на поверхнях, що роздiляють збiрки i не межують з широкими чи вузькими каналами, мають найнижчi значення, що обумовлено слабким рухом гелш у середовищi бiля збiрки, яка мае близьку температуру, а також тим, що поверхня розташована поруч з шшою тепло-видiляючою збiркою. Бiльш iнтенсивна тепловiддача вiдбуваеться на поверхнях, розташованих ближче до краю корзини, тим самим обумовлюючи вищий рiвень КТВ.
Використовуючи результати розрахунку, коли збiрки були представлен як суцiльнi тiла, були визна-ченi !х детальнi температурнi поля. На зовшшшх поверхнях направляючих труб були задаш граничнi умови виходячи з результата обчислення теплового стану ввдпрацьованих збiрок, що були отримаш на попередньому етапi роботи. Граничш умови визнача-лися у горизонтальному перерiзi, що розташований на рiвнi максимальних температур збiрки. Це дозволило отримати найбiльш важливу з точки зору розробки теплових критерив безпеки iнформацiю про темпера-тури у твелах кожно! зi збiрок. Температурнi поля твелiв, направляючих труб та гелш, що заповнюе проспр мiж твелами та направляючими трубами наведено на рис. 7.
З рисунку видно, що найбiльшi температури спо-стерiгаються у збiрцi, що розташована найближче до центру корзини - збiрцi № 3. Найнижчi температури -у збiрцi № 18, що розташована найближче до стшкп корзини та охолоджуеться гелiем у вузькому та широкому каналах.
Застосований пiдхiд дозволив визначити макси-мальнi температури у кожнiй зi збiрок пiд час !х сухого зберпання. Результати представленi у виглядi пс-тограми, що наведена на рис. 8. Таю даш добре коре-спондуються з даними по максимальним температурам у корзиш зберпання, що були отримаш на попе-редшх етапах роботи, коли корзина зберпання розг-лядалась як сушльне тiло та при моделюванш корзини з ВТВЗ, коли збiрки розглядались як суцiльнi тша з еквiвалентними теплофiзичними властивостями [11].
Рисунок 7. Температурне поле в горизонтальному перерiзi корзини зберпання вщпрацьованого ядерного палива на рiвнi максимальних температур при температурi атмосферного повггря 40 °С
Рисунок 8. Максимальш корзинi зберпання
температури 36ipoK у
Рисунок 9. Мюцеположення твелiв з максимальною температурою
ISSN 2521-6244 (Online) (Роздш «Електроенергетика»)
Отримаш даш важлив^ перш за все, для розроб-ки теплових критерив безпеки при сухому збер^анш ВЯП. Для цього необхвдно мати iнформацiю про Mic-це розташування твелiв з максимальною температурою. На рис. 9 чорним позначен твели в яких спосте-рiгаютьcя найбiльшi з уах твелiв збiрки температури.
З рис. 9 видно, що найбшьш термонапруженими е твели, що розташоваш у центральнiй чаcтинi збiрки, де, вочевидь, рiвень променевого теплового потоку з поверхш твелiв значно нижче нж у твелiв, що розташоваш на перифери збiрки, а конвективний теплооб-мiн грае незначну роль у !х охолодженнi. Однак, слщ зауважити, що твели з найбшьшими температурами розташованi не у цен^ збiрки, а ближче до пе! стш-ки направляючо! труби, яка розташована ближче до центру корзини та межуе з б№ш гарячо! збiркою.
VII. ВИСНОВКИ
В робот застосовано iтеративний пiдхiд щодо визначення теплового стану вiдпрацьованого ядерного палива при його сухому збертанш Визначено температури паливних збiрок та змiна iнтенcивноcтi охо-лодження кожно! з них. Найбiльшi температури дося-гаються в центральнш !х чаcтинi, що обумовлюе та-кож вiдповiдний нагрiв направляючих труб. Мюця розташування найбiльш гарячих твелiв також обумо-вленi умовами теплообмшу в корзинi зберiгання -найбшьш гарячi твели розташованi у збiрцi у напрям-ку до центру корзини та ближче до найбшьш нагрггих стшок направляючо! труби.
Результата проведених доcлiджень дозволили пвдтвердити теплову безпеку експлуатацп вентильо-ваних контейнерiв зберiгання ВЯП у сухому cховищi Запорiзько! АЕС, яке розраховано на збер^ання вадп-рацьованих тепловидiляючих збiрок реакторiв ВВЕР-1000, що накопичаться за весь перiод екcплуатацi! станци. Отриманi данi можуть бути використаш також для розробки нових критерив безпеки сухого збе-р^ання вiдпрацьованого ядерного палива, розробки та впровадження конструктивних та технологiчних рь шень стосовно створення або модершзаци обладнання зберiгання ввдпрацьованого ядерного палива Запорь зько! АЕС.
Роботи виконанi у рамках шльово! комплексно! програми наукових дослщжень НАН Укра!ни «Нау-кове забезпечення розвитку ядерно-енергетичного комплексу та перспективних ядерних технологш» вiдповiдно до договору К-5-40/2018 та за частково! пвдтримки М1жнародно! агенцi! з атомно! енергi! (МАГАТЕ) вiдповiдно до договору CRP-20605.
СПИСОК Л1ТЕРАТУРИ
[1] Yamakawa, H. Demonstration test for a shipping cask transporting high burn-up spent fuels - thermal test and analyses / H.Yamakawa, M.Wataru, Y.Kouno, T.Saegusa // The 12th International Conference on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, May 10-15, 1998, Paris, France - P. 659-666.
[2] Evaluation of the use of Homogenized Fuel Assemblies in the Thermal Analysis of Spent Fuel Storage Casks / G.R.Thomas, R.W.Carlson - Lawrence Liv-ermore National Laboratory, 1999 - 45 P.
[3] Murakami, J. Li, H. Peak Cladding Temperature in a Spent Fuel Storage or Transportation Cask / J. Li, H. Murakami, Y. Liu, P.E.A. Gomez, M.Gudipati, M.Greiner // The 12th International Conference on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, October 21-26, 2007, Miami, Florida, USA -1-11 P.
[4] Wataru, M. Thermal Hydraulic Analysis Compared with Tests of Full-scale Concrete Casks /, H.Takeda, K.Shirai, T. Saegusa // Nuclear Engineering and Design. - 2008. -No. 238. -1213-1219 pp.
[5] Suffield, S.R. Thermal Modeling of NUHOMS HSM-15 and HSM-1 Storage Modules at Calvert Cliffs Nuclear Power Station ISFSI / J.M. Cuta, J.A. Fort,
B.A. Collins, H.E. Adkins, E.R. Siciliano // Pacific Northwest National Laboratory - 2012. - 102 Р.
[6] Preliminary Thermal Modeling of HI-STORM 100 S-218 Version B Storage Modules at Hope Creek Nuclear Power Station ISFSI / U.S. Department of Energy - 2013. - 59 Р.
[7] Spent Nuclear Fuel Effective Thermal Conductivity Report - CRWMS M&O, Nevada Site - 1996. -204 p.
[8] Alyokhina, S. Equivalent thermal conductivity of the storage basket with spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors / S. Alyokhina, A. Kostikov // Kerntechnik. - 2014. - Vol. 79, No. 6. - P. 484-487, DOI: 10.3139/124.110443
[9] Костиков, А. О. Обратные сопряженные задачи теплопереноса / А.О.Костиков, Ю.М.Мацевитий // Проблемы машиностроения. - 2007. - Т. 10. -№ 5. - С. 19-26.
[10]Ivankov, V. Calculation of cfd-thermal models of oil-cooled transformer equipment / V. Ivankov, A. Ba-sova // Electrical Engineering And Power Engineering. - 2016. - №2. - P.19-32, DOI: 10.15588/16076761-2016-2-3
[11]Walavalkar, A. Y. 3-D CFD Simulation of a ventilated concrete cask used for spent nuclear fuel storage / A. Y. Walavalkar, D. G. Schowalter // Proceedings of WM'04 Conference, February 29 - March 4, 2004, Tucson. P. 75-77
[12]Alyokhina, S. Simulation of thermal state of containers with spent nuclear fuel: multistage approach / S. Alyokhina, V. Goloshchapov, A. Kostikov, Yu. Matsevity // International Journal of Energy Research. - 2015. - V. 39. - №. 14. - P. 1917-1924, DOI: 10.1002/er.3387
[13]Рудычев, В. Г. Безопасность сухого хранения отработавшего ядерного топлива / В. Г. Рудычев,
C. В. Алёхина, В. Н. Голощапов и др. / Под общ. ред. акад. НАН Украины Ю. М. Мацевитого, чл.-
ISSN 2521-6244 (Online) (Роздш «Електроенергетика»)
кор. НАН Украины И. И. Залюбовского. - Х.: ХНУ имени В. Н. Каразина, 2013. - 200 с.
[14]Bergel'son, B. R. Residual energy release and acti-nide and fission product radiotoxicities during long-term storage of high burnup spent VVER fuel / B. R. Bergel'son, A. S. Gerasimov, T. S. Zaritskaya, G. V. TikhomirovT // Atomic Energy. - 2005. - V. 102. -№ 5 - pp 364-368, DOI: 10.1007/s10512-007-0057-4
[15] Отчет по анализу безопасности сухого хранилища отработавшего ядерного топлива Запорожской АЭС. Версия 3.01.1 / ОП «Запорожская АЭС» -Инв. № 1526(3). - Энергодар, 2008 - 624 с.
[16]Чиркин, В. С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В. С. Чиркин. М.: Атом-издат, 1967. - 474 с.
Стаття надшшла до редакцп 21.06.2018
УСЛОВИЯ ТЕПЛООБМЕНА В КОНТЕЙНЕРЕ СУХОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
РЕАКТОРОВ
АЛЕХИНА С. В. канд. техн. наук, старший научный сотрудник, старший научный сотрудник Института проблем машиностроения им. А. Н. Подгорного НАН Украины, доцент кафедры теплофизики, молекулярной физики и энергоэффективности Харьковского национального университета имени В. Н. Каразина, Харьков, Украина, e-mail: [email protected]
Цель работы. Обоснование безопасности эксплуатации сухого хранилища отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов ВВЭР-1000 Запорожской АЭС путем проведения численных исследований тепловых процессов в контейнере сухого хранения.
Методы исследования. Математическое моделирование, численное решение прямых сопряженных и обратных задач теплообмена.
Полученные результаты. Получены распределение температур и коэффициентов теплоотдачи на поверхностях направляющих труб в корзине хранения отработавших топливных сборок энергетических реакторов ВВЭР-1000 Запорожской АЭС. С использованием итеративной методики моделирования тепловых процессов получены детальные поля температур отработавших топливных сборок в корзине хранения. Определены максимальные температуры в каждой из отработавших топливных сборок и идентифицированы места расположения наиболее горячих твэлов.
Научна новизна. Впервые с использованием итеративной методики моделирования тепловых процессов при сухом хранении отработавшего ядерного топлива получена детальная информация о тепловых процессах в середине корзины с отработавшим топливом в нормальных условиях эксплуатации.
Практическая ценность. Подтверждена безопасность хранения отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 в сухом хранилище Запорожской АЭС. Полученные результаты целесообразны для использования при создании научно-методологических основ безопасности сухого хранения отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов, а также полезны при разработке и внедрении конструктивных и технологических решений относительно создания или модернизации оборудования хранения отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов.
Ключевые слова: атомная электроэнергетика; отработавшее ядерное топливо; вентилируемый контейнер сухого хранения; отработавшие топливные сборки; тепловые процессы; сопряженные задачи теплообмена; коэффициент теплоотдачи
HEAT EXCHANGE CONDITIONS IN THE DRY STORAGE CONTAINER FOR SPENT NUCLEAR FUEL OF POWER REACTORS
ALYOKHINA S. PhD, Senior scientific researcher, Senior scientific researcher in A. Podgorny Institute of Mechanical Engineering Problems of the National Academy of Sciences of Ukraine, associate professor of the department of thermal physics, molecular physics and energy efficiency of V.N. Karazin Kharkiv National University, Kharkiv, Ukraine, e-mail: [email protected];
Purpose. The safety substantiation of the spent nuclear fuel of power reactors WWER-1000 of Zaporizhska NPP dry storage facility operation by carrying out of numerical study of the thermal processes inside dry storage container.
Methodology. Mathematical modeling, numerical solving of the direct and inverse heat transfer problems.
Findings. The distribution of temperatures and heat transfer coefficients on the surfaces of guide tubes inside storage cask with spent fuel assemblies ofpower reactors WWER-1000 of Zaporizhska NPP are obtained. With usage
ISSN 2521-6244 (Online) (Po3gi. «E.eKTpoeHepreTHKa»)
of the iterative methodology of thermal processes modeling the detailed temperature fields of spent fuel assemblies inside storage cask are obtained. The maximum temperatures in each spent fuel assembly are defined and the places of the most heated fuel rods are identified.
Originality. For the first time with usage of iterative methodology of thermal processes modeling at the dry spent nuclear fuel storage the detailed information about thermal processes inside storage cask with spent fuela under normal conditions of operations is obtained.
Practical value. The safety of spent nuclear fuel of reactors WWER-1000 in the dry storage facility of Zaporizhska NPP is confirmed. The obtained results are reasonable for usage at development of scientific-methodological basis of safety of the dry storage of spent nuclear fuel ofpower reactors, and also useful at development and implementation of designs of creation and modernization of equipment for spent nuclear fuel.
Keywords: nuclear energy industry; spent nuclear fuel; ventilated dry storage container; spent fuel assemblies; thermal processes; conjugate heat transfer problems; heat transfer coefficient
REFERENCES
[1] Yamakawa, H., Wataru, M., Kouno, Y., Saegusa, T. (1998). Demonstration test for a shipping cask transporting high burn-up spent fuels - thermal test and analyses. The 12th International Conference on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 659-666.
[2] G.R.Thomas, R.W.Carlson (1999). Evaluation of the use of Homogenized Fuel Assemblies in the Thermal Analysis of Spent Fuel Storage Casks. Lawrence Livermore National Laboratory, 45.
[3] Li, J., Murakami, H., Liu, Y., Gomez, P.E.A., Gudipati, M., Greiner, M. (2007). Peak Cladding Temperature in a Spent Fuel Storage or Transportation Cask. The 12th International Conference on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 1-11.
[4] Wataru, M., Takeda, H., Shirai, K., Saegusa, T. (2008) Thermal Hydraulic Analysis Compared with Tests of Full-scale Concrete Casks. Nuclear Engineering and Design, 238, 1213-1219
[5] Suffield, S.R., Cuta, J.M., Fort, J.A., Collins, B.A., Adkins, H.E., Siciliano, E.R. (2012). Thermal Modeling of NUHOMS HSM-15 and HSM-1 Storage Modules at Calvert Cliffs Nuclear Power Station ISFSI. Pacific Northwest National Laboratory, 102.
[6] (2018). Preliminary Thermal Modeling of HI-STORM 100 S-218 Version B Storage Modules at Hope Creek Nuclear Power Station ISFSI. U.S. Department of Energy, 59.
[7] (1996). Spent Nuclear Fuel Effective Thermal Conductivity Report. CRWMS M&O, Nevada Site, 204.
[8] Alyokhina, S., Kostikov, A. (2014) Equivalent thermal conductivity of the storage basket with spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors. Kerntechnik, 79, 6, 484-487. DOI: 10.3139/124.110443
[9] Kostikov, A. O., Matsevity, Yu.M. (2007) Obratnye soprjagennie zadachi teploperenosa. Problemy mash-inostroenija. 10, 5, 19-26.
[10]Ivankov, V., Basova, A. (2016). Calculation of cfd-thermal models of oil-cooled transformer equipment.
Electrical Engineering And Power Engineering, 2,
19-32. DOI: 10.15588/1607-6761-2016-2-3
[11]Walavalkar, A. Y., Schowalter, D. G. (2004). 3-D CFD Simulation of a ventilated concrete cask used for spent nuclear fuel storage. Proceedings of WM'04 Conference, 75-77
[12]Alyokhina, S., Goloshchapov, V., Kostikov, A., Matsevity, Yu. (2015). Simulation of thermal state of containers with spent nuclear fuel: multistage approach. International Journal of Energy Research, 39, 14, 1917-1924. DOI: 10.1002/er.3387
[13]Rudychev, V. G., Alyokhina, S. V., Goloschapov, V. N. (2013). Bezopasnost suhogo hranenija otrabotavshego jadernogo topliva. Kh.: HNU imeni V. N. Karazina, 200. (in Russian)
[14]Bergel'son, B. R., Gerasimov, A. S., Zaritskaya, T. S., Tikhomirov, G. V. (2005). Residual energy release and actinide and fission product radiotoxicities during long-term storage of high burnup spent VVER fuel. Atomic Energy, 102, 5, 364-368. DOI: 10.1007/s10512-007-0057-4
[15](2008). Otchet po analizu bezopasnosti suhogo hranilischa otrabotavshego jadernogo topliva Zapo-rozhskoj AES. Versija 3.03.1. OP «Zaporozhskaja AES», Energodar, 624. (in Russian)
[16]Chirkin V. S. (1967). Teplofizicheskie svojstva mate-rialov jaderoj tehniki. M: Atomizdat, 474
