CC BY
71
DOI: 10.25702/KSC.2307-5228.2019.11.2.105-115 УДК 621.039.546.3
ИЗУЧЕНИЕ ЗАКОНОМЕРНОСТЕЙ ОБРАЗОВАНИЯ ИСТОЧНИКОВ ТЕПЛА В ХРАНИЛИЩАХ КОНТЕЙНЕРНОГО ТИПА ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ МАЛОЙ МОЩНОСТИ
В. А. Наумов, С. А. Гусак
ФГБУН Горный институт КНЦ РАН, Апатиты
Аннотация
Представлены результаты исследований, целью которых являлось изучение закономерностей образования остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из реакторов атомных станций малой мощности (АСММ), разрабатываемых в России и отличающихся технологией теплоносителя — водо-водяных и жидкометаллических. Установлено, что при времени выдержки ОЯТ, равной или больше продолжительности топливного цикла, образование остаточного тепловыделения определяется смесью продуктов деления и актиноидов. С увеличением времени выдержки ОЯТ вклад а-распада актиноидов в полное остаточное тепловыделение повышается.
На основе разработанной трехмерной модели одиночного контейнера ТУК-120 с ОЯТ изучены особенности формирования температурного режима контейнера при свободной конвекции на его боковой поверхности. Результаты исследований позволяют сделать вывод, что интенсивность свободно-конвективного теплообмена может обеспечить отвод остаточного тепловыделения в соответствии с нормативными требованиями по тепловой безопасности сухого хранения контейнеров с ОЯТ из реакторов АСММ различного типа. Ключевые слова:
реакторы малой мощности, отработавшее ядерное топливо, остаточное энерговыделение, продукты деления, актиноиды, контейнер ТУК-120, температурный режим, свободно-конвективный теплообмен.
STUDY OF FORMATION REGULARITIES OF HEAT SOURCES
IN THE CASK TYPE STORAGE FACILITIES FOR SPENT NUCLEAR FUEL
OF THE LOW-POWER RECTORS
Vadim A. Naumov, Sergey A. Gusak
Mining Institute of KSC RAS, Apatity, Russia
Abstract
The paper presents the results of studies, the purpose of which was to study the generation regularities of residual heat of spent nuclear fuel (SNF) from the reactors of small nuclear power plants (SNPP), which are developed in the Russia and different in coolant technology: pressurized water reactors and liquid-metal reactors. It was found that when the cooling time of SNF is equal or greater than the fuel cycle duration, the generation of residual heat is determined by the mixture of fission products and actinides. With increasing cooling time of SNF the contribution of а-decay of actinides to the total residual heat is increased.
Based on the developed 3D model of a single TUK-120 container with SNF), the features of temperature regime formation of the container with free convection on its side surface, have been studied. The results show that the intensity of free convection heat transfer can provide the residual heat removal in compliance with the regulatory requirements for thermal safety of dry storage of containers with SNF from SNPP reactors of various types.
Keywords:
low-power reactors, spent nuclear fuel, residual heat, fission products, actinides, TUK-120 container, temperature regime, free convection heat transfer.
Введение
Необходимость решения проблемы модернизации и развития энергетической инфраструктуры, которое рассматривается в качестве одной из приоритетных задач государственной политики Российской Федерации в Арктике [1], обусловливает реальные перспективы практического внедрения проектов атомных станций малой мощности для энергоснабжения удаленных территорий арктических регионов РФ. В условиях удаленности потенциальных площадок размещения АСММ от центров атомного машиностроения и объектов переработки отработавшего ядерного топлива проявляется объективная необходимость создания на станции инфраструктуры, связанной с хранением облученного топлива.
В основу государственной политики РФ в области обращения с ОЯТ положен принцип переработки облученного топлива для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. В особых случаях, связанных с большой удаленностью атомной станции, отсутствием адекватной транспортно-технологической инфраструктуры или технологии переработки отдельных видов ОЯТ, рассматривается вариант долговременного промежуточного хранения топлива с отсрочкой на будущее принятия решения об окончании топливного цикла. Примером такого варианта обращения с ОЯТ является хранилище контейнерного типа на территории ФГУП «Атомфлот» (Мурманск), предназначенное для хранения сроком до 50 лет неперерабатываемого в настоящее время уран-циркониевого топлива атомного ледокольного флота. Хранение отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) осуществляется в двухцелевых (хранение и транспортировка) контейнерах типа ТУК-120 [2].
Учитывая удаленность потенциальных площадок размещения АСММ, рассматриваемых в качестве источников энергоснабжения в труднодоступных районах российской Арктики, можно полагать, что одним из возможных вариантов обращения с ОЯТ из реакторов АСММ является сухое хранение топлива на площадке станции в течение всего срока ее эксплуатации. Концепция контейнерного хранения ОЯТ реакторов АСММ является предметом комплексных исследований по обоснованию методологии создания подземных АСММ в условиях Арктики, которые проводились лабораторией проблем освоения и рационального использования подземного пространства Горного института КНЦ РАН в рамках государственных заданий по теме 0232-2014-0027 и получили свое развитие в НИР по теме 0226-2018-0008_ГоИ. Постановка этих исследований обусловила решение комплексной научно-технической задачи, посвященной изучению различных аспектов безопасности сухого хранения ОЯТ реакторов АСММ в подземных модулях. Наряду с ядерной и радиационной безопасностью одним из основных факторов, определяющих условия эксплуатации хранилища облученного топлива, является температурный режим модуля хранения ОЯТ подземной АСММ. Изучение этого проблемного вопроса определила необходимость постановки и решения ряда научных задач, которые в обобщенном виде могут быть сформулированы следующим образом:
• анализ новаций в проектах реакторных установок АСММ, которые оказывают влияние на остаточное тепловыделение ОЯТ, в частности, влияние энерговыработки активных зон на накопление радиоактивности долгоживущих радионуклидов, которые определяют величину остаточных тепловыделений при длительном времени хранения топлива;
• оценка динамики тепловыделений ОЯТ в подземных модулях за период эксплуатации АСММ разных типов;
• изучение влияния конструктивно-компоновочных решений подземного модуля хранения ОЯТ на его тепловой режим и на тепловое состояние ограждающих конструкций.
В настоящей статье представлены результаты завершенных исследований, целью которых являлось изучение закономерностей образования источников тепла в подземных модулях хранилищ контейнерного типа и особенностей формирования температурного режима контейнера ТУК-120 для ОЯТ реакторов АСММ, разрабатываемых в России и отличающихся технологией теплоносителя: водо-водяные реакторы (АБВ, «Унитерм», РИТМ-200М) и жидкометаллические реакторы (СВБР-10 и СВБР-100).
Остаточные тепловыделения ОЯТ реакторов АСММ
Одним из ключевых вопросов в задаче изучения температурного режима хранилища ОЯТ является определение мощности остаточного энерговыделения (МОЭ), развивающейся в облученном топливе в конце кампании активной зоны реактора за счет радиоактивного распада продуктов деления (ПД) и актиноидов. Суммарная величина МОЭ продуктов деления после останова реактора является фундаментальным фактором безопасности. Для ее определения в США разработана математическая программа (стандарт) ANSI/ANS-5.1-1979 [3]. В этой программе обобщены результаты моделирования цепочек распада ПД, параметры которых были установлены экспериментально. Данная компиляция объединяет группы цепочек с примерно одинаковыми временами распада и описывает выход энергии за счет продуктов деления U, U и 239Pu в виде суммы экспонент для времен выдержки ОЯТ до 30 лет. Мощность остаточного энерговыделения зависит от эксплуатационной мощности реактора и продолжительности его работы, которые определяют энерговыработку активной зоны, а также от времени выдержки ОЯТ.
Применение стандарта ANSI/ANS-5.1-1979 для расчета остаточного энерговыделения в ОЯТ реакторов АСММ является естественным, так как для них характерны большая продолжительность кампании самого реактора и время выдержки топлива. Однако методика стандарта ANSI/ANS-5.1-1979 имеет существенные недостатки. Она не учитывает вклад в остаточное энерговыделение а-распада актиноидов, а также приближенно описывает образование долгоживущих ПД. Проверка эффективности стандарта ANS I/ANS-5.1-1979 была выполнена на примере сопоставления данных по остаточному энерговыделению в ОЯТ реактора ВВЭР-1000, полученных независимыми методами — ANSI/ANS-5.1-1979 и программа AFPA [4]. Программа AFPA детально учитывает накопление ПД и актиноидов в реакторе ВВЭР-1000 с учетом изменения изотопного состава топлива, спектра нейтронов в реакторе и его изменения в процессе топливного цикла. Результаты сравнительной оценки для ВВЭР -1000 при его трехгодичной эксплуатации и средней тепловой мощности 2588 МВт показали значительные погрешности прогнозирования МОЭ по стандарту ANS I/ANS-5.1-1979 в диапазоне 8-33 %, если дополнительно не учитывается вклад а-распада при выдержке ОЯТ от 10 до 30 лет.
Для расчета МОЭ за счет ß-распада ПД в ОЯТ реакторов АСММ был использован стандарт ANSI/ANS-5.1-1979. Дополнительный вклад в остаточное тепловыделение от а-распада актиноидов в облученном топливе реакторов АСММ рассчитывался по изотопным массовым составам ОЯТ, полученным авторами и приведенным в работе [5]. Принимался во внимание а-распад радионуклидов, которые вносят доминирующий вклад в остаточное тепловыделение ОЯТ (238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Am и 244Cm), что определяется массовым содержанием актиноидов в облученном топливе и периодом их полураспада. Величина МОЭ определялась по следующему соотношению:
Па = (ao/bo)m-Ea-exp (-т 1п2/Тш),
где Па — мощность тепловыделения, Вт; Еа — энергия а-частиц, МэВ/распад; m — масса радионуклида в активной зоне на момент окончания кампании, кг; T1/2 — период полураспада, лет; ao — удельная активность радионуклида, Бк/кг; т — время выдержки, лет; bo — коэффициент размерностей, равный 6,242 1012 МэВ/(с • Вт).
Принятые значения ядерно-физических констант приведены в табл. 1.
Таблица 1 Table 1
Ядерно-физические константы актиноидов в активных зонах реакторов АСММ, принятые в расчетах МОЭ за счет а-распада Nuclear-physical constants of actinides in the cores of SNPP reactors accepted in the calculation of residual heat due to the а-decay
Нуклид T1/2, лет Ea, МэВ/распад a0, ТБк/кг
Nuclide T1/2, years Ea, MeV/decay a0, TBq/kg
238Pu 87,7 5,59 633
239Pu 24100 5,11 2,3
240Pu 6570 5,26 8,43
241Am 432 5,64 127
244Cm 18,1 5,87 2990
В расчетах МОЭ принимались следующие значения энерговыработки (ГВтсут) активных зон реакторов АСММ, установленные на основе анализа проектных данных [5]: АБВ — 131,5; «Унитерм» — 181; РИТМ-200М — 291,7; СВБР-10 — 243; СВБР-100 — 631.
Время выдержки ОЯТ, лет
Рис. 1. Зависимость мощности остаточного энерговыделения ОЯТ из одной активной зоны реакторов «Унитерм» и СВБР-100 от времени выдержки топлива
Fig. 1. Dependence of residual heat of SNF from one core of "Uniterm" and SVBR-100 reactors on cooling time
В качестве примера результатов расчетов на рис. 1 приведена динамика изменения МОЭ облученного топлива из одной активной зоны реакторов «Унитерм» и СВБР-100 в зависимости от времени выдержки топлива с учетом и без учета a-распада актиноидов. В кратком комментарии данных рис. 1 можно отметить, что мощность остаточного энерговыделения ОЯТ из активной зоны реактора СВБР-100 значительно превосходит величину МОЭ облученного топлива реактора «Унитерм», что объясняется более высокой эксплуатационной тепловой мощностью жидкометаллического реактора. В течение первых пяти лет после останова реактора остаточное энерговыделение ОЯТ определяется в основном радиоактивным распадом продуктов деления.
В последующий период проявляется существенный вклад а-распада актиноидов в суммарную величину МОЭ, который увеличивается со временем. При времени выдержки ОЯТ в интервале от 10 до 30 лет вклад а-распада возрастает от 6 до 11 % для ОЯТ реактора СВБР, а для облученного топлива реактора «Унитерм» вклад актиноидов повышается с 16 до 28 %. Различия в относительном вкладе актиноидов обусловлены изотопным составом ОЯТ, который, наряду с энерговыработкой активных зон и временем выдержки топлива, в значительной степени определяется особенностью спектров плотности потока нейтронов, характерных для активных зон водо-водяных и жидкометаллических реакторов.
В табл. 2 приведены данные, иллюстрирующие различия в величине МОЭ топлива проектируемых реакторов АСММ и эксплуатирующихся реакторов большой мощности типа ВВЭР-1000. Приведенные данные показывают, что МОЭ одной тонны ОЯТ реакторов АСММ в 1,5-2 раза превышает аналогичный параметр для реактора ВВЭР-1000, что объясняется более глубоким (также в 1,5-2 раза) выгоранием топлива в активных зонах реакторов АСММ. Результаты сравнительной оценки свидетельствуют об актуальности изучения задачи отвода остаточных тепловыделений от ОЯТ реакторов АСММ.
Таблица 2 Table 2
Сравнение МОЭ облученного топлива реакторов коммерческой АЭС и АСММ, МВт/т U Comparison of residual heat of the irradiated fuel from reactors of the commercial NPP and SNPP, MW/t U
Реактор Reactor Время выдержки ОЯТ, лет / Cooling time, years
3 10 30
Актиноиды Actinides ПД FP Сумма Total Актиноиды Actinides ПД FP Сумма Total Актиноиды Actinides ПД FP Сумма Total
ВВЭР-1000 WWER-1000 0,26 3,64 3,90 0,25 1,10 1,35 0,26 0,60 0,86
«Унитерм» "Uniterm" 0,48 5,18 5,66 0,51 2,58 3,09 0,53 1,35 1,88
АБВ ABV 0,34 5,26 5,60 0,37 2,36 2,73 0,40 1,23 1,63
РИТМ-200 RITM-200 0,37 6,32 6,69 0,41 2,46 2,87 0,45 1,28 1,73
СВБР-100 SVBR-100 0,13 5,07 5,20 0,13 1,89 2,02 0,13 0,98 1,11
Оценки величины МОЭ топлива, загружаемого в контейнер ТУК-120, выполнялись в предположении, что после выдержки в приреакторном хранилище облученное топливо перегружается в контейнеры, которые помещаются на хранение в подземный модуль хранилища ОЯТ. При этом время выдержки ОЯТ реакторов различного типа принималось равным продолжительности соответствующего топливного цикла [5]. Исключение составляет ОЯТ реактора СВБР-100, для которого, согласно технологической схеме обращения с ОЯТ в проекте опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой этого типа [6], время выдержки в приреакторном хранилище принималось равным 21 году. Результаты оценки МОЭ в контейнерах ТУК-120 приведены в табл. 3.
Мощность остаточного энерговыделения в контейнере ТУК-120 зависит от количества размещенных в нем ОТВС и численно может быть определена по соотношению между числом ОТВС в контейнере и активной зоне (коэффициент загрузки ТУК-120). Приведенные в табл. 3 данные соответствуют варианту размещения ОТВС в контейнере в два яруса, при котором формируется наиболее высокая энергонапряженность в контейнере. Для оценки коэффициента загрузки контейнеров ТУК-120 были проведены исследования ядерной безопасности, целью которых являлось определение компоновки ОТВС в контейнере, отвечающей нормативному требованию по безопасности [7]. По результатам исследований установлено, что ядерно безопасная
загрузка ТУК-120 топливом из активных зон реакторов различного типа обеспечивается при следующем количестве ОТВС, размещаемых в контейнере: «Унитерм» — 70; АБВ — 42; РИТМ-200М — 42; СВБР-10 — 14; СВБР-100 — 14.
Таблица 3 Table 3
Остаточные тепловыделения ОЯТ активных зон и в контейнерах ТУК-120 Residual heat of the spent nuclear fuel from cores and in the TUC-120
Реактор АСММ SNPP reactor Время выдержки, лет Cooling time, years Мощность остаточного энерговыделения в активной зоне, Вт Residual heat in core, W Коэффициент загрузки ТУК-120 Load factor of TUK-120 МОЭ в ТУК-120, Вт Residual heat into TUK-120, W
Продукты деления Fission products (ANSI/ANS-5.1-1979) Актиноиды (а-распад) Actinides (а-decay) Полная МОЭ Total residual heat
«Унитерм» "Uniterm" 20,6 2700 833 3533 0,2642 933
АБВ ABV 12 2905 522 3427 0,3471 1190
РИТМ-200М RITM-200M 7 9754 1250 11004 0,2111 2323
СВБР-10 SVBR-10 19 3864 407 4271 0,5185 2215
СВБР-100 SVBR-100 21 11240 1172 12412 0,2295 2849
Как видно из табл. 3, величина МОЭ в контейнере ТУК-120 варьирует в широком интервале значений от 930 до 2850 Вт. Наибольшее значение относится к реактору СВБР-100, что объясняется, как отмечалось ранее, наиболее высокой эксплуатационной мощностью реактора.
Температурный режим контейнеров ТУК-120
Величина МОЭ в упаковках с топливом определяет интенсивность источников тепла в хранилище ОЯТ контейнерного типа и оказывает основное влияние на процессы гидродинамики и теплообмена в помещении хранилища для ОЯТ реакторов различного типа. В качестве первого этапа исследования этих процессов в работе рассмотрена задача по оценке особенностей формирования температурного режима контейнера в условиях свободно-конвективного теплообмена на его боковой поверхности.
Температуры материалов контейнера ТУК-120 могут быть определены из решения нестационарной задачи о разогреве контейнера после загрузки его тепловыделяющими сборками. Решение этой задачи требует изучения теплообмена между контейнером и окружающей его средой (воздух) на внешних границах контейнера. Граничный теплообмен является сложной функцией гидродинамики течения воздуха, формирующегося при разогреве контейнера. Так, например, в работе японских авторов [8] рассмотрены экспериментально-теоретические исследования, в которых детально изучена теплогидравлика в хранилище контейнерного типа. В экспериментальной модели хранилища 24 контейнера диаметром 500 мм с единичным тепловыделением 20 кВт размещались в 6 рядов по квадратной решетке с шагом 800 мм. По результатам экспериментальных исследований, в частности, было определено увеличение теплоотдачи за счет вынужденной конвекции, которая обусловлена действием выталкивающей силы из выхлопной трубы только для части контейнеров, расположенных наиболее близко ко входу воздуха. Для контейнеров дальних рядов, где наблюдаются застойные зоны, теплообмен осуществляется за счет свободной конвекции.
Для оценки эффективности свободной конвекции в процессе отвода тепла применительно к контейнерному хранилищу ОЯТ рассматриваемых реакторов АСММ были выполнены расчетные исследования в модели одиночного контейнера с использованием математической программы ББМ, разработанной в Горном институте КНЦ РАН. Эта программа позволяет реализовать численное решение уравнения нестационарной теплопроводности в трехмерной постановке.
\ * • . ^
.<• »'.•'•'Л - • f. • . • -- ■ ■___• '_' '■
2
3
5
6
4
1
Рис. 2. Схематический вид модели контейнера ТУК-120: 1 — корпус контейнера; 2 — стальные крышки; 3 — прокладка; 4 — зона чехлов с ОТВС;
5 — зона чехлов без ОТВС; 6 — стальные диафрагмы
Fig. 2. Schematic view of the container model of TUK-120: 1 — container body; 2 — steel lids; 3 — gasket; 4 — area of cases with fuel;
5 — area of cases without fuel; 6 — steel diaphragms
Контейнер ТУК-120 разработан на базе металлобетонного контейнера ТУК-108/1, который был модернизирован для двухъярусного размещения ОТВС. Одной из основных особенностей этих контейнеров является конструкция корпуса диаметром примерно 1,6 м. Корпус контейнера толщиной 421 мм выполнен из трех концентричных стальных оболочек, пространство между которыми заполнено металлическим армокаркасом и залито особо прочным сверхтяжелым бетоном [9]. В схематическом виде модель контейнера ТУК-120, которая использована теплофизических расчетах, представлена на рис. 2. Эти расчеты проводились на основе модельного представления, в соответствии с которым контейнер установлен на основании горной выработки, моделируемом слоем гранита толщиной 50 м с граничным условием первого рода (начальная температура породы 7 °С) на его нижней поверхности.
Основные элементы алгоритма программы FFM для расчета процесса теплопередачи в конструктивных элементах контейнера ТУК-120, а также теплообмена излучением между поверхностью контейнера и поверхностью подземного хранилища ОЯТ достаточно подробно рассмотрены в работе авторов [10].
На первом этапе исследований свободной конвекции на боковой поверхности контейнера была выполнена оценка коэффициентов теплоотдачи при ламинарном и турбулентном режимах движения охлаждающей среды (воздуха). Целевым назначением этой задачи являлась оценка
протяженности зоны ламинарного режима по высоте контейнера и определение средней по высоте величины коэффициента теплоотдачи при постоянной плотности теплового потока. При этом принято допущение, что воздух поступает в пространство между контейнерами снизу при равномерном распределении по всей площади хранения с постоянной температурой ¿0. Результаты оценочных расчетов, в частности, показали, что для наиболее энергонапряженных контейнеров с ОЯТ реакторов РИТМ-200М и СВБР-100 характерны незначительные различия между величиной коэффициента теплоотдачи в области турбулентной свободной конвекции и среднего по высоте контейнера. При этом область ламинарного движения распространяется практически только в пределах днища контейнера, толщина которого в модельном представлении контейнера составляет 0,42 м.
С учетом этих данных в расчетах теплового состояния контейнера в трехмерной постановке в алгоритме программы FFM были использованы критериальные соотношения для турбулентного режима движения, рекомендованные на основе анализа теоретических и экспериментальных исследований [11]. Величина коэффициента теплоотдачи определялась в итерационном цикле по средней по площади боковой поверхности контейнера температуре ^ с учетом зависимости теплофизических свойств воздуха при температуре Т = ^ + ¿0)/2.
Для сухого хранилища ОЯТ, наряду с общими требованиями ко всем типам хранилищ ОЯТ, предъявляется требование обеспечения безопасного температурного режима хранения топлива. Согласно нормативным требованиям, в условиях нормальной эксплуатации температура оболочек твэлов не должна превышать 350 °С для топлива реакторов водо-водяного типа и 430 °С для твэлов реакторов, охлаждаемых свинцово-висмутовой эвтектикой [6, 12]. При этом температура на любой легкодоступной наружной поверхности контейнера не должна превышать 85 °С. Поэтому главной задачей в оценке теплового состояния контейнера ТУК-120 считалось определение максимальных температур в зоне размещения ОТВС и поверхности контейнера ТУК-120 с топливом из реакторов различного типа.
Некоторые результаты математического моделирования теплового режима контейнеров при температуре поступающего воздуха 20 °С приведены на рис. 3 и 4.
Рис. 3. Относительное распределение плотности теплового потока по высоте боковой поверхности контейнера в наиболее разогретой области (вдоль центральной оси модели)
Fig. 3. Relative distribution of heat flux density over the height of lateral surface of container in the most heated area (along the central axis of the model)
Рис. 4. Динамика изменения максимальной температуры в зоне размещения ОТВС Fig. 4. Dynamics of change of maximum temperature in the area of fuel placement
Рис. 3 иллюстрирует влияние высоты источника тепла (высота топливной части в чехлах с ОЯТ) на распределение теплового потока на боковой поверхности контейнеров с ОЯТ реакторов РИТМ-200М (высота источника тепла 3,3 м) и СВБР-100 (1,8 м) на время, при котором достигается максимальная температура на боковой поверхности.
Флуктуации теплового потока в верхней части контейнера обусловлены влиянием теплофизических свойств стальных крышек и прокладки между ними. Указанная особенность находит свое отражение и в формировании температурного поля на поверхности контейнера.
На рис. 4 приведены расчетные данные по динамике изменения максимальной температуры в зоне размещения ОТВС из реакторов «Унитерм», РИТМ-200М и СВБР-100.
Данные, приведенные на рис. 4, наглядно иллюстрируют два интервала во времени, отличающихся динамикой температурного режима контейнера ТУК-120. Первый интервал продолжительностью 5-10 суток характеризуется значительным повышением температуры, которое обусловлено разогревом материалов при относительно слабой интенсивности конвективного теплообмена на поверхности контейнера. В последующий период времени прогнозируется значительное снижение скорости разогрева, которое обусловлено повышением интенсивности отвода тепла за счет свободной конвекции в результате постепенного нагрева поверхности контейнера. Динамика температуры на поверхности контейнера в полной мере соответствует указанной особенности температурного режима с некоторым сдвигом во времени (примерно на 5 суток), который связан с процессом разогрева материалов и теплопередачи в конструктивных элементах контейнера.
В обобщенном виде результаты оценки параметров температурного режима контейнеров с ОЯТ приведены в табл. 4, в которой также представлена данные о коэффициенте теплоотдачи на поверхности контейнера, соответствующие его квазистационарному тепловому состоянию.
Из данных, приведенных в табл. 4, видно, что параметры теплового состояния контейнера ТУК-120 с ОЯТ рассматриваемых реакторов малой мощности находятся в пределах нормативных требований по тепловой безопасности при сухом хранении облученного топлива в хранилище контейнерного типа. Можно отметить, что для контейнера с ОЯТ реактора СВБР-100 при времени выдержки топлива 21 год в условиях свободно-конвективного теплообмена прогнозируется практически предельно допустимая температура на его поверхности. Полученные данные показывают, что для сухого хранения ОЯТ реактора СВБР-100 более оптимальным будет использование контейнера ТУК-108/1, который предназначен для одноярусного размещения ОТВС и который, соответственно, будет характеризоваться меньшей энергонапряженностью.
Таблица 4 Table 4
Параметры температурного режима контейнера ТУК-120 на стадии разогрева The parameters of the temperature regime of the container TUK-120 at the heating stage
Тип реактора Reactor type Высота источника тепла, м Height of heat source, m Максимальная температура, °C Maximum temperature, °C Продолжительность стадии разогрева контейнера, сут Duration of heating stage of the container, days
в зоне размещения ОТВС in the area of fuel на боковой поверхности контейнера (коэффициент теплоотдачи, Вт/(м2К)) on the surface of container (heat transfer coefficient, W/(m2-K))
«Унитерм» "Uniterm" 2,2 66,8 41,0 (2,97) 100
АБВ ABV 2,6 83,4 47,6 (3,34) 70
РИТМ-200М RITM-200M 3,3 102,3 56,5 (3,76) 65
СВБР-10 SVBR-10 1,8 145,9 69,7 (3,75) 80
СВБР-100 SVBR-100 1,8 185,7 84,5 (4,03) 75
Заключение
Результаты расчетных исследований остаточных тепловыделений ОЯТ реакторов малой мощности позволили установить основные закономерности формирования мощности источников тепла, развивающейся в облученном топливе после останова ядерного реактора. Установлено, что при выдержке ОЯТ, равной или больше продолжительности топливного цикла, характерной для активных зон реакторов АСММ, формирование источников тепла определяется смесью продуктов деления и актиноидов. По мере увеличения времени выдержки ОЯТ повышается вклад a-распада актиноидов в суммарную величину МОЭ. Установленные различия в относительном вкладе актиноидов в суммарную величину остаточного энерговыделения ОЯТ реакторов различного типа обусловлены изотопным составом топлива, который, наряду с энерговыработкой активных зон и временем выдержки топлива, в значительной степени определяется особенностью спектра плотности потока нейтронов, характерного для водо-водяных и жидкометаллических реакторов.
На основе разработанной трехмерной модели одиночного контейнера ТУК-120 с ОЯТ реакторов малой мощности изучены особенности формирования температурного режима контейнера в условиях свободной конвекции на его боковой поверхности. Результаты выполненных исследований позволяют сделать предварительный вывод о том, что интенсивность свободно-конвективного теплообмена может обеспечить отвод остаточных тепловыделений при соблюдении нормативных требований по тепловой безопасности сухого хранения контейнеров с ОЯТ из реакторов АСММ различного типа, рассмотренных в настоящей работе.
ЛИТЕРАТУРА
1. Стратегия развития Арктической зоны Российской Федерации и обеспечения национальной безопасности на период до 2020 года: утв. Президентом РФ 8 февр. 2013 г. № Пр-232. URL: http: // government.ru/news/432/ (дата обращения: 15.01.2015). 2. Об утверждении заключения государственной экологической экспертизы проекта «Реконструкция здания 5 на ФГУП «Атомфлот» под хранилище контейнерного типа для хранения (до 50 лет) неперерабатываемого отработавшего ядерного топлива атомного ледокольного флота»: приказ от 28 февраля 2005 г. № 118. / Федер. служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. URL: docs.cntd.ru/document/901950066 (дата обращения: 21.02.2019). 3. American National Standard for Decay Heat Power in Light Water Reactors. ANSI/ANS-5.1-1979. La Grand Park / American Nuclear Society. Illinois, 1979. 50 p. 4. Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива: справочник / В. М. Колобашкин [и др.] М.: Энергоатомиздат, 1983. 382 с. 5. Наумов В. А., Гусак С. А., Наумов А. В. Атомные станции малой мощности для энергоснабжения арктических регионов: оценка радиоактивности отработавшего ядерного топлива // Изв. вузов.
Ядерная энергетика. 2018. № 1. С. 75-86. 6. Оценка воздействия на окружающую среду при сооружении опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем в Ульяновской области. Кн. 1. URL: http://akmeengineering.com/assets/files/OVOS/OVOS_soo_kn1.pdf (дата обращения: 20.03.2017). 7. Исследования по обоснованию методологии создания подземных комплексов для размещения атомных станций малой мощности в условиях Арктики / Н. Н. Мельников [и др.] // Арктика: экология и экономика. 2018. № 3 (31). С. 123-136. 8. Heat removal study for a new type cask storage facility / H. Takeda [et al.]. URL: http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/ 33/015/3015263.pdf (дата обращения: 24.06.2018). 9. Гуськов В. А., Долбенков В. Г. Создание, промышленное освоение и введение в эксплуатацию российских двухцелевых транспортно-упаковочных комплектов для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива // Ядерная и радиационная безопасность России: сб. тр. М., 2009. Вып. 6. С. 109-122. URL: http://www.fcp-radbez.ru/images/stories/FCP/materiali/sbornik_6.pdf (дата обращения: 21.01.2019). 10. Научные и инженерные аспекты безопасного хранения и захоронения радиационно опасных материалов на Европейском Севере России / Н. Н. Мельников [др.]. Апатиты: КНЦ РАН, 2010. 305 с. 11. Попов И. А. Гидродинамика и теплообмен внешних и внутренних свободноконвективных вертикальных течений с интенсификацией. Интенсификация теплообмена / под общ. ред. Ю. Ф. Гортышева. Казань, 2007. 326 с. URL: http://elibrary.ru/download/elibrary_25451497_98141610.pdf (дата обращения: 19.05.2018). 12. Кудрявцов А. В., Овсянников Е. А. Расчетно-экспериментальное определение температурного состояния элементов транспортного упаковочного контейнера с отработавшим топливом // Атомная энергия. 2006. Т. 100, вып. 6. С. 428-431.
Сведения об авторах
Наумов Вадим Алексеевич — кандидат физико-математических наук, доцент, ведущий научный сотрудник Горного института КНЦ РАН E-mail: naumovva@goi.kolasc.net.ru
Гусак Сергей Андреевич — кандидат технических наук, доцент, ведущий научный сотрудник Горного института КНЦ РАН E-mail: gusnat52@mail.ru
Author Affiliation
Vadim A. Naumov — PhD (Physics & Mathematics), Associate Professor, Leading Researcher of the Mining
Institute of KSC RAS
E-mail: naumovva@goi.kolasc.net.ru
Sergey A. Gusak — PhD (Engineering), Associate Professor, Leading Researcher of the Mining Institute of KSC RAS
E-mail: gusnat52@mail.ru Библиографическое описание статьи
Наумов, В. А. Изучение закономерностей образования источников тепла в хранилищах контейнерного типа для отработавшего ядерного топлива реакторов малой мощности / В. А. Наумов, С. А. Гусак // Вестник Кольского научного центра РАН. — 2019. — № 2. (11). — С. 105-115.
Reference
Naumov Vadim A., Gusak Sergey A. Study of Formation Regularities of Heat Sources in the Cask Type Storage Facilities for Spent Nuclear Fuel of the Low-Power Rectors. Herald of the Kola Science Centre of RAS, 2019, vol. 2 (11), pp. 105-115. (In Russ.).
