Обгрунтовано безпеку експлуатації сухого сховища відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів ВВЕР-1000 Запорізької АЕС шляхом проведення чисельних досліджень теплових процесів в контейнері сухого зберігання. Здійснено математичне моделювання, чисельне розв'язання прямих спряжених та обернених задач теплообміну. Отримані розподіл температур та коефіцієнтів тепловіддачі на поверхнях направляючих труб в корзині зберігання відпрацьованих паливних збірок енергетичних реакторів ВВЕР-1000 Запорізької АЕС. Із застосуванням ітеративної методики моделювання теплових процесів отримані детальні поля температур відпрацьованих паливних збірок в корзині зберігання. Визначені максимальні температури в кожній з відпрацьованих збірок та ідентифіковані місця розташування найбільш гарячих твелів. Вперше із застосуванням ітеративної методики моделювання теплових процесів при сухому зберіганні відпрацьованого ядерного палива отримано детальну інформацію про теплові процеси в середині корзини з відпрацьованим паливом в нормальних умовах експлуатації. Підтверджено безпеку зберігання відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР 1000 у сухому сховищі Запорізької АЕС. Отримані результати доцільні для використання при створенні науково-методологічних основ безпеки сухого зберігання відпрацьованого палива енергетичних реакторів, а також корисні при розробці та впровадженні конструктивних та технологічних рішень стосовно створення або модернізації обладнання зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів.

  Повний текст PDF - 2.141 Mb    Зміст випуску     Цитування публікації

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"