Мета роботи. Оцінка теплового режиму виїмної частини транспортного контейнера залежно від залишкового тепловиділення, зумовленого тривалістю попереднього витримування тепловиділяючих збірок у басейнах витримки.
Методи дослідження. Математичне моделювання, чисельне розв’язання диференційних рівнянь задач теплообміну.
Отримані результати. Отримано розподіл температур в корзині зберігання тепловиділяючих збірок, що відпрацювали, реакторів ВВЕР-1000 транспортного контейнеру. Із застосуванням ітеративної методики моделювання теплових процесів отримані детальні поля температур. Визначені максимальні температури в кожній зоні в залежності від радіусу.
Наукова новизна. 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.
Практична цінність. Підтверджено безпеку зберігання відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР- 1000 у транспортному контейнері. Отримані результати доцільні для використання при розробці та впровадженні конструктивних та технологічних рішень стосовно створення або модернізації обладнання зберігання відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів.
The goal of the work. Evaluation of the thermal regime of the removable part of the transport container depending on the residual heat generation caused by the duration of the previous exposure of the heat-emitting assemblies in the exposure pools.
Research methods. Mathematical modeling, numerical solution of differential equations of heat transfer problems.
The results obtained. The temperature distribution in the storage basket of spent heat-releasing assemblies of WWER-1000 reactors of the transport container was obtained. Using the iterative method of modeling thermal processes, detailed temperature fields were obtained. The maximum temperatures in each zone are determined depending on the radius.
Scientific novelty. Using the iterative method of modeling thermal processes during dry storage of spent nuclear fuel, detailed information on thermal processes in the middle of the basket with spent fuel under normal operating conditions was obtained.
Practical value. The safety of storage of spent nuclear fuel of WWER-1000 reactors in a transport container has been confirmed. The obtained results are appropriate for use in the development and implementation of constructive and technological solutions regarding the creation or modernization of equipment for the storage of spent nuclear fuel of power reactors.
