Вестник Кольского научного центра РАН № 2, 2019 г.

В. А. Наумов, С. А. Гусак Таблица 4 Table 4 Параметры температурного режима контейнера ТУК-120 на стадии разогрева The parameters o f the temperature regime o f the container TUK-120 at the heating stage Тип реактора Reactor type Высота источника тепла, м Height of heat source, m Максимальная температура, °С Maximum temperature, °С 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 а-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. 114 http://www. naukaprint.ru/zhurnaly/vestnik/