Suchy przechowalnik jako metoda postępowania z wypalonym paliwem jądrowym

• Autorzy: Janczak R. , Niewiński G.
• Konferencja: 6 Konferencja. Problemy Badawcze Energetyki Cieplnej/sympozjum (VI ; 09-12.12.2003 ; Warszawa, Polska)
• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

Przedmiotem artykułu jest suchy przechowalnik paliwa. W czasie 30 letniej eksploatacji dwóch polskich reaktorów badawczych EWA i MARIA zgromadzono dużą ilość wypalonego paliwa. Ze względu na długotrwałe przechowywanie wypalonego paliwa w basenie wystąpiły ślady korozji na powierzchni aluminiowych koszulek i rozważono możliwość zaadoptowania budynku zlikwidowanego reaktora EWA na suchy przechowalnik wypalonego paliwa. W artykule przedstawiono ogólne wymagania bezpieczeństwa, podstawowe założenia konstrukcji przechowalnika oraz wyniki obliczeń maksymalnej temperatury paliwa, krytyczności i skuteczności osłon.

EN

The paper is dealing with design of spent nuclear fuel dry storage. During the 30 years of operation of two polish research reactors EVA and MARIA large amount of spent fuel has been gathered. Due to long time of fuel storage in spent fuel pool some problem of corrosion of fuel aluminium cladding has arisen and idea to adopt EVA decommisioned reactor building as dry storage has been considered. In the paper general safety requirements, basic design assumptions and results of calculations of highest fuel temperature, criticality and shield effectiveness are presented.

Słowa kluczowe

PL

przechowalniki paliwa; paliwo jądrowe

• Wydawca: Oficyna Wydawnicza Politechniki Warszawskiej
• Czasopismo: Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje
• Rocznik: 2003
• Tom: z. 23
• Strony: 117--127
• Opis fizyczny: Bibliogr. 7 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Janczak R.

• Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Warszawska

autor

Niewiński G.

• Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Warszawska

Bibliografia

• [1] T. Matysiak, Suchy przechowalnik wypalonego paliwa jądrowego w szybie betonowego bloku reaktora EWA (projekt koncepcyjny), opracowanie ORB-IEA, luty 2000
• [2] S. Chwaszczewski, Analiza postępowania z paliwem wypalonym reaktorów Ewa i Maria w aspekcie zagadnień technologicznych, prawnych i bezpieczeństwa jądrowego, IEA grudzień 1996
• [3] W. Bykowski, Analiza cieplno-przepływowa suchego przechowalnika wypalonego paliwa, raport B ORB-IEA, październik 1997
• [4] K. Andrzejewski, T. Kulikowska, Obliczenia współczynnika mnożenia paliw jądrowych w II-ej wersji suchego przechowalnika, raport IEA C-10/97, maj 1997
• [5] K. Wincel, B. Zaręba, Obliczenia Efektywnego współczynnika mnożenia neutronów dla potrzeb projektu suchego przechowalnika paliwa jądrowego, IEA, czerwiec 1999
• [6] K. Andrzejewski, T. Kulikowska, Współczynnik mnożenia neutronów w suchym przechowalniku paliwa wg Specyfikacji z listopada/grudnia 1999, raport IEA B-33/99, grudzień 1999
• [7] G. Niewiński, Suchy przechowalnik wypalonego paliwa jądrowego, konstrukcja, eksploatacja, praca magisterska Politechnika Warszawska 2002.