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Thermal analysis of VWSB-IP1 at Tarapur

机译:塔拉普尔VWSB-IP1的热分析

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摘要

High Level Liquid Radioactive Waste (HLLRW) produced during reprocessing of spent fuel from nuclear reactors is encased in the canisters after vitrification. The vitrified waste has high heat generation rate due to decay heat and needs interim storage under surveillance. The waste needs to be cooled continuously until major portion of the decay heat is dissipated. Natural circulation air cooling has been considered to cool the canisters. Canisters are placed in a storage vault and cooled by induced axial flow of air with the help of stack. The capacity of storage vault for Vitrified Waste Storage Block (VWSB) Facility proposed at Integrated Plant-1, Tarapur is designed for interim storage of waste generated of 30 yrs of IP1 plant operation. Canister and concrete temperature should be within the prescribed limit. Parametric studies have been carried out for the relevant parameters such as stack and duct dimensions, plenum height etc. Details canister temperature have been obtained using CFD code CFD-ACE+. Axial and radial temperature variation in the canisters, thimble and ventilation pipe have been evaluated in a location. Effect of natural convection (in air) within the canister and between thimble and canister is also studied. It was found that canister centerline temperature reduces by 20℃.%Hochradioaktive flüssige Abfälle fallen während der Wiederaufarbeitung von Brennstäben an. Diese Abfälle müssen bei der Zwischenlagerung kontinuierlich überwacht und gekühlt werden. Dazu soll in Tarapur, Indien, ein Zwischenlager in der Nähe der Anlage Integrated Plant-1 (IP1) errichtet werden. Bei der Auslegung wird von ei- ner 30jährigen Betriebszeit der Anlage IP1 ausgegangen. Der dabei entstehende hochradioaktive flüssige Abfall soll in der sog. Vitrified Waste Storage Block Facility (VWSB) zwischengelagert und gekühlt werden. Es soll gewährleistet werden, dass die Behälter- und Strukturtemperaturen innerhalb eines vorgegebenen Limits bleiben. Dazu wird eine Umluftkühlung mit Luft vorgesehen. In diesem Beitrag werden Untersuchungen zur Berechnung der notwendigen relevanten Geometriedaten des Lagers mit Hilfe des CFD-Programms ACE+ vorgestellt.
机译:玻璃化后,将核反应堆乏燃料的后处理过程中产生的高含量液态放射性废物(HLLRW)装入罐中。玻璃化的废料由于衰减的热量而具有较高的热量产生率,需要在监视下进行临时存储。废物需要连续冷却,直到大部分的衰减热量消散为止。已经考虑使用自然循环空气冷却来冷却罐。罐放置在存储库中,并借助烟囱通过感应的轴向空气流进行冷却。塔拉普尔(Tarapur)综合工厂1提出的玻璃化废物存储块(VWSB)设施的存储库容量旨在临时存储IP1工厂运行30年产生的废物。罐和混凝土的温度应在规定的范围内。已经对相关参数进行了参数研究,例如烟囱和风管尺寸,气室高度等。使用CFD代码CFD-ACE +获得了详细的罐温度。已在一个位置评估了罐,套管和通风管中的轴向和径向温度变化。还研究了罐内以及顶针和罐之间自然对流(空气中)的影响。已发现罐中心线温度降低了20℃。%HochradioaktiveflüssigeAbfälle落在Wiederaufarbeitung vonBrennstäben上。 DieseAbfällemüssenbei der Zwischenlagerung kontinuierlichüberwacht和gekühltwerden。印度塔拉普的达祖(Dazu)病害,德安拉格(DarNäheder Anlage)一体化工厂1(IP1)errichtet werden的Zwischenlager。 Bei der Auslegung wird von einer30jährigenBetriebszeit der Anlage IP1 ausgegangen。 Der dabei entstehende hochradioaktiveflüssigeder sog的自然灾害。玻璃化废物存储块设施(VWSB)zwischengelagert和gekühltwerden。 Es sollgewährleistetwerden,Dehs dieBehälter-and Strukturtemperaturen innerhalb eines vorgegebenen限制了漂白剂。达祖·威恩(Dazu wird eineUmluftkühlungmit Luft vorgesehen)。在《 Beitrag werden Untersuchungen zur Berechnung der notwendigen》中,有关CFD计划ACE + vorgestellt的Lagers mit Hilfe的说明。

著录项

  • 来源
    《Kerntechnik》 |2013年第5期|411-421|共11页
  • 作者单位

    Reactor Safety Division Bhabha Atomic research Centre Trombay, Mumbai-40085 India;

    Reactor Safety Division Bhabha Atomic research Centre Trombay, Mumbai-40085 India;

  • 收录信息 美国《科学引文索引》(SCI);美国《工程索引》(EI);
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  • 正文语种 eng
  • 中图分类
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