Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety

The calculation of the evolutionary power reactor (EPR) spent fuel (SF) cooling period (CP) was performed. The CP was determined by comparing the heat load of a cask with the calculated value of EPR decay heat (DH). The EPR DH was calculated by the ORIGEN computer code based on the EPR parameters. F...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2016
Автори:	Youssef, M.I., Sultan, G.F., Morsi, H.F.
Формат:	Стаття
Мова:	English
Опубліковано:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2016
Назва видання:	Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129800
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety / M.I. Youssef, G.F. Sultan, H.F. Morsi // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 17-21. — Бібліогр.: 16 назв. — англ.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-129800
record_format	dspace
fulltext
spelling	irk-123456789-1298002018-01-30T03:03:25Z Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F. The calculation of the evolutionary power reactor (EPR) spent fuel (SF) cooling period (CP) was performed. The CP was determined by comparing the heat load of a cask with the calculated value of EPR decay heat (DH). The EPR DH was calculated by the ORIGEN computer code based on the EPR parameters. For conservatively study, the EPR and ORIGEN parameters that lead to higher DH values were selected and safety margins were considered. The fitting tool was utilized in the calculation of CP to overcome the ORIGEN limitation. The resultant values of CP will maintain the peak cladding temperature (PCT) of SF lower than 400°C during storage, transport, and disposal. The results show that -for normal operation- the SF of EPR should stay in the pool at least 4.75 years before it is loaded to the passively cooled dry casks. Выполнен расчет периода охлаждения отработавшего ядерного топлива эволюционного(европейского) энергетического реактора (ЭЭР). Период охлаждения определялся путем сравнения термической нагрузки на контейнер с вычисленным значением остаточного энерговыделения ЭЭР. Остаточное энерговыделение ЭЭР рассчитано с применением компьютерного кода ORIGEN на основании параметров ЭЭР. Для консервативного анализа выбраны такие параметры ЭЭР и ORIGEN, которые приводят к более высоким значениям остаточного энерговыделения, а также обеспечивают необходимые запасы безопасности. При расчете периода охлаждения применялась методика корректировки для преодоления ограничения кода ORIGEN. Полученные значения периода охлаждения обеспечат поддержание максимальной температуры оболочек твэлов отработавшего топлива на уровне ниже 400 °C при хранении, транспортировке и захоронении. Результаты показали, что для нормальной эксплуатации отработавшее топливо ЭЭР должно оставаться в бассейне выдержки как минимум 4,75 года перед загрузкой в контейнеры сухого хранения с пассивным охлаждением. Розраховано період охолодження відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) еволюційного (європейського) енергетичного реактора (ЕЕР). Період охолодження визначався порівнянням термічного навантаження на контейнер зберігання з обчисленим за допомогою комп’ютерного коду ORIGEN на основі параметрів ЕЕР значенням остаточного енерговиділення ЕЕР. Для консервативного аналізу обрано такі параметри ЕЕР та ORIGEN, що призводять до більш високих значень остаточного енерговиділення, а також забезпечують потрібні запаси безпеки. У розрахунку застосовано методику коригування для подолання обмеження коду ORIGEN. Отримані значення періоду охолодження забезпечать підтримку максимальної температури оболонок твелів ВЯП на рівні нижчому, ніж 400 °C, протягом зберігання, транспортування та захоронення. Результати показали, що ВЯП для нормальної експлуатації має залишатись у басейні витримки принаймні 4,75 року перед завантаженням у контейнери сухого зберігання з пасивним охолодженням. 2016 Article Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety / M.I. Youssef, G.F. Sultan, H.F. Morsi // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 17-21. — Бібліогр.: 16 назв. — англ. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129800 621.039.58:621.039.7 en Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	English
description	The calculation of the evolutionary power reactor (EPR) spent fuel (SF) cooling period (CP) was performed. The CP was determined by comparing the heat load of a cask with the calculated value of EPR decay heat (DH). The EPR DH was calculated by the ORIGEN computer code based on the EPR parameters. For conservatively study, the EPR and ORIGEN parameters that lead to higher DH values were selected and safety margins were considered. The fitting tool was utilized in the calculation of CP to overcome the ORIGEN limitation. The resultant values of CP will maintain the peak cladding temperature (PCT) of SF lower than 400°C during storage, transport, and disposal. The results show that -for normal operation- the SF of EPR should stay in the pool at least 4.75 years before it is loaded to the passively cooled dry casks.
format	Article
author	Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F.
spellingShingle	Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F. Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Youssef, M.I. Sultan, G.F. Morsi, H.F.
author_sort	Youssef, M.I.
title	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
title_short	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
title_full	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
title_fullStr	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
title_full_unstemmed	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety
title_sort	cooling period calculation of evolutionary power reactor spent fuel for dry management safety
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2016
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129800
citation_txt	Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety / M.I. Youssef, G.F. Sultan, H.F. Morsi // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 17-21. — Бібліогр.: 16 назв. — англ.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT youssefmi coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety AT sultangf coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety AT morsihf coolingperiodcalculationofevolutionarypowerreactorspentfuelfordrymanagementsafety
first_indexed	2025-07-09T12:11:54Z
last_indexed	2025-07-09T12:11:54Z
_version_	1837171333132189696

Cooling Period Calculation of Evolutionary Power Reactor Spent Fuel for Dry Management Safety

Репозитарії

Схожі ресурси