نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
دانشکده فنی مهندسی مکانیک، دانشگاه تبریز، صندوق پستی: 14766-51666، تبریز ـ ایران
چکیده
یافتن راه حل مناسب برای دفع حرارت تولید شده از زباله‌های سوخت مصرف شده هسته‌ای، با توجه به طولانی بودن مدت نگهداری، از مسائل مهم مهندسی هسته‌ای بوده و ذخیره‌سازی این مواد در تونلهای عمیق زیرزمینی، یکی از روشهای متداول در این زمینه است. به دلیل طولانی بودن مدت نگهداری و هزینه‌های زیاد ساخت تونل، مطالعه دقیق موضوع از جهات مختلف از جمله تأثیر مقدار حرارت تولید شده در بسته‌های سوخت مصرف شده، تعداد آنها در تونل، کنترل دماهای سطح بسته‌ها و سطح زمین و روشهای انتقال حرارت در تونل ضروری است. در این مقاله با استفاده از مدل سه بعدی برای نوعی از تونل متعارف و بسته‌های سوخت مصرف شده، از روش عددی حجم محدود و از نرم‌افزار FLUENT 6.0 برای محاسبات و از نرم‌افزار GAMBIT برای شبکه‌بندی دامنه محاسباتی و از مدل K-ε برای جریان آشفته با در نظر گرفتن تشعشع حرارتی و بدون آن، استفاده شده است. در این محاسبات تأثیر پارامترهای مختلف از جمله انرژی تولید شده در هر بسته از سوخت مصرف شده هسته‌ای، سرعت هوای ورودی به تونل برای خنک کردن آن و عمق تونل در دو حالت همرفت طبیعی و اجباری بر درجه حرارت سطح بسته‌های سوخت و سطح زمین مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج تحلیل نشان می‌دهد در حالت همرفت اجباری، برای نگهداری 67 بسته از سوخت مصرف شده اورانیوم با 3.2 درصد غنا، با ابعاد مشخص و تولید انرژی 7.6 کیلووات در هر یک از آنها در ابتدای دفع، سرعت هوای ورودی لازم جهت خنک‌کاری، 0.6 متر بر ثانیه خواهد بود تا حداکثر دمای بوجود آمده در سطح بسته‌ها کمتر از حد استاندارد که 93 درجه سانتی‌گراد تعیین گردیده است، باشد.
کلیدواژه‌ها
عنوان مقاله [English]
Heat Transfer Study of High Level Nuclear Waste Stored in Deep Underground Tunnel and Its Effect on Ground Surface Temperature
نویسندگان [English]
- H Aminfar
- J Ghasemi
چکیده [English]
Storage of high-level waste and spent fuels from nuclear reactors is a main concern in the field of nuclear engineering. Generally, deep geological repository is suggested for this purpose. Heat transfer by high-level waste and spent fuels and their impacts on environment in a deep geological repository is an important subject for study. In this paper a three dimentional model for heat transfer in canisters and a deep tunnel was developed. FLUENT 6.0 with K-ε turbulence model was used to simulate the turbulent flow with and without radiation. The influence of parameters such as heat flux, air velocity, and depth of tunnel and the ground and canisters surface temperature were studied for two cases of forced and natural convection. For the air velocity of 0.6m/s with 67 canisters in the tunnel and 360kW/m2 the initial heat flux for each canister, it is shown that the surface temperature reaches its allowed maximum limit of 93oC for concrete.
کلیدواژه‌ها [English]
- Canisters
- Radiation Heat Transfer
- Repository of Nuclear Waste Package
- Spent Nuclear Fuel (SNF)
- 1. S. Moujaes and A. Bhargava, “Simulation of heat transfer around a canister placed horizontally in a drift,” Proc, Int. Conf. High Level Radioactive Waste Management, Las Vegas, Nevada, May 22-26 (1994).
- 2. G. Danko, T.A. Buscheck, J.J. Nitao, S. Saterlie, “Analysis of near-field and psychometric waste package enviroment using ventilation,” Proc. Int. Conf. High Level Radioactive Waste Management, Las Vegas, Nevada (1995).
- 3. A. Roald, W.P. Darrell, C. Yitung “Modeling convective heat transfer around a waste cask stored in the Yucca mountain repository,” The 6th ASME-JSME thermal engineering joint conference, U.S.A (2003).
- 4. C. David, Wilcox, “Turbulence modeling for CFD,” DCW industries, Inc. California (1993).
- 5. S.R. Kukatla, “Thermal transport evalutions related to waste package design,” Nevada Center for Advanced Computational Methods, University of Nevada, Las Vegas (2003).
- 6. A. Bejan, “Convection heat transfer,” John Wiley & Sons (1984).
- 7. W. Ahmeda, M. Arshada, Kh. Ghulam Qasimb, “Dry storage of spent KANUPP fuel and booster rod assemblies,” Institute for Nuclear Power, Islamabad & Karachi Nuclear Power Complex, Pakistan (2003).
- 8. U.S. Nuclear Regulatory Commission “Regulatory guid 3.54- spent fuel heat generation in an Ind spent fuel storage installation,” January (1999).
- 9. Charles W. Forsberg, “Depleted uranium dioxide as a spent-nuclear-fule waste-package particulate fill:fill behavior,” Oak Ridge National Laborator, managed by UT-Bttelle, LLC, for the U.S. Department of energy (2001).
10.J. William, Quapp, “An advanced solution for the storage, transportation and disposal of spent fuel and vitrified high level waste,” Teton Technologies Inc. paper presented at global99, September 2 (1999).
11.American Concrete Institute Standard 349, App A4, Last version (1985).
)