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与在具有热工程回填的隧道中对大型废核燃料罐进行地质处置相关的热管理
通过热-水-力学 (THM) 耦合数值建模，研究了大型两用罐 (DPC) 中乏核燃料 (SNF) 地质处置的热管理。DPC 是专为 SNF 储存和运输而设计的容器，如果确定可用于永久地质处置，则可以提供具有成本效益的处置解决方案。然而，直接处置 DPC 的挑战之一是热管理，以避免工程屏障系统 (EBS) 过热，包括用作保护性缓冲器的膨润土回填料。模型模拟表明，使用经过热工程设计以实现高导热性的回填料可以将 EBS 温度降低到可接受的水平，以便在回填料隧道中处置大型废料罐。另一方面，使用高导热回填料不会降低处置库关闭几千年后可能出现的远场岩石峰值温度。这种较长期的母岩峰值温度会产生热孔隙弹性应力和地质力学变化，在储存库的热管理和设计中必须考虑到这些变化。
与在具有热工程回填的隧道中对大型废核燃料罐进行地质处置相关的热管理
通过热-水-力学 (THM) 耦合数值建模，研究了大型两用罐 (DPC) 中乏核燃料 (SNF) 地质处置的热管理。DPC 是专为 SNF 储存和运输而设计的容器，如果确定其可用于永久地质处置，则可以提供一种具有成本效益的处置解决方案。然而，直接处置 DPC 的挑战之一是热管理，以避免工程屏障系统 (EBS) 过热，包括用作保护性缓冲器的膨润土回填料。模型模拟表明，使用经过热工程设计以实现高导热性的回填料可以将 EBS 温度降低到可接受的水平，以便在回填料隧道中处置大型废料罐。另一方面，使用高导热回填料不会降低处置库关闭几千年后可能出现的远场岩石峰值温度。这种较长期的母岩峰值温度会产生热孔隙弹性应力和地质力学变化，在处置库的热管理和设计中必须考虑到这些变化。
标准化 DOE 乏核燃料罐和...
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最终安全分析报告，“标准化 NUHOMS® 辐照核燃料水平模块化储存系统”，第 1 卷（共 4 卷）。
本最终安全分析报告（编号 NUH-003，修订版 8，NRC 档案编号 72-1004）为标准化 NUHOMS® 轻水反应堆废核燃料组件储存系统提供了通用安全分析。该系统可在被动式独立废燃料储存设施 (ISFSI) 中安全地干燥储存废燃料，完全符合 IOCFR72 和 ANSI 57.9 的要求。相关的 NUHOMS®-24P 专题报告（编号 NUH-002，修订版 IA，NRC 项目编号 M-49）于 1989 年 4 月 21 日获得美国核管理委员会批准。原始 NUHOMS'-07P 专题报告（编号 NUH-001，修订版 IA，NRC 项目编号 M-39）于 1986 年 3 月 28 日获得美国核管理委员会批准。