核電廠乏燃料池喪失冷卻事故分析之MELCOR模擬.pdf

1、乏燃料水池是乏燃料的一個臨時儲存場所，乏燃料從堆芯卸除，直到最終儲存或再處理以前，通常將其放入乏燃料水池中。一旦乏燃料水池發(fā)生熱阱失效或者冷卻劑失流，就會導(dǎo)致喪失冷卻事故，其將會使乏燃料水池中的冷卻劑升溫沸騰直到蒸干，并最終造成燃料組件裸露，致使核燃料溫度升高。一旦核燃料溫度超過閾值(約1100K)，其在水蒸氣或空氣環(huán)境下就會發(fā)生鋯氧反應(yīng)并釋放出大量氧化熱，如果沒有有效緩解措施，將最終導(dǎo)致乏燃料損毀，致使放射性裂變產(chǎn)物遷移。本文使用ME

2、LCOR1.8.6版本來模擬一座典型的沸水堆乏燃料水池。此乏燃料水池共有4408個燃料組件，其總的衰變功率為2.85MW，其中11.4％的功率由156組最新周期的乏燃料組件產(chǎn)生。
　　本文根據(jù)乏燃料水池的核燃料組件功率分布以及結(jié)構(gòu)對其進(jìn)行節(jié)點劃分，并將所研究的一座典型沸水堆乏燃料水池模擬成堆芯，以總共45個水力部件控制體、53個流道以及32個熱構(gòu)件對所研究乏燃料水池進(jìn)行建模。
　　在所建立的乏燃料水池MELCOR1.86模式

3、的基礎(chǔ)之上，本文針對所模擬乏燃料水池進(jìn)行穩(wěn)態(tài)與瞬態(tài)分析。
　　穩(wěn)態(tài)分析結(jié)果表明，乏燃料水池穩(wěn)態(tài)運行之時，其上層水溫穩(wěn)定在50攝氏度左右，同時，不同徑向圓環(huán)所含格架單元格之內(nèi)的冷卻水質(zhì)量流量也不相同，其質(zhì)量流量與該格架單元格之內(nèi)所含核燃料組件功率成正比。
　　在模擬乏燃料水池喪失冷卻事故時假設(shè)沒有恢復(fù)供水系統(tǒng)。分析結(jié)果表明，初始水位大約為燃料格架頂部以上7.5米，水位從初始水位下降到乏燃料格架頂部以下大約需要246.4個小時（

4、10.3天），乏燃料溫度上升到氧化反應(yīng)閾值溫度（1100K）約為308.9個小時（12.9天），包殼峰值溫度達(dá)到最大值2200K時間為315.2個小時（13.1天）。計算表明，氧化反應(yīng)總的氫氣產(chǎn)量可以達(dá)到4707kg。
　　同時，本文模擬了乏燃料水池噴淋模式。雖然MELCOR1.86之中的噴淋子程序包并不適用于乏燃料水池的建模，但本文在使用該子程序包之后，發(fā)現(xiàn)其仍能得到較理想結(jié)果，這主要是由于噴淋水滴與熱構(gòu)件之間不存在傳熱行為，但