核電廠乏燃料池?zé)崃髋c事故分析技術(shù)之建立與應(yīng)用.pdf

1、乏燃料池作為過渡期暫時(shí)性的乏燃料儲(chǔ)存方式,在2011年3月11日本福島核泄漏事故后,其安全性作為新的議題引起人們廣泛關(guān)注,因此需要對(duì)核電廠乏燃料池喪失事故進(jìn)行細(xì)致的研究。
　　本文以系統(tǒng)程式RELAP5/MOD3為分析工具,建立核電廠乏燃料池模式,模擬全池?zé)崴餍袨?。模式根?jù)退出燃料的周期來劃分節(jié)點(diǎn),詳細(xì)分析了包含最新退出燃料的格架區(qū)域并加入輻射傳熱模式。按美國(guó)核管會(huì)標(biāo)準(zhǔn)審查方案附的衰變熱功率計(jì)算式ABS-92計(jì)算核電廠乏燃料池中

2、燃料產(chǎn)生的衰變熱。
　　基于已建立的乏燃料池模型,模擬了乏燃料池及冷卻系統(tǒng)正常運(yùn)轉(zhuǎn)下的穩(wěn)態(tài)工況,以及乏燃料池冷卻喪失下的瞬態(tài)工況。估算喪失冷卻事故發(fā)生后燃料裸露及包殼溫度升至2200°F的時(shí)間。分析了輻射傳熱模式、在放射性物質(zhì)外泄前灑水以及細(xì)分hot channel、格架外bypass區(qū)節(jié)點(diǎn)數(shù)劃分對(duì)燃料溫度變化趨勢(shì)的影響。
　　分析計(jì)算結(jié)果顯示,模式能夠模擬乏燃料池及其冷卻系統(tǒng)正常運(yùn)行下的穩(wěn)態(tài)工況,建立乏燃料池內(nèi)的自然對(duì)流冷

3、卻機(jī)制;事故發(fā)生后燃料裸露所需的時(shí)間為17.87天,燃料包殼溫度達(dá)到2200°F的時(shí)間為19.14天;輻射傳熱模式將燃料包殼溫度到達(dá)2200°F的時(shí)間延遲了8.97小時(shí);NEI06-12所建議的200gpm灑水量需要8630s(2.4hour)將燃料溫度由726.9℃降到100℃,如果將灑水量減至100gpm則需要遠(yuǎn)大于兩倍時(shí)間的36170s(10.05hour)將燃料溫度由726.9℃降到100℃;功率密度最高的區(qū)域節(jié)點(diǎn)劃分更細(xì)時(shí),燃