AP1000核電廠乏燃料水池臨界安全分析.pdf

1、AP1000作為先進的三代壓水堆，其非能動設計理念大大提高了系統(tǒng)運行的安全性和經(jīng)濟性，我國三門核電站和海陽核電站是世界首批 AP1000核電站。AP1000乏燃料采用密集貯存形式存放在相應的乏燃料水池中，因此，保證水池的臨界安全具有重要意義。本文主要使用SCALE程序對AP1000乏燃料水池進行臨界安全分析。
　　首先，對一區(qū)水池進行建模和計算，結果表明水池內水的密度越大，一定范圍內組件浸入水池深度越大，一區(qū)水池keff值也越大，

2、驗證了西屋公司相關假設條件的保守性。在此基礎上獲得考慮不確定性因素的一區(qū)水池安全keff值為0.9205，并驗證了一區(qū)水池能夠滿足臨界安全要求，且計算結果與西屋公司APP報告符合較好。
　　其次，使用SCALE程序的TRITON模塊進行燃耗計算，并利用STARBUCS模塊對二區(qū)水池進行建模和計算，將計算結果與西屋公司對比后發(fā)現(xiàn)符合較好，驗證了模型的有效性。在此基礎上建立了四個柵元模型和全二區(qū)模型，并與單個貯存格架模型進行對比，結果

3、表明前兩種模型過于保守且不利于敏感性和不確定性分析，最終選用單個貯存格架模型對二區(qū)水池進行臨界分析，并獲得二區(qū)水池安全keff值為0.93084，以該值為標準，建立了二區(qū)水池燃耗裝載曲線。
　　再次，對二區(qū)水池的兩類事故工況，事故Ⅰ為一個新燃料組件誤裝入貯存格架，事故Ⅱ為一個乏燃料組件跌落在貯存格架上方，進行計算和分析，結果表明二區(qū)水池只能滿足事故工況Ⅱ的臨界安全要求，進行改進后發(fā)現(xiàn)單純增加組件間距并沒有提高水池抵抗事故工況的能力