核电厂乏燃料池热流与事故分析技术之建立与应用

作     者：孔然 

作者单位：上海交通大学 

学位级别：硕士

导师姓名：梁国兴

授予年度：2013年

学科分类：08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术] 

主      题：乏燃料池 RELAP5 衰变热 冷却丧失 辐射传热 洒水 

摘      要：乏燃料池作为过渡期暂时性的乏燃料储存方式，在2011年3月11日本福岛核泄漏事故后，其安全性作为新的议题引起人们广泛关注，因此需要对核电厂乏燃料池丧失事故进行细致的研究。 本文以系统程式RELAP5/MOD3为分析工具，建立核电厂乏燃料池模式，模拟全池热水流行为。模式根据退出燃料的周期来划分节点，详细分析了包含最新退出燃料的格架区域并加入辐射传热模式。按美国核管会标准审查方案附的衰变热功率计算式ABS-92计算核电厂乏燃料池中燃料产生的衰变热。 基于已建立的乏燃料池模型，模拟了乏燃料池及冷却系统正常运转下的稳态工况，以及乏燃料池冷却丧失下的瞬态工况。估算丧失冷却事故发生后燃料裸露及包壳温度升至2200°F的时间。分析了辐射传热模式、在放射性物质外泄前洒水以及细分hot channel、格架外bypass区节点数划分对燃料温度变化趋势的影响。 分析计算结果显示，模式能够模拟乏燃料池及其冷却系统正常运行下的稳态工况，建立乏燃料池内的自然对流冷却机制;事故发生后燃料裸露所需的时间为17.87天，燃料包壳温度达到2200°F的时间为19.14天;辐射传热模式将燃料包壳温度到达2200°F的时间延迟了8.97小时;NEI06-12所建议的200gpm洒水量需要8630（s2.4hour）将燃料温度由726.9°C降到100°C，如果将洒水量减至100gpm则需要远大于两倍时间的36170s（10.05hour）将燃料温度由726.9°C降到100°C;功率密度最高的区域节点划分更细时，燃料包壳温度到达2200°F的时间会提前6.3小时;格架外bypass区节点划分更细时，燃料包壳温度到达2200°F的时间会延后0.89小时。