經(jīng)反應(yīng)堆輻射后卸出的燃料稱為乏燃料,當(dāng)核反應(yīng)堆停堆運(yùn)行的時(shí)候,鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)也隨之停止,然而由于衰變產(chǎn)物的繼續(xù)衰變,乏燃料仍然會(huì)放出大量的熱量。從核反應(yīng)堆中移除的乏核燃料通常會(huì)儲(chǔ)存在裝滿水的乏核燃料池中,必須儲(chǔ)存一段時(shí)間待余熱降到一定程度后再進(jìn)行操作及處理。目前被廣泛采用的方法是用水池濕式儲(chǔ)存方法,從反應(yīng)堆卸下乏燃料暫時(shí)儲(chǔ)存在乏燃料水池中,因此每座核電站都會(huì)有自己的乏燃料水池。水池中裝有冷卻系統(tǒng),用以帶出乏燃料的衰變熱。2011年3月發(fā)生的日本福島核電站4號(hào)機(jī)組乏燃料水池補(bǔ)水系統(tǒng)失效,導(dǎo)致乏燃料水池長時(shí)間失去循環(huán)冷卻水,池水在乏燃料組件的加熱下出現(xiàn)了沸騰及水位下降現(xiàn)象,因此新的核電站安全設(shè)計(jì)理念中對(duì)乏燃料水池在超基準(zhǔn)事故中失水工況下會(huì)導(dǎo)致的事故類型進(jìn)行評(píng)價(jià)和分析重新得到重視。本文針對(duì)核電站乏燃料池在事故失水工況條件下,對(duì)可能出現(xiàn)的事故工況,如升溫、沸騰、蒸干的現(xiàn)象,以及隨著燃料棒溫度的進(jìn)一步升高可能出現(xiàn)的包殼管氧化、發(fā)生鋯水反應(yīng)、鋯包殼直接氧化著火等情況進(jìn)行分析研究。針對(duì)上述工況設(shè)計(jì)研制出了模擬乏池失水工況試驗(yàn)臺(tái)架,并根據(jù)分析出的事故類型,設(shè)計(jì)出了模擬臺(tái)架試驗(yàn)和乏包殼性能試驗(yàn)內(nèi)容;分析了乏燃料水池失冷條件下熱工水力模擬試驗(yàn)臺(tái)架研制與試驗(yàn)總體方案,試驗(yàn)臺(tái)架設(shè)計(jì)時(shí)考慮的設(shè)計(jì)原則,對(duì)其中主要研究內(nèi)容及關(guān)鍵技術(shù)問題進(jìn)行了分析和解決。通過對(duì)熱工水力模擬試驗(yàn)臺(tái)架的實(shí)物模型進(jìn)行了研制和優(yōu)化,以及采用未輻照的包殼材料進(jìn)行一定的預(yù)處理來模擬乏燃料包殼的方法,制取了乏燃料包殼性能試驗(yàn)所需試樣和工裝,滿足乏燃料實(shí)驗(yàn)性能要求所需包殼。通過臺(tái)架模擬試驗(yàn)和模擬乏包殼的制取與試驗(yàn),取得熱工水力數(shù)據(jù)和預(yù)制乏包殼及獲取乏燃料包殼失冷蒸干裸露、快速失水裸露以及重新獲得冷卻工況下的行為數(shù)據(jù)。最后,通過對(duì)乏池事故工況下問題的分析,論證設(shè)計(jì)并研制完成了滿足各項(xiàng)性能參數(shù)滿足試驗(yàn)要求模擬試驗(yàn)臺(tái)架,運(yùn)用模擬試驗(yàn)臺(tái)架開展了熱工水力試驗(yàn),開展了一系列的模擬試驗(yàn),取得了相關(guān)試驗(yàn)數(shù)據(jù)和結(jié)果,取得熱工水力試驗(yàn)數(shù)據(jù)和乏包殼性能試驗(yàn)數(shù)據(jù)。取得了部分創(chuàng)新性成果,完成了報(bào)告研究的內(nèi)容。
【學(xué)位單位】：湖南大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位年份】：2017
【中圖分類】：TM623.2
【部分圖文】：

現(xiàn)了沸騰及水位下降現(xiàn)象。這一事件表明，乏燃料水池發(fā)生失冷事故導(dǎo)致包殼溫甚至破裂的可能性是存在的，事故后各國核安全當(dāng)局均大幅提高了對(duì)核電站全性能的要求，對(duì)存量核電站增加了安全性評(píng)估，其中針對(duì)乏燃料水池事故工下的研究重新得到重視，新的核電站安全設(shè)計(jì)理念中對(duì)乏燃料水池在超基準(zhǔn)事中失水工況下會(huì)導(dǎo)致的事故類型進(jìn)行評(píng)價(jià)和分析得到關(guān)注。1.2 乏燃料和乏燃料池介紹核燃料在反應(yīng)堆中使用時(shí)，由于易裂變核素的消耗、裂變產(chǎn)物及重核素的成，引起燃料反應(yīng)性的變化，最終使反應(yīng)堆不再能維持臨界，因此核燃料使用一定程度必須更換。經(jīng)反應(yīng)堆輻射后卸出的燃料也稱為乏燃料。它含有大量未完的可增殖材料 238U 或 232Th，未燒完的和新生成的易裂變材料 239Pu、235U 233U 以及核燃料在輻照過程中產(chǎn)生的镎、镅、鋦等超鈾元素，另外還有裂變?cè)?0Sr、137Cs、99Tc 等。由于乏燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有很強(qiáng)放射性。

乏燃料水池失冷條件下熱工水力模擬試驗(yàn)臺(tái)架研制與試驗(yàn)研究當(dāng)核反應(yīng)堆停堆運(yùn)行的時(shí)候，鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)也隨之停止，然而由于衰變產(chǎn)物的β衰變，乏燃料仍然會(huì)放出大量的熱量。因此，在核反應(yīng)堆關(guān)閉的時(shí)刻，衰變放出的熱功率大約是核反應(yīng)堆穩(wěn)定工作時(shí)功率的 7%。在反應(yīng)堆關(guān)閉 1 小時(shí)以后，衰變熱功率約為穩(wěn)定工作時(shí)的功率的 1.5%；一天以后變?yōu)?0.4%；一周后變?yōu)?0.2%。衰變熱功率隨著時(shí)間會(huì)繼續(xù)慢慢的減小[1]。

圖 1.3 乏燃料水池冷卻系統(tǒng)示意圖1.2.1 乏燃料池失水事故分析核反應(yīng)堆乏燃料在退出反應(yīng)堆之后，需在核電廠乏燃料水池中降低其放射性及衰變熱。乏燃料水池作為過渡期暫時(shí)性的乏燃料儲(chǔ)存方式，一般不認(rèn)為會(huì)有嚴(yán)重的安全隱患。然而福島核事故后，乏燃料水池安全性及潛在風(fēng)險(xiǎn)作為新的議題引起核工業(yè)界廣泛關(guān)注[6]。日本福島核電站 4 號(hào)機(jī)組乏燃料水池補(bǔ)水系統(tǒng)失效，存在事故導(dǎo)致包殼升溫甚至破裂的可能，超出了此前事故設(shè)計(jì)考慮的范圍，此后針對(duì)乏燃料水池事故工況下的研究成為熱點(diǎn)。乏燃料水池用來貯存從反應(yīng)堆中卸出的乏燃料組件，相比于在堆內(nèi)運(yùn)行的組件，乏燃料組件已不具備維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的內(nèi)外部條件，但由于其內(nèi)部仍有一定的衰變?cè)诎l(fā)生，使得燃料組件在放入乏燃料水池后相當(dāng)長一段時(shí)間內(nèi)仍有熱量釋放，基于此，乏燃料水池在設(shè)計(jì)上配備了乏燃料水池冷卻系統(tǒng)以及補(bǔ)水系統(tǒng)以實(shí)現(xiàn)對(duì)乏燃料組件的持續(xù)冷卻[7]。但如果乏池發(fā)生失冷事故，在冷卻條件惡化甚至失去冷卻的情況下，衰變熱無法及時(shí)導(dǎo)出，乏燃料組件因衰變熱而導(dǎo)致溫度逐漸升高，
【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2859974