2011年3月份,日本福島第一核電站發(fā)生全廠斷電事故,堆芯喪失冷卻能力,堆內(nèi)溫度過高,致使核燃料鋯合金包殼與高溫蒸汽發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣,并引發(fā)了氫爆,造成嚴(yán)重的放射性物質(zhì)泄漏事故。事故容錯(cuò)燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)作為一種具有更強(qiáng)的抵抗嚴(yán)重事故能力的新型燃料,被認(rèn)為是傳統(tǒng)UO_2/Zr-4燃料元件的可替代方案。目前事故容錯(cuò)燃料的設(shè)計(jì)概念是希望新型燃料與傳統(tǒng)核燃料性能匹配甚至更優(yōu),考慮到我國在運(yùn)和在建核電機(jī)組基本上采用壓水堆技術(shù),本文分別從大尺度(反應(yīng)堆系統(tǒng))和中尺度(堆芯子通道)上系統(tǒng)開展了裝載事故容錯(cuò)燃料的壓水堆堆芯熱工水力特性研究,這將有利于我國乃至國際事故容錯(cuò)燃料的研究及開發(fā),具有重要意義。本文以具有不同混合比例的2種ATF芯塊材料(UO_2+10/20/30BeO和UO_2+10/20/30SiC)和3種ATF包殼材料(FeCrAl、HNLS/ML-A和SA3/PyC150-A)為研究對象,首先通過RELAP5/MOD3.4系統(tǒng)程序構(gòu)建了裝載ATF材料的CPR1000系統(tǒng)模型,分析了各種“ATF芯塊-包殼”組合在小破口事故、小破口疊加全部安注失效事故和冷管段雙端斷裂的大破口事故下的熱工水力特性。研究結(jié)果表明,在小破口事故和大破口事故下,各種“ATF芯塊-包殼”燃料元件溫度差別不大,均能控制在失效溫度以下;而在小破口疊加全部安注失效事故下,3種ATF包殼均能延長失效時(shí)間,而UO_2+BeO芯塊材料則比傳統(tǒng)UO_2芯塊更快失效。其次,通過COBRA-EN子通道程序,構(gòu)建了裝載ATF材料的1/8堆芯子通道模型,分析了各種“ATF芯塊-包殼”組合在快速彈棒事故工況下的熱工水力特性,并針對ATF包殼沸騰特性與Zr-4包殼的不同,開展了包殼沸騰特性敏感性分析以及包殼沸騰換熱增強(qiáng)的熱工影響分析。ATF包殼將小幅度降低包殼最大溫度(MCT)、提高芯塊最大溫度(MFCT),而ATF芯塊將小幅度提高M(jìn)CT、大幅度降低MFCT;包殼溫度對沸騰特性的CHF最為敏感;包殼沸騰性能增強(qiáng)10%能顯著降低MCT。最后,基于COBRA-EN程序構(gòu)建了裝載ATF材料的5×5棒束模型,開展了4種不同瞬態(tài)工況下的熱工水力分析,經(jīng)分析發(fā)現(xiàn),ATF芯塊和ATF包殼對MCT的影響不大,而ATF芯塊能顯著降低MFCT。
【學(xué)位單位】：華南理工大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位年份】：2019
【中圖分類】：TM623;TL364.4
【部分圖文】：

華南理工大學(xué)碩士學(xué)位論文安全性能，核燃料的研發(fā)重心由原來的強(qiáng)調(diào)了如何提高輕水堆燃料對事故的抵抗能力[10]，提高核燃料的安全性和可靠性成為了核電（Accident Tolerant Fuel, ATF）是一種被廣用的燃料元件類型為圓柱形燃料元件，如圖料元件中心部分為燃料芯塊，常用材料為 為 Zr-4，燃料芯塊和燃料包殼之間存在氣隙體以及預(yù)留一定空間以免 UO2 因裂變腫脹而

圖 2-4 CPR1000 反應(yīng)堆一回路示意圖P5 程序，根據(jù) CPR1000 的相關(guān)設(shè)計(jì)參數(shù)，建對 CPR1000 二回路進(jìn)行了適當(dāng)?shù)暮喕瑯?gòu)在反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)中，除了上述介紹的幾及安注系統(tǒng)（SI），因此，本文也進(jìn)行了安注所示。部件 200-210、300-310、400-410 構(gòu)成路 A 熱管段的 205 部件上。蒸汽發(fā)生器則是設(shè)備，此處設(shè)置了一個(gè)熱構(gòu)件作為管壁，分一回路和二回路之間起熱量傳遞的作用。二二回路冷凝器通到蒸汽發(fā)生器的主給水，部高壓蒸汽。一回路三條環(huán)路過渡段則分別由部件 235、335 和 435 構(gòu)成，三條冷管段由部810、815 和 820 表示安注系統(tǒng)（SI），分別接

華南理工大學(xué)碩士學(xué)位論文制體的長度在 2 英寸（5.08cm）到 1 英尺（30.48cm）分析結(jié)果。本文將每一個(gè)燃料組件看作為一個(gè)子通道，度相等控制體（每個(gè)控制體長度為 0.667 英尺），燃料棒圖 2-11 所示，芯塊位于前 5 個(gè)節(jié)點(diǎn)，節(jié)點(diǎn) 5 和 6 之間 6 和 7 之間代表包殼。本文以燃料棒表面溫度和中心溫，圖 2-12 表明，本文網(wǎng)格劃分合理。
【參考文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前2條

1 呂雪峰;陸道綱;劉濱;;壓水堆核電站鋯水反應(yīng)微觀機(jī)理[J];原子能科學(xué)技術(shù);2010年03期

2 張銳平;張雪;張祿慶;;世界核電主要堆型技術(shù)沿革[J];中國核電;2009年01期

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前3條

1 高加正;AP1000燃料組件的熱工水力研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2014年

2 殷煜皓;AP1000先進(jìn)核電廠大破口RELAP5建模及特性分析[D];上海交通大學(xué);2012年

3 梁志滔;壓水堆核電站堆芯子通道分析[D];華南理工大學(xué);2011年

本文編號：2876513