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)堆停堆運行的時候,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,乏燃料仍然會放出大量的熱量。從核反應(yīng)堆中移除的乏核燃料通常會儲存在裝滿水的乏核燃料池中,必須儲存一段時間待余熱降到一定程度后再進行操作及處理。目前被廣泛采用的方法是用水池濕式儲存方法,從反應(yīng)堆卸下乏燃料暫時儲存在乏燃料水池中,因此每座核電站都會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號機組乏燃料水池補水系統(tǒng)失效,導(dǎo)致乏燃料水池長時間失去循環(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)計理念中對乏燃料水池在超基準(zhǔn)事故中失水工況下會導(dǎo)致的事故類型進行評價和分析重新得到重視。本文針對核電站乏燃料池在事故失水工況條件下,對可能出現(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行分析研究。針對上述工況設(shè)計研制出了模擬乏池失水工況試驗臺架,并根據(jù)分析出的事故類型,設(shè)計出了模擬臺架試驗和乏包殼性能試驗內(nèi)容;分析了乏燃料水池失冷條件下熱工水力模擬試驗臺架研制與試驗總體方案,試驗臺架設(shè)計時考慮的設(shè)計原則,對其中主要研究內(nèi)容及關(guān)鍵技術(shù)問題進行了分析和解決。通過對熱工水力模擬試驗臺架的實物模型進行了研制和優(yōu)化,以及采用未輻照的包殼材料進行一定的預(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所需試樣和工裝,滿足乏燃料實驗性能要求所需包殼。通過臺架模擬試驗和模擬乏包殼的制取與試驗,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,通過對乏池事故工況下問題的分析,論證設(shè)計并研制完成了滿足各項性能參數(shù)滿足試驗要求模擬試驗臺架,運用模擬試驗臺架開展了熱工水力試驗,開展了一系列的模擬試驗,取得了相關(guān)試驗數(shù)據(jù)和結(jié)果,取得熱工水力試驗數(shù)據(jù)和乏包殼性能試驗數(shù)據(jù)。取得了部分創(chuàng)新性成果,完成了報告研究的內(nèi)容。
【學(xué)位單位】：湖南大學(xué)
【學(xué)位級別】：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)局均大幅提高了對核電站全性能的要求，對存量核電站增加了安全性評估，其中針對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)計理念中對乏燃料水池在超基準(zhǔn)事中失水工況下會導(dǎo)致的事故類型進行評價和分析得到關(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，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，另外還有裂變元90Sr、137Cs、99Tc 等。由于乏燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有很強放射性。

乏燃料水池失冷條件下熱工水力模擬試驗臺架研制與試驗研究當(dāng)核反應(yīng)堆停堆運行的時候，鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)也隨之停止，然而由于衰變產(chǎn)物的β衰變，乏燃料仍然會放出大量的熱量。因此，在核反應(yīng)堆關(guān)閉的時刻，衰變放出的熱功率大約是核反應(yīng)堆穩(wěn)定工作時功率的 7%。在反應(yīng)堆關(guān)閉 1 小時以后，衰變熱功率約為穩(wěn)定工作時的功率的 1.5%；一天以后變?yōu)?0.4%；一周后變?yōu)?0.2%。衰變熱功率隨著時間會繼續(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性的乏燃料儲存方式，一般不認(rèn)為會有嚴(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 號機組乏燃料水池補水系統(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)計考慮的范圍，此后針對乏燃料水池事故工況下的研究成為熱點。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)部仍有一定的衰變在發(fā)生，使得燃料組件在放入乏燃料水池后相當(dāng)長一段時間內(nèi)仍有熱量釋放，基于此，乏燃料水池在設(shè)計上配備了乏燃料水池冷卻系統(tǒng)以及補水系統(tǒng)以實現(xiàn)對乏燃料組件的持續(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：2859974