装载事故容错燃料的压水堆堆芯热工水力特性研究

发布时间：2020-11-09 13:40

　　 2011年3月份,日本福岛第一核电站发生全厂断电事故,堆芯丧失冷却能力,堆内温度过高,致使核燃料锆合金包壳与高温蒸汽发生锆水反应产生氢气,并引发了氢爆,造成严重的放射性物质泄漏事故。事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)作为一种具有更强的抵抗严重事故能力的新型燃料,被认为是传统UO_2/Zr-4燃料元件的可替代方案。目前事故容错燃料的设计概念是希望新型燃料与传统核燃料性能匹配甚至更优,考虑到我国在运和在建核电机组基本上采用压水堆技术,本文分别从大尺度(反应堆系统)和中尺度(堆芯子通道)上系统开展了装载事故容错燃料的压水堆堆芯热工水力特性研究,这将有利于我国乃至国际事故容错燃料的研究及开发,具有重要意义。本文以具有不同混合比例的2种ATF芯块材料(UO_2+10/20/30BeO和UO_2+10/20/30SiC)和3种ATF包壳材料(FeCrAl、HNLS/ML-A和SA3/PyC150-A)为研究对象,首先通过RELAP5/MOD3.4系统程序构建了装载ATF材料的CPR1000系统模型,分析了各种“ATF芯块-包壳”组合在小破口事故、小破口叠加全部安注失效事故和冷管段双端断裂的大破口事故下的热工水力特性。研究结果表明,在小破口事故和大破口事故下,各种“ATF芯块-包壳”燃料元件温度差别不大,均能控制在失效温度以下;而在小破口叠加全部安注失效事故下,3种ATF包壳均能延长失效时间,而UO_2+BeO芯块材料则比传统UO_2芯块更快失效。其次,通过COBRA-EN子通道程序,构建了装载ATF材料的1/8堆芯子通道模型,分析了各种“ATF芯块-包壳”组合在快速弹棒事故工况下的热工水力特性,并针对ATF包壳沸腾特性与Zr-4包壳的不同,开展了包壳沸腾特性敏感性分析以及包壳沸腾换热增强的热工影响分析。ATF包壳将小幅度降低包壳最大温度(MCT)、提高芯块最大温度(MFCT),而ATF芯块将小幅度提高MCT、大幅度降低MFCT;包壳温度对沸腾特性的CHF最为敏感;包壳沸腾性能增强10%能显著降低MCT。最后,基于COBRA-EN程序构建了装载ATF材料的5×5棒束模型,开展了4种不同瞬态工况下的热工水力分析,经分析发现,ATF芯块和ATF包壳对MCT的影响不大,而ATF芯块能显著降低MFCT。
【学位单位】：华南理工大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2019
【中图分类】：TM623;TL364.4
【部分图文】：

华南理工大学硕士学位论文安全性能，核燃料的研发重心由原来的强调了如何提高轻水堆燃料对事故的抵抗能力[10]，提高核燃料的安全性和可靠性成为了核电（Accident Tolerant Fuel, ATF）是一种被广用的燃料元件类型为圆柱形燃料元件，如图料元件中心部分为燃料芯块，常用材料为 为 Zr-4，燃料芯块和燃料包壳之间存在气隙体以及预留一定空间以免 UO2 因裂变肿胀而

图 2-4 CPR1000 反应堆一回路示意图P5 程序，根据 CPR1000 的相关设计参数，建对 CPR1000 二回路进行了适当的简化，构在反应堆一回路系统中，除了上述介绍的几及安注系统（SI），因此，本文也进行了安注所示。部件 200-210、300-310、400-410 构成路 A 热管段的 205 部件上。蒸汽发生器则是设备，此处设置了一个热构件作为管壁，分一回路和二回路之间起热量传递的作用。二二回路冷凝器通到蒸汽发生器的主给水，部高压蒸汽。一回路三条环路过渡段则分别由部件 235、335 和 435 构成，三条冷管段由部810、815 和 820 表示安注系统（SI），分别接

华南理工大学硕士学位论文制体的长度在 2 英寸（5.08cm）到 1 英尺（30.48cm）分析结果。本文将每一个燃料组件看作为一个子通道，度相等控制体（每个控制体长度为 0.667 英尺），燃料棒图 2-11 所示，芯块位于前 5 个节点，节点 5 和 6 之间 6 和 7 之间代表包壳。本文以燃料棒表面温度和中心温，图 2-12 表明，本文网格划分合理。
【参考文献】

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本文编号：2876513