乏燃料水池失冷条件下热工水力模拟试验台架研制与试验研究
【学位单位】:湖南大学
【学位级别】:硕士
【学位年份】:2017
【中图分类】:TM623.2
【部分图文】:
现了沸腾及水位下降现象。这一事件表明,乏燃料水池发生失冷事故导致包壳温甚至破裂的可能性是存在的,事故后各国核安全当局均大幅提高了对核电站全性能的要求,对存量核电站增加了安全性评估,其中针对乏燃料水池事故工下的研究重新得到重视,新的核电站安全设计理念中对乏燃料水池在超基准事中失水工况下会导致的事故类型进行评价和分析得到关注。1.2 乏燃料和乏燃料池介绍核燃料在反应堆中使用时,由于易裂变核素的消耗、裂变产物及重核素的成,引起燃料反应性的变化,最终使反应堆不再能维持临界,因此核燃料使用一定程度必须更换。经反应堆辐射后卸出的燃料也称为乏燃料。它含有大量未完的可增殖材料 238U 或 232Th,未烧完的和新生成的易裂变材料 239Pu、235U 233U 以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素,另外还有裂变元90Sr、137Cs、99Tc 等。由于乏燃料中包含有大量的放射性元素,因此具有很强放射性。
乏燃料水池失冷条件下热工水力模拟试验台架研制与试验研究当核反应堆停堆运行的时候,链式核反应也随之停止,然而由于衰变产物的β衰变,乏燃料仍然会放出大量的热量。因此,在核反应堆关闭的时刻,衰变放出的热功率大约是核反应堆稳定工作时功率的 7%。在反应堆关闭 1 小时以后,衰变热功率约为稳定工作时的功率的 1.5%;一天以后变为 0.4%;一周后变为 0.2%。衰变热功率随着时间会继续慢慢的减小[1]。
图 1.3 乏燃料水池冷却系统示意图1.2.1 乏燃料池失水事故分析核反应堆乏燃料在退出反应堆之后,需在核电厂乏燃料水池中降低其放射性及衰变热。乏燃料水池作为过渡期暂时性的乏燃料储存方式,一般不认为会有严重的安全隐患。然而福岛核事故后,乏燃料水池安全性及潜在风险作为新的议题引起核工业界广泛关注[6]。日本福岛核电站 4 号机组乏燃料水池补水系统失效,存在事故导致包壳升温甚至破裂的可能,超出了此前事故设计考虑的范围,此后针对乏燃料水池事故工况下的研究成为热点。乏燃料水池用来贮存从反应堆中卸出的乏燃料组件,相比于在堆内运行的组件,乏燃料组件已不具备维持链式反应的内外部条件,但由于其内部仍有一定的衰变在发生,使得燃料组件在放入乏燃料水池后相当长一段时间内仍有热量释放,基于此,乏燃料水池在设计上配备了乏燃料水池冷却系统以及补水系统以实现对乏燃料组件的持续冷却[7]。但如果乏池发生失冷事故,在冷却条件恶化甚至失去冷却的情况下,衰变热无法及时导出,乏燃料组件因衰变热而导致温度逐渐升高,
【参考文献】
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本文编号:2859974
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