關于核電站乏燃料貯存水池失去最終熱阱時的安全分析

吳　茜（山東核電有限公司，山東煙臺265116）

關于核電站乏燃料貯存水池失去最終熱阱時的安全分析

吳茜（山東核電有限公司，山東煙臺265116）

為保障核電站的持續安全運行，同時為乏燃料后處理或深地質處置提供有效緩沖，乏燃料的中間貯存問題成為當前國內研究和關注的焦點和熱點。本文利用CFX仿真軟件對核電站乏燃料貯存水池池內流體的流動和傳熱進行仿真建模，計算其發生失去最終熱阱事故下的相關物理工況，研究結果可為乏燃料貯存水池的設計與安全運行提供一定的參考，同時對提高乏燃料貯存事業的安全性及事故條件下的危機預見性具有重要意義。

乏燃料；核安全；CFX

1　概述

核燃料達到一定燃耗深度從堆芯卸載出來后仍有較大的衰變熱，不能立即處理，需暫存在乏燃料水池（SFP）中。因此需要對乏燃料水池進行熱工水力計算和評估，確保乏燃料貯存水池冷卻系統能將乏燃料剩余衰變熱導出水池，避免發生乏燃料水池沸騰或者局部過熱的相關事故。

2　建模與計算

本文利用ANSYS軟件對核電站乏燃料水池建立熱工水力分析模型，模擬計算核電站乏燃料貯存水池失去最終熱阱時水池內冷卻劑溫度隨時間的變化情況。

2.1幾何建模及相關計算條件設定

本文采用ICEM軟件對乏燃料貯存系統計算域進行建模和網格劃分，采用了block切割的結構體網格畫法，最終全池生成的網格單元統計為：共402096個節點，372080個六面體單元，網格最小質量=0.938993，最大=1，平均質量為= 0.998893273692。

對于事故工況的設定考慮到在假設對剛剛完成大修的堆芯進行填裝作業時，乏燃料池已經有了最多78束有衰變熱的燃料。當反應堆已經全功率運行一段時間時，因為事故的原因，必須盡快將反應堆內的全部燃料移到反燃料池內，此全堆退出的燃料具有最大的衰變熱。故可以和78束乏燃料合并得到估計乏燃料池發生事故時的最大熱負荷。

2.2計算步驟

（1）確定每次大修或某種狀況下，燃料從堆芯退出時反燃料水池內的乏燃料根數及情況。本文考慮反應堆乏燃料極限事故情況，即乏燃料池已滿，堆芯剛剛換料完畢時發生燃料貯存水池失去最終熱阱的安全事故，此時乏燃料池外空氣溫度設置為28℃；

（2）計算乏燃料衰變產生的熱負荷。

t=反應堆停堆時間

Q=一次裂變產生的總能量

n=sigma不確定性數量

s=一個sigma不確定性（百分比）

一般的：Q=200Mev；n=3.0；s=0%

每個組件的熱工輸出是前一循環的平均。這一平均功率乘以P/P0產生每個組件獨立的衰變熱。時間跟蹤自停堆時開始，跟蹤時間用于產生一個假定無限空間衰變熱輻照的F（t，i）因子和Gmax（t）修正因子。

（3）對燃料貯存池進行整體熱流評估。其中包括：乏燃料池水溫；完全喪失冷卻系統時，整體水池溫度上升情況；完全喪失冷卻系統后，水池水量變化及補水需求。

由能量守恒定律，對乏燃料貯存水池列出瞬時熱平衡方程式為：

式中，dH為乏燃料貯存水池瞬時焓增微元量；Q余為乏燃料余熱量；Q換為熱交換器的換熱量；Q散為乏燃料貯存水池的蒸發散熱量。

式中，r為汽化潛熱，2300kJ/kg；W為單位時間蒸發量，kg/ s1；β為蒸發系數，與水溫和水面上周圍空氣流速有關，（Nˇs）-1；α為周圍空氣溫度為15～30℃時，不同水溫下的擴散系數，可由文獻[1]獲得，（Nˇs）-1；v為水面上周圍空氣流速，m/s。

2.3計算結果

根據前文提到的方法和條件進行瞬態分析計算，可以得到事故發生后12h內乏燃料池內流場和溫度場分布，可以觀察出乏燃料池建立穩定的自然循環所需時間，以及平均溫度隨時間的變化趨勢。

圖1　乏燃料池喪失熱阱12h后池內流場和溫度場分布

圖2　乏燃料池喪失熱阱后平均溫度隨時間變化曲線

3　總結與分析

通過對上述工作內容的研究可得出以下結論：燃料貯存水池失去最終熱阱，即主冷卻系統失效后，乏燃料剩余衰變熱只能依靠自然循環方式導出熱量至安全殼內；在主冷卻系統失效后一段時間內，乏池內的換熱和流動紊亂，冷卻系統失效4h以后，水池內部流動逐漸趨于穩定而建立起相對穩定的自然循環流動狀態，主冷卻系統失效12h后，池水平均溫度達到確保乏燃料水池安全工作的最高限值80℃。為了避免事故進一步升級，需要操作人員采取相關應急措施，補充冷卻水流量。

由于受到計算條件限制，本文的物理模型和數學模型為了適應計算進行了一定的簡化，計算結果和實際結果相比存在誤差，但是通過和相關核電站運行數據比對，該結果的誤差在允許范圍之內，可以為乏燃料池的安全運行提供一定的參考。

[1]趙榮義，范存養，薛殿華，等.空氣調節（第三版）[M].北京：中國建筑工業出版社，1994，55～265.

[2]蘇 夏.AP1000乏燃料池非能動冷卻系統事故后冷卻能力分析[J].中國核電，2013，6（2）：124～128.

[3]韓 旭，常 猛，翁方檢，等.壓水堆核電廠乏燃料冷卻系統設計比較研究[J].核安全，2012（1）：42～44.

TM623

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2095-2066（2016）31-0044-02

2016-10-6