关于核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时的安全分析

吴　茜（山东核电有限公司，山东烟台265116）

关于核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时的安全分析

吴茜（山东核电有限公司，山东烟台265116）

为保障核电站的持续安全运行，同时为乏燃料后处理或深地质处置提供有效缓冲，乏燃料的中间贮存问题成为当前国内研究和关注的焦点和热点。本文利用CFX仿真软件对核电站乏燃料贮存水池池内流体的流动和传热进行仿真建模，计算其发生失去最终热阱事故下的相关物理工况，研究结果可为乏燃料贮存水池的设计与安全运行提供一定的参考，同时对提高乏燃料贮存事业的安全性及事故条件下的危机预见性具有重要意义。

乏燃料；核安全；CFX

1　概述

核燃料达到一定燃耗深度从堆芯卸载出来后仍有较大的衰变热，不能立即处理，需暂存在乏燃料水池（SFP）中。因此需要对乏燃料水池进行热工水力计算和评估，确保乏燃料贮存水池冷却系统能将乏燃料剩余衰变热导出水池，避免发生乏燃料水池沸腾或者局部过热的相关事故。

2　建模与计算

本文利用ANSYS软件对核电站乏燃料水池建立热工水力分析模型，模拟计算核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时水池内冷却剂温度随时间的变化情况。

2.1几何建模及相关计算条件设定

本文采用ICEM软件对乏燃料贮存系统计算域进行建模和网格划分，采用了block切割的结构体网格画法，最终全池生成的网格单元统计为：共402096个节点，372080个六面体单元，网格最小质量=0.938993，最大=1，平均质量为= 0.998893273692。

对于事故工况的设定考虑到在假设对刚刚完成大修的堆芯进行填装作业时，乏燃料池已经有了最多78束有衰变热的燃料。当反应堆已经全功率运行一段时间时，因为事故的原因，必须尽快将反应堆内的全部燃料移到反燃料池内，此全堆退出的燃料具有最大的衰变热。故可以和78束乏燃料合并得到估计乏燃料池发生事故时的最大热负荷。

2.2计算步骤

（1）确定每次大修或某种状况下，燃料从堆芯退出时反燃料水池内的乏燃料根数及情况。本文考虑反应堆乏燃料极限事故情况，即乏燃料池已满，堆芯刚刚换料完毕时发生燃料贮存水池失去最终热阱的安全事故，此时乏燃料池外空气温度设置为28℃；

（2）计算乏燃料衰变产生的热负荷。

t=反应堆停堆时间

Q=一次裂变产生的总能量

n=sigma不确定性数量

s=一个sigma不确定性（百分比）

一般的：Q=200Mev；n=3.0；s=0%

每个组件的热工输出是前一循环的平均。这一平均功率乘以P/P0产生每个组件独立的衰变热。时间跟踪自停堆时开始，跟踪时间用于产生一个假定无限空间衰变热辐照的F（t，i）因子和Gmax（t）修正因子。

（3）对燃料贮存池进行整体热流评估。其中包括：乏燃料池水温；完全丧失冷却系统时，整体水池温度上升情况；完全丧失冷却系统后，水池水量变化及补水需求。

由能量守恒定律，对乏燃料贮存水池列出瞬时热平衡方程式为：

式中，dH为乏燃料贮存水池瞬时焓增微元量；Q余为乏燃料余热量；Q换为热交换器的换热量；Q散为乏燃料贮存水池的蒸发散热量。

式中，r为汽化潜热，2300kJ/kg；W为单位时间蒸发量，kg/ s1；β为蒸发系数，与水温和水面上周围空气流速有关，（Nˇs）-1；α为周围空气温度为15～30℃时，不同水温下的扩散系数，可由文献[1]获得，（Nˇs）-1；v为水面上周围空气流速，m/s。

2.3计算结果

根据前文提到的方法和条件进行瞬态分析计算，可以得到事故发生后12h内乏燃料池内流场和温度场分布，可以观察出乏燃料池建立稳定的自然循环所需时间，以及平均温度随时间的变化趋势。

图1　乏燃料池丧失热阱12h后池内流场和温度场分布

图2　乏燃料池丧失热阱后平均温度随时间变化曲线

3　总结与分析

通过对上述工作内容的研究可得出以下结论：燃料贮存水池失去最终热阱，即主冷却系统失效后，乏燃料剩余衰变热只能依靠自然循环方式导出热量至安全壳内；在主冷却系统失效后一段时间内，乏池内的换热和流动紊乱，冷却系统失效4h以后，水池内部流动逐渐趋于稳定而建立起相对稳定的自然循环流动状态，主冷却系统失效12h后，池水平均温度达到确保乏燃料水池安全工作的最高限值80℃。为了避免事故进一步升级，需要操作人员采取相关应急措施，补充冷却水流量。

由于受到计算条件限制，本文的物理模型和数学模型为了适应计算进行了一定的简化，计算结果和实际结果相比存在误差，但是通过和相关核电站运行数据比对，该结果的误差在允许范围之内，可以为乏燃料池的安全运行提供一定的参考。

[1]赵荣义，范存养，薛殿华，等.空气调节（第三版）[M].北京：中国建筑工业出版社，1994，55～265.

[2]苏 夏.AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析[J].中国核电，2013，6（2）：124～128.

[3]韩 旭，常 猛，翁方检，等.压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究[J].核安全，2012（1）：42～44.

TM623

A

2095-2066（2016）31-0044-02

2016-10-6