廖玮;张敏杰;田宇
【摘 要】现有核电厂反应堆堆芯功率较大,其停堆后衰变释放的热量相当可观.本文利用压水堆燃料管理程序对国内某900MW核电站堆芯进行了详细的跟踪计算,获得了整个寿期内具有工程参考价值的堆内组件功率分布和累积的燃耗分布.利用ORIGEN-2程序对堆芯不同运行阶段停堆后的衰变热进行计算,分析了停堆后较短时间内衰变热的变化规律,得到了堆芯内各个组件衰变热大小的分布情况.结果表明,寿期初停堆在停堆后短时间内衰变热较高,停堆较长时间后衰变热与反应堆运行时间呈正相关关系.储压器
【期刊名称】《河南科技》
【年(卷),期】2016(000)001水车式增氧机
【总页数】3页(P133-135)
【关键词】压水堆;衰变热;燃料管理计算
乳化液泵
【作 者】廖玮;张敏杰;田宇
【作者单位】中国核动力研究设计院,四川 成都 610213;中国核动力研究设计院,四川 成都 610213;中国核动力研究设计院,四川 成都 610213
【正文语种】中 文
【中图分类】TL33
反应堆停堆系统(Reaetortripsystem)是将控制捧快速插人堆芯，迫使反应堆处于次临界状态，最终停闭反应堆的系统。反应堆停堆系统是反应堆保护系统的组成部分。快速停堆可以防止反应堆状态参数超出安全限值，减缓事故后果。乳鸽养殖
压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。反应堆停堆后的功率来自3个部分：燃料棒内储存的显热、剩余缓发中子引起的裂变、裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。在停堆后很短的时间内，衰变热将成为最重要的堆内热源。福岛核事故中，尽管实现了紧急停堆，但停堆后无法及时将产生的衰变热导出堆芯，
造成堆芯温度压力升高，堆芯融化。因此，研究反应堆停堆后的衰变热，分析其分布规律及大小，为热工计算和安全分析提供基础数据具有重要的意义［1-3］。
本文以国内某900MW压水堆核电站反应堆堆芯燃料管理计算的数据为基础，利用ORIGEN-2程序［4］，对反应堆在寿期初、寿期中、寿期末不同时刻停堆后的衰变热进行了计算，分析了停堆最大衰变热发生的时间以及堆芯各个组件的衰变热分布情况。
先采用基于等效均匀化理论开发的压水堆燃料管理计算软件包［5］对国内某900MW压水堆核电站反应堆进行了一次典型运行循环的燃料管理跟踪计算，获得了该循环内不同燃耗时刻的组件功率分布和组件累积的燃耗深度。
图1～3分别给出了堆芯在运行18个满功率天、200个满功率天和500个满功率天时，燃料管理计算获得的1/4堆芯组件功率分布。
在此基础上，利用ORIGEN-2程序对给定工况下停堆后堆内各组件的衰变热进行了计算。表1给出了堆芯总的衰变热随停堆时间的变化。
本文对比了不同时刻停堆后堆芯释放的衰变热。为便于比较，以运行500EFPD后停堆的衰
变热值为基准，图4给出了其他时刻停堆相对500EFPD停堆衰变热的比值及其随时间的变化。
电子签章生成从传统意义上，衰变热的大小取决于燃料组件堆内辐照的时间。堆芯积累的燃耗深度越大，放射性的裂变产物核素积累增加，衰变热也更大。但是，从比较的结果可见，在停堆后较短的时间内（10min内），在寿期初停堆所产生的衰变热明显大于寿期中或寿期末停堆所产生的热量，寿期初与寿期末之间的差别在7%左右。随着停堆时间的增加，深燃耗的堆芯所释放的衰变热逐渐大于寿期初即停堆的浅燃耗的堆芯。随着停堆时间的增加，衰变热的大小与堆芯运行时间呈正相关性。出现这一现象的原因在于，寿期初停堆，堆内比重较大的138Cs、140Cs、141Cs、142Cs几种核素对短期衰变热的贡献率占了较大份额，导致寿期初停堆的短期衰变热释放反而大于寿期末停堆的衰变热。
图5～8分别给出了堆芯满功率运行200天和500天时停堆，堆内各组件衰变热的分布。从结果可见，无论在何种时刻停堆，各组件衰变热的分布基本呈现相同的规律，即刚停堆时，衰变热大的组件都处在辐照功率大的位置；经过一段时间后，衰变热较大的组件会转移到累积燃耗更深的位置。
为防止快速停堆的反应堆状态参数超出安全限值，减缓事故后果。本文以一座典型的900MW压水堆堆芯为对象，以反应堆堆芯燃料管理计算的数据为基础，利用ORIGEN-2程序，对反应堆在寿期初、寿期中、寿期末不同时刻停堆后的衰变热进行了计算，分析了停堆最大衰变热发生的时间以及堆芯各个组件的衰变热分布情况。
通过研究不同时刻停堆时，堆内衰变热随时间的变化及其分布规律发现，在停堆较短时间内，寿期初停堆所产生的衰变热更大，但随着停堆时间的增加，堆芯所产生的衰变热与堆芯运行时间呈正相关性。在停堆初期，相对功率大的组件所释放的衰变热更多，而随着停堆时间的增加，累积燃耗大的组件会释放更多的衰变热。基于此，希望该研究能够为热工计算和安全分析提供基础数据。
【相关文献】
［1］H Omar，N Ghazi.Decay heat analysis of MNSR reac⁃tor core using ORIGEN-2 code［J］.Nuclear Engineering and Design，2013（265）：978-985.
加香［2］R Chiang.Mixed-Oxide Fuel Decay Heat Analysis for BWR LOCA Safety Evaluation［C］.M&C2013,Sun Valley, Idaho［A］，2013.
［3］孔军红，徐銤.实验快堆FFR燃料的衰变热计算［J］.核动力工程，1993，14（5）：469-472.
［4］A G Croff.A user manual for the ORIGEN-2 comput⁃ercode［R］.Oak Ridge National Laboratory，1980：1-179.
［5］竹生东.非线性迭代节块方法的研究及PWR燃料管理计算软件包研制[D］.西安：西安交通大学，2000.
豫公网安备41160202000603
站长QQ:729038198
关于我们
投诉建议