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[硕士论文] 王二平
机械工程 湖南大学 2017(学位年度)
摘要:经反应堆辐射后卸出的燃料称为乏燃料,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继续衰变,乏燃料仍然会放出大量的热量。从核反应堆中移除的乏核燃料通常会储存在装满水的乏核燃料池中,必须储存一段时间待余热降到一定程度后再进行操作及处理。目前被广泛采用的方法是用水池湿式储存方法,从反应堆卸下乏燃料暂时储存在乏燃料水池中,因此每座核电站都会有自己的乏燃料水池。水池中装有冷却系统,用以带出乏燃料的衰变热。2011年3月发生的日本福岛核电站4号机组乏燃料水池补水系统失效,导致乏燃料水池长时间失去循环冷却水,池水在乏燃料组件的加热下出现了沸腾及水位下降现象,因此新的核电站安全设计理念中对乏燃料水池在超基准事故中失水工况下会导致的事故类型进行评价和分析重新得到重视。
  本文针对核电站乏燃料池在事故失水工况条件下,对可能出现的事故工况,如升温、沸腾、蒸干的现象,以及随着燃料棒温度的进一步升高可能出现的包壳管氧化、发生锆水反应、锆包壳直接氧化着火等情况进行分析研究。针对上述工况设计研制出了模拟乏池失水工况试验台架,并根据分析出的事故类型,设计出了模拟台架试验和乏包壳性能试验内容;分析了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总体方案,试验台架设计时考虑的设计原则,对其中主要研究内容及关键技术问题进行了分析和解决。通过对热工水力模拟试验台架的实物模型进行了研制和优化,以及采用未辐照的包壳材料进行一定的预处理来模拟乏燃料包壳的方法,制取了乏燃料包壳性能试验所需试样和工装,满足乏燃料实验性能要求所需包壳。通过台架模拟试验和模拟乏包壳的制取与试验,取得热工水力数据和预制乏包壳及获取乏燃料包壳失冷蒸干裸露、快速失水裸露以及重新获得冷却工况下的行为数据。
  最后,通过对乏池事故工况下问题的分析,论证设计并研制完成了满足各项性能参数满足试验要求模拟试验台架,运用模拟试验台架开展了热工水力试验,开展了一系列的模拟试验,取得了相关试验数据和结果,取得热工水力试验数据和乏包壳性能试验数据。取得了部分创新性成果,完成了报告研究的内容。
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