AP1000核電廠乏燃料水池臨界安全分析.pdf

1、AP1000作為先進(jìn)的三代壓水堆，其非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念大大提高了系統(tǒng)運(yùn)行的安全性和經(jīng)濟(jì)性，我國(guó)三門核電站和海陽(yáng)核電站是世界首批 AP1000核電站。AP1000乏燃料采用密集貯存形式存放在相應(yīng)的乏燃料水池中，因此，保證水池的臨界安全具有重要意義。本文主要使用SCALE程序?qū)P1000乏燃料水池進(jìn)行臨界安全分析。
　　首先，對(duì)一區(qū)水池進(jìn)行建模和計(jì)算，結(jié)果表明水池內(nèi)水的密度越大，一定范圍內(nèi)組件浸入水池深度越大，一區(qū)水池keff值也越大，

2、驗(yàn)證了西屋公司相關(guān)假設(shè)條件的保守性。在此基礎(chǔ)上獲得考慮不確定性因素的一區(qū)水池安全keff值為0.9205，并驗(yàn)證了一區(qū)水池能夠滿足臨界安全要求，且計(jì)算結(jié)果與西屋公司APP報(bào)告符合較好。
　　其次，使用SCALE程序的TRITON模塊進(jìn)行燃耗計(jì)算，并利用STARBUCS模塊對(duì)二區(qū)水池進(jìn)行建模和計(jì)算，將計(jì)算結(jié)果與西屋公司對(duì)比后發(fā)現(xiàn)符合較好，驗(yàn)證了模型的有效性。在此基礎(chǔ)上建立了四個(gè)柵元模型和全二區(qū)模型，并與單個(gè)貯存格架模型進(jìn)行對(duì)比，結(jié)果

3、表明前兩種模型過(guò)于保守且不利于敏感性和不確定性分析，最終選用單個(gè)貯存格架模型對(duì)二區(qū)水池進(jìn)行臨界分析，并獲得二區(qū)水池安全keff值為0.93084，以該值為標(biāo)準(zhǔn)，建立了二區(qū)水池燃耗裝載曲線。
　　再次，對(duì)二區(qū)水池的兩類事故工況，事故Ⅰ為一個(gè)新燃料組件誤裝入貯存格架，事故Ⅱ?yàn)橐粋€(gè)乏燃料組件跌落在貯存格架上方，進(jìn)行計(jì)算和分析，結(jié)果表明二區(qū)水池只能滿足事故工況Ⅱ的臨界安全要求，進(jìn)行改進(jìn)后發(fā)現(xiàn)單純?cè)黾咏M件間距并沒(méi)有提高水池抵抗事故工況的能力