典型壓水堆停堆后衰變熱分布變化規(guī)律研究

廖　瑋　張敏杰　田　宇

（中國核動力研究設(shè)計院，四川　成都　610213）

?

典型壓水堆停堆后衰變熱分布變化規(guī)律研究

廖瑋張敏杰田宇

（中國核動力研究設(shè)計院，四川成都610213）

摘要：現(xiàn)有核電廠反應(yīng)堆堆芯功率較大，其停堆后衰變釋放的熱量相當(dāng)可觀。本文利用壓水堆燃料管理程序?qū)鴥?nèi)某900MW核電站堆芯進(jìn)行了詳細(xì)的跟蹤計算，獲得了整個壽期內(nèi)具有工程參考價值的堆內(nèi)組件功率分布和累積的燃耗分布。利用ORIGEN-2程序?qū)Χ研静煌\(yùn)行階段停堆后的衰變熱進(jìn)行計算，分析了停堆后較短時間內(nèi)衰變熱的變化規(guī)律，得到了堆芯內(nèi)各個組件衰變熱大小的分布情況。結(jié)果表明，壽期初停堆在停堆后短時間內(nèi)衰變熱較高，停堆較長時間后衰變熱與反應(yīng)堆運(yùn)行時間呈正相關(guān)關(guān)系。

關(guān)鍵詞：壓水堆；衰變熱；燃料管理計算

反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)(Reaetortripsystem)是將控制捧快速插人堆芯，迫使反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)，最終停閉反應(yīng)堆的系統(tǒng)。反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的組成部分?？焖偻６芽梢苑乐狗磻?yīng)堆狀態(tài)參數(shù)超出安全限值，減緩事故后果。

壓水堆核電站原理：由反應(yīng)堆釋放的核能通過一套動力裝置將核能轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝膭幽?，進(jìn)而轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔堋Ｔ搫恿ρb置由一回路系統(tǒng)，二回路系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)和設(shè)備組成。反應(yīng)堆停堆后的功率來自3個部分：燃料棒內(nèi)儲存的顯熱、剩余緩發(fā)中子引起的裂變、裂變產(chǎn)物的衰變及中子俘獲產(chǎn)物的衰變。在停堆后很短的時間內(nèi)，衰變熱將成為最重要的堆內(nèi)熱源。福島核事故中，盡管實(shí)現(xiàn)了緊急停堆，但停堆后無法及時將產(chǎn)生的衰變熱導(dǎo)出堆芯，造成堆芯溫度壓力升高，堆芯融化。因此，研究反應(yīng)堆停堆后的衰變熱，分析其分布規(guī)律及大小，為熱工計算和安全分析提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)具有重要的意義［1-3］。

本文以國內(nèi)某900MW壓水堆核電站反應(yīng)堆堆芯燃料管理計算的數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，利用ORIGEN-2程序［4］，對反應(yīng)堆在壽期初、壽期中、壽期末不同時刻停堆后的衰變熱進(jìn)行了計算，分析了停堆最大衰變熱發(fā)生的時間以及堆芯各個組件的衰變熱分布情況。

1　堆芯運(yùn)行工況模擬

先采用基于等效均勻化理論開發(fā)的壓水堆燃料管理計算軟件包［5］對國內(nèi)某900MW壓水堆核電站反應(yīng)堆進(jìn)行了一次典型運(yùn)行循環(huán)的燃料管理跟蹤計算，獲得了該循環(huán)內(nèi)不同燃耗時刻的組件功率分布和組件累積的燃耗深度。

圖1～3分別給出了堆芯在運(yùn)行18個滿功率天、200個滿功率天和500個滿功率天時，燃料管理計算獲得的1/4堆芯組件功率分布。

圖1　18個滿功率天時的組件功率分布

圖2　200個滿功率天時的組件功率分布

圖3　500個滿功率天時的組件功率分布

在此基礎(chǔ)上，利用ORIGEN-2程序?qū)o定工況下停堆后堆內(nèi)各組件的衰變熱進(jìn)行了計算。表1給出了堆芯總的衰變熱隨停堆時間的變化。

2　最大衰變熱發(fā)生時間分析

本文對比了不同時刻停堆后堆芯釋放的衰變熱。為便于比較，以運(yùn)行500EFPD后停堆的衰變熱值為基準(zhǔn)，圖4給出了其他時刻停堆相對500EFPD停堆衰變熱的比值及其隨時間的變化。

表1　不同時刻停堆后衰變熱的變化　單位：MW

圖4　不同時刻停堆后衰變熱變化比較

從傳統(tǒng)意義上，衰變熱的大小取決于燃料組件堆內(nèi)輻照的時間。堆芯積累的燃耗深度越大，放射性的裂變產(chǎn)物核素積累增加，衰變熱也更大。但是，從比較的結(jié)果可見，在停堆后較短的時間內(nèi)（10min內(nèi)），在壽期初停堆所產(chǎn)生的衰變熱明顯大于壽期中或壽期末停堆所產(chǎn)生的熱量，壽期初與壽期末之間的差別在7%左右。隨著停堆時間的增加，深燃耗的堆芯所釋放的衰變熱逐漸大于壽期初即停堆的淺燃耗的堆芯。隨著停堆時間的增加，衰變熱的大小與堆芯運(yùn)行時間呈正相關(guān)性。出現(xiàn)這一現(xiàn)象的原因在于，壽期初停堆，堆內(nèi)比重較大的138Cs、140Cs、141Cs、142Cs幾種核素對短期衰變熱的貢獻(xiàn)率占了較大份額，導(dǎo)致壽期初停堆的短期衰變熱釋放反而大于壽期末停堆的衰變熱。

3　衰變熱的堆內(nèi)分布分析

圖5～8分別給出了堆芯滿功率運(yùn)行200天和500天時停堆，堆內(nèi)各組件衰變熱的分布。從結(jié)果可見，無論在何種時刻停堆，各組件衰變熱的分布基本呈現(xiàn)相同的規(guī)律，即剛停堆時，衰變熱大的組件都處在輻照功率大的位置；經(jīng)過一段時間后，衰變熱較大的組件會轉(zhuǎn)移到累積燃耗更深的位置。

圖5　運(yùn)行200EFPD后停堆1s時的衰變熱（MW）分布

圖6　運(yùn)行200EFPD后停堆100s時的衰變熱（MW）分布

圖7　運(yùn)行500EFPD后停堆1s時的衰變熱（MW）分布

圖8　運(yùn)行500EFPD后停堆100s時的衰變熱（MW）分布

4　結(jié)語

為防止快速停堆的反應(yīng)堆狀態(tài)參數(shù)超出安全限值，減緩事故后果。本文以一座典型的900MW壓水堆堆芯為對象，以反應(yīng)堆堆芯燃料管理計算的數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，利用ORIGEN-2程序，對反應(yīng)堆在壽期初、壽期中、壽期末不同時刻停堆后的衰變熱進(jìn)行了計算，分析了停堆最大衰變熱發(fā)生的時間以及堆芯各個組件的衰變熱分布情況。

通過研究不同時刻停堆時，堆內(nèi)衰變熱隨時間的變化及其分布規(guī)律發(fā)現(xiàn)，在停堆較短時間內(nèi)，壽期初停堆所產(chǎn)生的衰變熱更大，但隨著停堆時間的增加，堆芯所產(chǎn)生的衰變熱與堆芯運(yùn)行時間呈正相關(guān)性。在停堆初期，相對功率大的組件所釋放的衰變熱更多，而隨著停堆時間的增加，累積燃耗大的組件會釋放更多的衰變熱?；诖?，希望該研究能夠?yàn)闊峁び嬎愫桶踩治鎏峁┗A(chǔ)數(shù)據(jù)。

參考文獻(xiàn)：

［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.

［2］R Chiang.Mixed-Oxide Fuel Decay Heat Analysis for BWR LOCA Safety Evaluation［C］.M&C2013,Sun Valley, Idaho［A］，2013.

［3］孔軍紅，徐銤.實(shí)驗(yàn)快堆FFR燃料的衰變熱計算［J］.核動力工程，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］竹生東.非線性迭代節(jié)塊方法的研究及PWR燃料管理計算軟件包研制[D］.西安：西安交通大學(xué)，2000.

中圖分類號：TL33

文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A

文章編號：1003-5168（2016）01-0133-03

收稿日期：2015-12-20

作者簡介：廖瑋（1984-），男，碩士，工程師，研究方向：科研項(xiàng)目管理；張敏杰（1984-），男，碩士，工程師，研究方向：核科技管理；田宇（1986-），男，學(xué)士，工程師，研究方向：核科技管理。

Typical Pressurized Water Reactor Shut Down after the Decay Heat Distribution Change Law Research

Liao WeiZhang MinjieTian Yu
（China Nuclear Power Research and Design Institute，Chengdu Sichuan 610213）

Abstract:The decay heat from a power reactor with high nominal power is tremendous after reactor shutting down.In this paper,a 900MW PWR core was simulated by using the PWR fuel management code package to supply the reli?able data for decay heat analysis,including the assembly power distribution and accumulated burn-up in the whole core life.The ORIGEN-2 code was applied to calculate the decay heat at different operational time in the core life. The change of decay heat shortly after reactor shutting down was analyzed and its distribution was obtained.The re?sults showed that the decay heat in short time for BOL was bigger than that of core with a period of operational time. While,the decay heat in long time had positive correlation between the decay heat and the operational time.

Keywords:WR；decay heat；fuel Management Calculation